Гамма-спектрометрический комплекс для определения поглощенной дозы в борсодержащих мишенях при облучении тепловыми нейтронами тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Химматов Исломбек Фазлиддин угли

• Химматов Исломбек Фазлиддин угли
• кандидат наук
• 2026

Оглавление диссертации кандидат наук Химматов Исломбек Фазлиддин угли

Введение

Глава 1. Методы определения поглощенной дозы в процессе НЗТ

1.1. Компоненты распределения поглощенной дозы в БНЗТ

1.2. Сцинтилляционный гамма-спектрометр

1.3. Полупроводниковый гамма-спектрометр

Выводы к главе

Глава 2. Ксеноновый гамма-спектрометр для определения поглощенной дозы в борсодержащих мишенях при облучении тепловыми нейтронами

2.1. Ксеноновый гамма-спектрометр

2.2. Измерительный комплекс для эксперимента «КСЕНОН»

2.3. Алгоритмы для управления измерительным комплексом

2.4. Моделирование эксперимента «КСЕНОН» в среде GEANT4

2.5. Метод определения поглощенной дозы в борсодержащих мишенях при облучении тепловыми нейтронами

Выводы к главе

Глава 3. Исследование воздействия нейтронов от Pu-Be-источника на измерительный комплекс в эксперименте «КСЕНОН»

3.1. Нейтронный источник Pu-Be

3.2. Результаты измерений с использованием Ри-Ве источника нейтронов

Выводы к главе

Глава 4. Применение нейтронного генератора ИНГ-07 в эксперименте «КСЕНОН»

4.1. Нейтронный генератор ИНГ-07

4.2. Оценка дозовой нагрузки при использовании нейтронного генератора ИНГ-07

Выводы к главе

Глава 5. Использование ксенонового гамма-спектрометра для определения поглощенной дозы в борсодержащих мишенях на реакторе ИРТ НИЯУ МИФИ . 73 5.1. Описание реактора ИРТ НИЯУ МИФИ

5.2. Гамма-спектрометрическое оборудование для эксперимента «КСЕНОН»

на ИРТ НИЯУ МИФИ

5.3. Результаты испытаний измерительного комплекса

Выводы к главе

Заключение

Список сокращений и условных обозначений

Список литературы

Список рисунков

Список таблиц

Приложение А

Введение

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Гамма-спектрометрический комплекс для определения поглощенной дозы в борсодержащих мишенях при облучении тепловыми нейтронами»

Актуальность темы

Глобальный рост онкологических заболеваний создает серьезные вызовы всему человечеству. Около 70% пациентов с онкологическими проблемами нуждаются в лучевой терапии. В Российской Федерации под диспансерным наблюдением находится большое число пациентов - свыше 4,4 миллиона, а ежегодно выявляется почти 700 тысяч новых случаев заболеваний. Перед национальной системой здравоохранения стоит амбициозная цель не только диагностировать, но и обеспечить максимально эффективное и безопасное лечение для каждого из этих людей.

В Республике Узбекистан, где на учёте состоят более 113 тысяч человек и ежегодно регистрируется свыше 22 тысяч новых случаев, создание и оснащение современных онкологических центров является одним из государственных приоритетов. Именно поэтому развитие и внедрение современных методов лучевой терапии перестаёт быть узкоспециальной задачей и приобретает стратегическое значение для обеих стран.

Лучевая терапия представляет собой один из ключевых методов лечения онкологических заболеваний, что позволяет бороться с опухолями при использовании высокоэффективных технологий. Эти методы особенно важны в случаях, когда хирургическое вмешательство нецелесообразно или невозможно. Лучевая терапия направлена на уничтожение злокачественных клеток, минимизируя при этом повреждение окружающих здоровых тканей.

Нейтрон-захватная терапия (НЗТ) это метод, обеспечивающий значительный прогресс в лечении онкологических заболеваний [1]. Он основывается на избирательном воздействии тепловых нейтронов на злокачественные клетки и открывает новые перспективы в терапии онкологических заболеваний. Она предоставляет альтернативу традиционным методам лучевой терапии, особенно в тех случаях, когда другие методы могут быть менее эффективными или трудно применимыми. Потенциал этой

4

технологии особенно заметен в сложных случаях, когда опухоль находится в труднодоступных местах или не реагирует на стандартные методы лечения.

НЗТ является двухкомпонентной технологией лечения онкологических заболеваний, использующей для достижения терапевтического эффекта два фактора, каждый из которых в отдельности либо не имеет терапевтического воздействия, либо оно недостаточно эффективно. В НЗТ эти два фактора - пучок тепловых нейтронов и фармацевтический препарат, имеющий в своем составе элемент, обладающий высоким сечением захвата тепловых нейтронов. Применение препаратов на основе бора (10В) и гадолиния (Gd) в НЗТ представляет собой инновационный подход к лечению рака. НЗТ применяется для максимального воздействия на опухолевые ткани при минимальном влиянии на здоровые.

Основные этапы схемы НЗТ включают: пациенту вводится фармацевтический препарат (на основе глюкозы или различных сахаров), который является основным энергетическим питанием раковых клеток. Они эффективно отбирают молекулы препарата у здоровых клеток и селективно накапливают их в опухолевых тканях. Обычно в эти препараты добавляют атомы бора-10 или гадолиния. Препарат начинает аккумулироваться в опухолевых тканях в большей степени, чем в окружающих здоровых тканях. Этот этап направлен на создание различных концентраций препарата в опухолях и здоровых тканях. После достижения максимального отношения концентраций препарата в опухолевой и здоровой тканях производится локальное облучение пациента пучком тепловых нейтронов, направленных непосредственно на онкологические ткани. Принцип накопления фармпрепарата в онкологических образованиях и последующие локальное воздействия на них пучком тепловых нейтронов создает возможность эффективного уничтожения опухоли. В результате взаимодействия тепловых нейтронов с нейтронозахватным элементом (НЗЭ), входящих в состав фармпрепарата, происходит образование короткопробежных и сильноионизирующих частиц, поражающих опухолевые

клетки. Существенное выделение энергии и, как следствие, поражение

биологических тканей происходит преимущественно в областях накопления

препарата при взаимодействии тепловых нейтронов с ядрами (10В, Gd и т.д.),

входящими в его состав. Для применения такого метода уничтожения раковых

клеток требуется совершенно иной подход при планировании терапии и

определении поглощенной дозы, подучаемой пациентом при проведении НЗТ.

Поглощенная доза в исследуемых мишенях состоит из нескольких компонент,

создаваемых различными видами ионизирующих излучений: доза от

взаимодействия тепловых нейтронов с НЗЭ препарата (БЕ), поглощенная доза

(Бг), создаваемая главным образом быстрыми нейтронами за счет образования

протонов отдачи, поглощенная доза от взаимодействия тепловых нейтронов с

ядрами азота (Бк), которые всегда имеются в теле пациента, и поглощенная доза

от фотонного излучения (Бу) создаваемого, главным образом, от реакции 1 2

И(и,у) Н). По экспериментальным и расчетным данным различных исследователей БЕ компонента поглощенной дозы при НЗТ составляет от 50% до 80% при использовании 10В или Gd от общей поглощенной дозы [2-4].

Однако стоит отметить, что НЗТ все еще находится в стадии изучения, и требуется проведение дополнительных клинических исследований для полного подтверждения ее эффективности и безопасности. Для успешного внедрения НЗТ в клиническую практику ключевой задачей остаётся обеспечение контроля дозовой нагрузки. Это требует разработки специализированных детекторных систем, устойчивых к воздействию потока тепловых нейтронов и способных функционировать в условиях больших потоков нейтронов [5]. Особую важность приобретает совершенствование методов дозиметрии, поскольку контроль поглощенной дозы определяет безопасность пациента. Современные разработки радиационно-устойчивых детекторов и методов определения распределения доз формируют базу для более контролируемого применения НЗТ, что имеет ключевое значение для ее клинического применения. Дозиметрические ошибки могут привести к недостаточному или повышенному облучению опухоли, а

также к повреждению здоровых клеток [6]. Развитие и применение НЗТ невозможно без получения информации о дозовых нагрузках на пациента. Поэтому определение поглощенной дозы в процессе НЗТ считается необходимым и актуальным.

Цель работы является разработка гамма-спектрометрического комплекса на основе ксенонового гамма-спектрометра (КГС) для определения поглощенной дозы в борсодержащих мишенях при облучении тепловыми нейтронами.

Для достижения поставленной цели необходимо было решить следующие задачи:

1. Создать измерительный комплекс, выполнить с его помощью на реакторе ИРТ НИЯУ МИФИ калибровочные и тестовые измерения.

2. Разработать технические решения (алгоритмы) для сбора данных, временного хранения, обработки данных в режиме реального времени, при этом одновременно обеспечивающие контроль и управление измерительным комплексом в дистанционном режиме.

3. Провести модельные эксперименты для определения поглощенной дозы в борсодержащих мишенях при облучении тепловыми нейтронами.

4. Исследовать в реальных условиях надежность и стабильность КГС при использовании Pu-Be источника нейтронов и нейтронного генератора ИНГ-07.

Научная новизна

1. Впервые разработан и создан гамма-спектрометрический комплекс на основе ксенонового гамма-спектрометра (КГС) для определения поглощенной дозы в борсодержащих мишенях при облучении тепловыми нейтронами. КГС обладает хорошим энергетическим разрешением (1,7 ±0,2) % для гамма-квантов с энергией 662 кэВ и работает в широком диапазоне температур (-5 - +100) 0С.

2. Впервые разработаны технические решения (алгоритмы) для мониторинга

поглощенной дозы в борсодержащих мишенях при облучении тепловыми

нейтронами, а также для управления комплексом, сбора, временного хранения

7

данных, передачи измеренных гамма-спектров с КГС и их математической обработки в режиме реального времени.

Практическая значимость работы

Заключается в том, что разработанный гамма-спектрометрический измерительный комплекс на основе ксенонового гамма-спектрометра может быть использован в области ядерной медицины, в частности, для определения поглощенной дозы при проведении бор-нейтронозахватной терапии. В настоящее время гамма-спектрометрический комплекс установлен на медицинском пучке нейтронов (ГЭК-4) реактора ИРТ НИЯУ МИФИ, что позволит проводить различные научные исследования для дальнейшего развития бор-нейтронозахватной терапии. (Имеется Акт об установке измерительного комплекса на реакторе ИРТ НИЯУ МИФИ).

Личный вклад автора

Все результаты, представленные в работе, получены либо автором лично, либо при его определяющем участии. Материалы, изложенные в диссертации, основаны на анализе автором литературных данных и результатов, проведенных автором экспериментов.

Достоверность

Достоверность полученных результатов подтверждается:

1. Совпадением расчетных характеристик ксенонового гамма-спектрометра с результатами экспериментов, в которых использовались стандартные источники гамма-излучения (радионуклиды из набора ОСГИ);

2. Использованием сертифицированной измерительной аппаратуры при проведении различных гамма-спектрометрических исследований.

Положения, выносимые на защиту

1. Созданный гамма-спектрометрический комплекс на основе ксенонового спектрометра, предназначенный для определения поглощенной дозы в борсодержащих мишенях при облучении тепловыми нейтронами.

2. Технические решения (алгоритмы) по сбору, хранению и обработке экспериментальных данных в режиме реального времени, а также для контроля и управление созданным комплексом в дистанционном режиме.

3. Результаты модельных и экспериментальных исследований для определения поглощенной дозы в борсодержащих мишенях при облучении тепловыми нейтронами.

4. Результаты исследования надежность и стабильность разработанного комплекса при использовании различных нейтронных источников.

Апробация результатов

Результаты работы были доложены на четырех Российских и международных конференциях: «Ксеноновые гамма-спектрометры в ядерной медицине» вторая научно-практическая конференция "Современные проблемы физики, энергетики и теплотехники", Ташкент, Узбекистан, 23 ноября 2023 г., «Gamma spectrometers in nuclear medicine» научная-техническая конференция "Новый Узбекистан: наука, образование и инновации", г. Джизак, Узбекистан, 910 апреля 2024 г., «Optimizing gadolinium-157 mediated neutron capture therapy through geant4 simulations» международная научно-практическая конференция "Современные проблемы и перспективы развития физики", г. Наманган, Узбекистан, 22-23 октября 2024 г., «Применение ксенонового гамма-спектрометра для нейтрон-захватной терапии» «XXV межвузовская молодежная научная школа-конференция имени Б.С. Ишханова», Москва, Россия, 27-28 ноября 2024 г.

По теме диссертации опубликовано 6 статей, из них 4 - в рецензируемых научных изданиях, включенных в базы данных ВАК, Scopus и Web of Science:

1. И.Ф.Химматов, С.Е.Улин, В.М.Грачев, К.Ф. Власик, З.М. Утешев, А.Е. Шустов, А.И. Маджидов «Перспективы использования ксенонового гамма-спектрометра в бор-нейтрон-захватной терапии на медицинском пучке реактора ИРТ НИЯУ МИФИ». Краткие сообщения по физике ФИАН. 2025, 52, №9, 40-51.

I.F. Khimmatov, S.E. Ulin, V.M. Grachev, K.F. Vlasik, Z.M. Uteshev, A.E.Shustov, A.I. Madzhidov. Prospects of using a xenon gamma spectrometer in boron neutron capture therapy on the medical beam of the reactor IRT MEPhl. Bulletin of the Lebedev Physics Institute, 2025, Vol. 52, No. 9, pp. 72-82. https://doi.org/10.3103/S1068335625602511 (Web of Science & Scopus)

2. И.Ф. Химматов, С.Е. Улин «Применение ксенонового гамма-спектрометра для НЗТ». Учен. зап. физ. фак-та Моск. ун-та. 2025. № 2, 12-16. (Журнал ВАК, К2)

3. И.Ф. Химматов, С.Е. Улин. «Определение дозовой нагрузки при нейтрон-захватной терапии с помощью ксенонового гамма-спектрометра». Краткие сообщения по физике ФИАН. 2025, 52, №4, 49-56.

I. F. Khimmatov, S. E. Ulin. Determination of the Dose Load in Neutron Capture Therapy Using a Xenon Gamma-Ray Spectrometer. Bulletin of the Lebedev Physics Institute, 2025, Vol. 52, No. 4, pp. 179-184.

https://doi.org/10.3103/S1068335624602097 (Web of Science & Scopus)

4. И.Ф. Химматов, С.Е. Улин. «Использование ксенонового гамма-спектрометра для дозиметрии в бор-нейтронозахватной терапии». Ядерная физика, 2024, том 87, № 05, с. 59-63.

I. F. Khimmatov, S. E. Ulin. Use of a Xenon Gamma Spectrometer for Dosimetry in Boron-Neutron Capture Therapy. Physics of Atomic Nuclei, 2024, Vol. 87, No. 5, pp. 620-624. https://doi.org/10.1134/S1063778824700601 (Web of Science & Scopus)

5. И.Ф. Химматов, С.Е. Улин. «Моделирование нейтронозахватной терапии с использованием GEANT4». Научный вестник бухарского государственного университета. 2024. №. 9. - С. 29-30.

6. I.F. Himmatov, S.E. Ulin. «A brief review of NCT dosimetry». Austrian Journal of Technical and Natural Sciences, 2023, No 9-10. pp. 48-51.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, выводов и списка литературы, состоящего из 121 наименований. Общий объем работы составляет 111 страниц, включает 43 рисунка, 6 таблиц и приложения А.

Глава 1. Методы определения поглощенной дозы в процессе НЗТ

НЗТ является эффективным методом борьбы со злокачественными опухолями, в развитии которого принимают активные участие физики, медики, радиологи и другие специалисты. Этот метод основан на избирательном накоплении фармпрепаратов (с изотопом бор-10), в опухолевых тканях. Затем опухоль облучают тепловыми нейтронами, что приводит к интенсивному разрушению онкологических тканей с минимальным повреждением здоровых тканей. Такой подход позволяет эффективно воздействовать на опухоль, снижая побочные отрицательные эффекты лечения.

В 1936 году Лочер [7] выдвинул идею использования нейтронных захватных реакций в лечение рака, предполагая возможность введения небольших количеств сильных поглотителей нейтронов в определение участки, где требуется высвобождение ионизирующей энергии. Это включало

возможность введения в онкологические клетки нетоксичных соединений бора, лития, гадолиния или золота, а затем проводить облучение их тепловыми нейтронами.

Первые биологические эксперименты по бор-нейтронной захватной терапии начались с имплантации опухолевых фрагментов в ткань мышам. Эти фрагменты были предварительно облучены нейтронами в пробирках с борной кислотой. В 1936 году исследователь Заль [8] провел эксперименты для оценки эффективности НЗТ после инъекции борной кислоты в мышиную саркому. Скоро после этого ученые предположили [9], что НЗТ может быть эффективным методом лечения опухолей головного мозга. Дальнейшие исследования подтвердили возможность накопления более высокой концентрации бора в опухоли мозга по сравнению со здоровой тканью головного мозга. Все это послужило основанием для начала клинических испытаний метода бор-нейтронной захватной терапии в США в 1952 году [10]. Эти испытания проводились в Брукхейвенской национальной лаборатории и в Массачусетском технологическом институте.

С современной точки зрения, неудачи (летальные исходы исследуемых мышей) в применении НЗТ в тот период обусловлены различными, но объяснимыми причинами. Это связано с неэффективным скоплением агентов доставки бора в тканях опухоли, неравномерным распределением поглощённой дозы при облучении тепловыми нейтронами, недооценкой вклада быстрых нейтронов и энергичных фотонов в общую терапевтическую дозу. Эти проблемы привели к тому, что исследования в области НЗТ в США были приостановлены на три десятилетия, начиная с 1961 года.

В 1968 году японский нейрохирург Хироси Хатакана, который участвовал

в ранних клинических исследованиях НЗТ в США, возобновил свои

исследования уже в Японии [11]. Он столкнулся с теми же ключевыми

проблемами, что и американские ученые на первом этапе развития НЗТ:

неэффективное накопление бора в тканях опухоли и неравномерное

распределение дозы от тепловых нейтронов. Чтобы преодолеть эти проблемы,

12

его группа начала использовать новые подходы, включая применение тяжелой воды для лучшего распределения поглощенной дозы и создание новых препаратов для доставки бора. С целью применения низкоэнергетических нейтронов в ходе исследований Х. Хатанака потребовалось проведение открытой хирургической операции для точного направления пучка нейтронов в опухоль мозга [12]. Это увеличивало время облучения пациента до нескольких часов, который находился под общим наркозом. Однако эти технические нюансы и неизбежные осложнения после операции во многом стали причиной неправомерной критики исследовательской группы Хатанака. В результате исследования в области НЗТ были прекращены на несколько лет, завершив второй этап клинического применения этого метода.

Возрождение интереса к методу НЗТ в 1980-х годах объясняется несколькими факторами. Во-первых, благоприятные результаты клинического применения группой Хатанака. Во-вторых, анализ выявленных проблем в ходе исследований этой группы, а также значительные успехи в создании более эффективных и безопасных борсодержащих препаратов [13]. Это привело к активному участию исследователей, которые развивали методику НЗТ, опираясь как на собственные результаты, так и на результаты предшественников.

Одним из важных направлений исследований в третьем периоде развития НЗТ стали эксперименты профессора Мисимы [13], который в 1987 году первым начал применять для лечения поверхностных злокачественных меланом борфенилаланин, который до сих пор используется в клинических испытаниях НЗТ.

В основном метод рассматривался как способ лечения злокачественных опухолей головного мозга без необходимости хирургического вмешательства. Использование свойств эпитепловых нейтронов, позволяющих проникать через внешние покровы без значительного ослабления, открыло новые возможности для снижения экспозиционной дозы. Эти обстоятельства внушали надежду не только на увеличение продолжительности жизни больных, но и на повышение ее

качества. Клинические результаты третьего периода развития метода НЗТ были обнадеживающими и демонстрировали его перспективность [14].

Появление реакторных источников тепловых нейтронов в начале 1990-х годов открыло путь к проведению контролируемых клинических исследований в таких учреждениях, как Брукхейвенская национальная лаборатория и Массачусетский технологический институт в 1994 году [15], а также в Питтен (Австрия) в 1996 году [16]. Спустя некоторое время подобные объекты появились в Финляндии, Швеции, Чехии, Японии, Аргентине и на Тайване [17].

Завершение третьего этапа развития НЗТ [18] привело к осознанию научным сообществом нескольких основных проблем. Первая проблема заключается в том, что пока не существует достаточного количества достоверных положительных результатов лечения без хирургического вмешательства при использовании эпи-тепловых нейтронов. Вторая проблема связана с источником эпитепловых нейтронов. Ядерные реакторы способны обеспечить потоки либо быстрых, либо тепловых нейтронов, но не эпи-тепловых, необходимых для нейтрон-захватной терапии. Для разработки специализированных источников на ядерных реакторах требуется значительное финансирование. Создание источников нейтронов на основе ускорителей заряженных частиц является сложной задачей, решение которой открывает путь к началу четвертого современного этапа истории развития НЗТ.

В настоящее время работы в области НЗТ ведутся в исследовательских центрах во многих странах (США, Евросоюз, Россия, Япония, Аргентина, Тайвань и др.). Актуальность внедрения методики НЗТ в практику очевидна, поскольку распространенность онкологических заболеваний и, как следствие, смертность неуклонно растут [19].

Внедрение НЗТ в клиническую практику предполагает решение нескольких ключевых проблем. Первая из них связана с разработкой источника нейтронов, пригодного для установки в клинических условиях. Вторая проблема заключается в эффективной доставке НЗЭ в клетки опухоли. Третья проблема

касается необходимости проведения дозиметрии на всех этапах лечения [20].

14

Единственным прямым методом измерения поглощённой дозы является гамма-спектрометрия, основанная на регистрации гамма-квантов с энергией 478 кэВ, возникающих при взаимодействии 10В с нейтронами.

Для измерения дозы у-излучения широко применяют сцинтилляционные гамма-спектрометры, например, Ка1(Т1), полупроводниковые гамма-спектрометры, на основе детектора из особо чистого германия и др.

В этой главе рассматриваются компоненты распределения поглощенной дозы в теле пациента при проведении бор-нейтронозахватной терапии (БНЗТ), а также перечисленные выше гамма-спектрометры, их преимущества и недостатки.

1.1. Компоненты распределения поглощенной дозы в БНЗТ

Нейтроны, проходящие через здоровую ткань, могут взаимодействовать со стабильными ядрами, такими как 1Н, 14К, 10В. Здоровые ткани содержат ядра 1Н (0,33 барн), 14К(1,7 барн). Сечения их взаимодействия с нейтронами недостаточны

для оказания существенных радиационных повреждений здоровых тканей.

При облучении тепловыми нейтронами изотоп 10В (3990 барн) распадается на а - частицу и ион лития 7Ь1++. Эти частицы ионизируют опухолевые клетки, так как пробег этих частиц составляет всего (5-10 мкм), что приводит к эффективному и избирательному поражению раковых клеток.

Реакцию взаимодействия нейтронов с ядром 10В можно запись следующим образом [21].

При захвате нейтрона ядром 10В образуется возбужденное ядро 11В,

12 7

которое всего за 10- секунды распадается на а-частицу и ядро Ь1,

разлетающиеся с высокой энергией. В 6% случаев их суммарная энергия составляет 2,79 МэВ, а в 94% случаев - 2,31 МэВ, так как 478 кэВ уносятся у-

п

квантом (Рис.1) [21]. Заряженные частицы быстро теряют сою энергию ( Li и а-частица) и останавливаются на расстоянии не более 7мкм. Размер клетки равен примерно 10 мкм, поэтому около 80% энергии, выделяющейся в результате этой ядерной реакции, приходится именно на ту клетку, в которой находится ядро бора, захватившее нейтрон. Таким образом, большая часть энергии реакции локализуется в пределах одной клетки, что делает этот процесс эффективным для точечного воздействия.

Рис. 1. Схема реакции поглощения нейтронов ядрами 10В.

Использование 10В в нейтрон-захватной терапии обладает рядом преимуществ по сравнению с ядрами гадолиния. Во-первых, изотоп 10В широко распространён в природе, что делает его легкодоступным. Во-вторых, частицы, возникающие в ходе реакции, быстро теряют свою энергию. При этом длина их пробега сопоставима с размерами клетки, что обеспечивает прямое воздействие на борсодержащую клетку.

Рассмотрим процессы взаимодействия тепловых нейтронов с ядрами гадолиния.

157

Взаимодействие нейтронов с атомами Gd (255000 барн) происходит в

157 158

несколько этапов. Процесс, происходящий в реакции Gd(n,y) Gd, можно разделить на три этапа.

1. На первом этапе ядро Gd захватывает тепловой нейтрон, что приводит к образованию возбужденного ядра 158Gd*.

2. На втором этапе энергия возбуждения этого ядра высвобождается в виде у-излучения, однако также возможен процесс, при котором возбуждение снимается через испускание конверсионных электронов (8 %).

3. На последнем этапе вакансии, оставшиеся после испускания конверсионных электронов, заполняется электронами с близлежащего энергетического уровня. Разница в энергии между этими уровнями вызывает эмиссию рентгеновского излучения или электрона низкой энергии (Оже-электрона). Этот процесс продолжается до тех пор, пока все вакансии не будут заполнены [22].

Такие же процессы происходят при взаимодействии нейтрона с изотопом гадолиния 155Gd.

Вторичное излучение, возникающее в результате описанной реакции, показано на рис.2. Это излучение включает у-кванты, конверсионные электроны, а также Оже-электроны и рентгеновские лучи, которые излучаются при возвращении электронов на занятые уровни в результате конверсии.

157 158

В реакции Gd(n,y) Gd образование вторичного излучения происходит с различными распределениями по энергиям: 22% энергии уходит на высокоэнергичные у-кванты, 8% - на электроны внутренней конверсии, 10% - на рентгеновское излучение, а 60% - на электроны Оже и Костера-Кронинга.

157

Рис.2. Схема реакции поглощения нейтронов ядрами Gd [22]

Средняя энергия у-кванта в этом случае составляет 2,3 МэВ, что приводит к его значительному пробегу в биологической ткани (несколько сантиметров). Это может вызвать облучение не только опухолевых клеток, но и здоровых тканей.

Конверсионные электроны имеют среднюю энергию 45-66 кэВ и длину свободного пробега несколько миллиметров. Оже-электроны, имеющие энергию 5-9 кэВ, обладают очень малой длиной пробега - всего несколько нанометров. Данные о спектре рентгеновского излучения, которое также возникает в этом процессе, отличаются у разных исследователей. Энергетический диапазон рентгеновского излучения: 11 - 38 кэВ. Эти значения могут различаться почти в четыре раза, что приводит к необходимости использования различных методов их регистрации или интерпретации данных [22].

Одним из преимуществ 157Gd по сравнению с ядром 10В является его большое сечение захвата (255000 барн) тепловых нейтронов. Однако это же свойство может оказывать и негативное влияние. В частности, при попытке достичь высокой концентрации гадолиния в опухоли возникает эффект

157

"самоэкранировки" [23]. Это означает, что атомы Gd, находящиеся на пути потока нейтронов, эффективно поглощают тепловые нейтроны. В результате,

глубоко расположенные атомы этого элемента в опухоли получают меньшее количество нейтронов, что приводит к неравномерному распределению поглощенной дозы в опухоли.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Химматов Исломбек Фазлиддин угли, 2026 год

Список литературы

1. Song Wang, Zhengchao Zhang, Lele Miao, Yumin Li. Boron Neutron Capture Therapy: Current Status and Challenges // Frontiers in Oncology. - 2022. - T.12. - № March. - pp.1-11.

2. G. Gambarini, V. Colli, S. Gay et al. In-phantom imaging of all dose components in boron neutron capture therapy by means of gel dosimeters // J. Applied Radiation and Isotopes. - 2004. - Vol. 61. - pp. 759-763.

3. P. Kotiluoto, I. Auterinen. MCNP study for epithermal neutron irradiation of an isolated liver at the Finnish BNCT facility // J. Applied Radiation and Isotopes. - 2004. -Vol. 61. - pp. 781-785.

4. G. Bartesaghi, J. Burian, G. Gambarini et al. Evaluation of all dose components in the LVR-15 reactor epithermal neutron beam using Fricke gel dosimeter layers // Proceedings of 13 th International Congress on Neutron Capture Therapy "A new option against cancer" (November 2-7, 2008, Italy). ENEA. - 2008. - pp. 617-620.

5. Bikchurina M, Bykov T, Ibrahim I et al. S. Dosimetry for boron neutron capture therapy developed and verified at the accelerator based neutron source VITA // Front. Nucl. Eng. - 2023. - T. 2. № October. - pp.1-8.

6. Rolf F. Barth. Boron neutron capture therapy at the crossroads: Challenges and opportunities // Applied Radiation and Isotopes, 67, Issues 7-8, - 2009, - pp. S3-S6.

7. Locher G.L. Biological effects and therapeutic possibilities of neutrons // Amer. Journ. Roentgenol. Radium Ther. - 1936. - V.36, N 1. - P. 1-13.

8. Zahl P., Cooper F., Dunning J. Some in vivo effects of localized nuclear disintegration products on transplantable mouse sarcoma // Proc. Natl. Acad. Sci. USA. - 1940. - V.10. - P. 589-598.

9. Zahl P., Cooper F. Physical and biological considerations in the use of slow for cancer therapy // Radiology. - 1941. - V.37. - P. 673-682.

10. Sweet W., Javid M. The possible use of slow neutrons plus boron-10 in the therapy of intracranial tumors // Trans. Amer. Neurol. Assoc. - 1951. - V. 76. - P. 60-60.

11. Hatanaka T. Future possibility of neutron capture therapy of malignant tumors by use of low energy neutron from nuclear reactors and other sources // Gan No Rinsho(Japan Journ. Canser Clinics). - 1969. - V. 15, - N 4. - P. 367-369.

12. Hatanaka H., Sano K. A revised boron-neutron capture therapy for malignant brain tumors. Present limits in neurosurgery // Prague: Czechoslovak Medical Press, -1972. - P. 83-85.

13. Hatanaka H., Sweet W., Sano K. The present status of boron-neutron capture therapy for tumors // pure Appl. Chem. - 1991. - V. 63, -P. 373-374.

14. Mishima Y., Honda V., Ichihashi M. et al. Treatment of malignant melanoma by single thermal neutron capture therapy with melanoma-seeking 10B-compound // Treatment Lancet. - 1989. - V. 2. - P. 388-389.

15. Chanana A., Capala J., Chadha M. et al. Boron neutron capture therapy for glioblastoma multiforme : interim results from the phase I/II dose-escalation studies // Neurosurgery. - 1999. - V. 44, N 6. - P. 1182-1193.

16. Busse P., Harling O., Palmer M. et al. A critical examination of the results from the Harvard-MIT NCT program phase I clinical trials of neutron capture therapy for intracranial disease // J. Neuro-Oncol. - 2003. - V. 62, N 1-2. - P. 111-121.

17. Sauerwein w., Zurlo A. The EORTC boron neutron capture therapy (BNCT) group: achievements and future projects // Eur. Journ. Canser. - 2002. - V. 38, Suppl. 4. - P. S31-S34.

18. Gueulette J., Binns P., Roberts S. RBE of the MIT epithermal neutron beam for crypt cell regeneration in mice // Radiat. Res. - 2005. - V. 164, - P. 805-809.

19. Цыб А.Ф. и др. Нейтроны в лечении злокачественных новообразований: Научно-метод. Пособие. Обнинск: БИСТ, - 2003. - 112 с.

20. С.Ю.Таскаев, В.В.Каныгин. Бор-нейтронозахватная терапия. Новосибирск. Издательство СО РАН, - 2016. - 70 с.

21. Бекман И.Н. Радиационная и ядерная медицина: физические и химические аспекты. Радиохимия. Том 7: - Учебное пособие. - 2012.- 217-220.

22. Клыков С.А. Реакция Gd(n,Z) как источник ионизирующего излучения для нейтрон-захватной терапии. Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук // Обнинск. - 2003. - 138 с.

23. Shein I., Khokhlov V., Kulakov V. and Zaitsev K. Estimation of neutron kerma in biological tissue containing boron and gadolinium compounds for neutron capture therapy // Proc. Intern. Symp. On Boron Neutron Capture Therapy, - July 7-9, - 2004.

24. Карпович Н. И., Вагнер А. Р., Бахметьева М. и др. Количественное планирование нейтрон-захватной терапии по данным кинетики комплексов Gd (III) при магнитно-резонансной томографии // Сибирский медицинский журнал. -2017. - Т. 32, No 3. - С. 77-82.

25. Jin WH, Seldon C, Butkus M, Sauerwein W, Giap HB. A Review of Boron Neutron Capture Therapy: Its History and Current Challenges // Int J Part Ther. - 2022 Jun 9;9(1):71-82. doi: 10.14338/IJPT-22-00002.1.

26. Katsumi Hirose, Takahiro Kato, Takaomi Harada, Tomoaki Motoyanagi, Hiroki Tanaka, Akihiko Takeuchi, Ryohei Kato, Shinya Komori, Yuhei Yamazaki, Kazuhiro Arai, Noriyuki Kadoya, Mariko Sato, Yoshihiro Takai, Determining a methodology of dosimetric quality assurance for commercially available accelerator-based boron neutron capture therapy system // Journal of Radiation Research, Volume 63, Issue 4, July 2022, Pages 620-635, https://doi.org/10.1093/jrr/rrac030

27. Борисов, Г.И. Физические основы нейтрон-захватной терапии: дис. доктор физико-математических наук: 03.01.01 - Радиобиология. Москва. 2011.

28. P. Kotiluoto, I. Auterinen. MCNP study for epithermal neutron irradiation of an isolated liverat the Finnish BNCT facility // Applied Radiation and Isotopes 61 (2004) 781 - 785.

29. Демехина и др. Исследование свойств экзотических ядер в реакциях фрагментации релятивистских ионов с использованием сцинтилляционных детекторов // Ядерная физика. — 2021. — Т. 84, № 4. — С. 443-452.

30. Мальцев и др. Исследование гигантских резонансов в реакциях под кулоновским барьером с использованием массива сцинтилляционных детекторов

ГАММА // Письма в ЭЧАЯ. — 2017. — Т. 14, № 6. — С. 893-905.

95

31. Бруданин В. Б. и др. Эксперимент по поиску распада протона и темной материи на сцинтилляционном детекторе в Баксанской нейтринной обсерватории ИЯИ РАН // Физика элементарных частиц и атомного ядра. — 2018. — Т. 49, вып. 4. — С. 135-167.

32. Власов И.В., Зайцев А.А., Кривошей М.И. и др. Разработка и исследование характеристик детекторного модуля ПЭТ-сканера на основе монолитных сцинтилляционных кристаллов LYSO и кремниевых фотоумножителей // Медицинская физика. — 2022. — № 1. — С. 52-60.

33. Гаркун И.В., Давыдов А.С., Старченко С.В. и др. Влияние нестабильности характеристик сцинтилляционных кристаллов BGO на точность количественных измерений в ПЭТ // Проблемы атомной науки и техники. Серия «Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение». — 2020. — № 4. — С. 78-85.

34. Калинин А.И., Маслов О.Д., Романовский Е.А. Применение сцинтилляционных детекторов на основе кристаллов NaI(Tl) в радионуклидной диагностике: методы контроля и обеспечения стабильности // Вестник Российского научного центра рентгенорадиологии. -2018. -Т.18, №2. - С. 45-52.

35. В.О.Сергеев, «Практикум по ядерной физике», - Спб, - 2006

36. Иванов, В.И. Сравнительная характеристика детекторов ионизирующих излучений для дозиметрического контроля // "Вопросы атомной науки и техники". Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. — 2008. — №. — С. 112-118.

37. Дж.Биркс, Сцинтилляционные счетчики, - М., ИЛ, - 1955.

38. Vlasik K.F., Grachev V.M., Dmitrenko V.V. et al. Effect of proton and neutron fluxes on the spectrometric characteristics of the high-pressure xenon y-ray spectrometer. Instruments and Experimental Techniques //- 1998.-Т. 41. №3.-С.309-314.

39. Yi Lu, Zhao-Hui Song, Gang Li, Xin-Jian Tan, Xiao-Chuan Zhao, Kan Zhang. Study of neutron radiation effect in LaBr3 scintillator // Chinese Physics C Vol. 39, No. 10 (2015) 106003.

40. Квинт, В.А., Дьяченко, В.В., Чернов, А.С. Исследование собственного фона сцинтилляционных детекторов на основе монокристаллов LaBr3:Ce для гамма-спектрометрии // Приборы и техника эксперимента. — 2015. — № 4. — С. 65-71.

41. Грумм-Гржимайло, А.Н., Кузьминов, В.В., Остроумов, В.И. Полупроводниковые детекторы в экспериментальной физике. — М.: Атомиздат, 1977.

42. А.П. Абрамов, Ю.А. Казанский, У.С. Матусевич. Основы экспериментальных методов ядерной физики. 3-е изд., перераб. И доп. -М.:Атомиздат, - 1985.

43. Bikchurina M, Bykov T, Ibrahim I et al. Dosimetry for boron neutron capture therapy developed and verified at the accelerator based neutron source VITA // Front. Nucl. Eng. - 2023. - Т. 2. № October. - pp.1-8.

44. M. Descovich, I.Y. Lee, P.N. Luke, R.M. Clark, M. Cromaz, M.A. Deleplanque, R.M. Diamond, P. Fallon, A.O. Macchiavelli, E. Rodriguez-Vieitez, F.S. Stephens, D. Ward. Effects of neutron damage on the performance of large volume segmented germanium detectors // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A 545 (2005) 199 - 209.

45. www.ortec-online.com/service-and-support/library/tech-notes/neutron-damage.

46. E.H. Seabury, C. Dew. Van Siclen., J.B. McCabe, C.J. Wharton, and A.J. Caffrey Senior Member, IEEE. Neutron Damage in Mechanically-Cooled HighPurity Germanium Detectors for Field-Portable Prompt Gamma Neutron Activation Analysis (PGNAA) Systems // 2013 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference.

47. UlinS.E. et al. New xenon gamma-ray spectrometer for sorting of radioactive waste// Proceedings SPIE, - 2016, Vol.9968, 99680A. doi: 10.1117/12.2235742

48. Ulin S. et al. Xenon Gamma-Ray Spectrometer for Radioactive Waste Controlling Complex // Journal of Physics: Conference Series, - 2016, - Vol. 675, № 4, P. 042023. doi: 10.1088/1742-6596/675/4/042023

49. Petrenko D.et al. High-voltage power supply with improved thermos stability for Xenon gamma-ray spectrometer // J. Phys.: Conf. Ser., - 2016, - Vol.675. doi: 10.1088/1742-6596/675/4/042038

50. Власик К.Ф и др. Влияние потоков протонов и нейтронов на спектрометрические характеристики гамма-спектрометра на сжатом ксеноне // Приборы и техника эксперимента. - 1998. - № 3. С. 19.

51. Ulin S. et al. Xenon Gamma-Ray Spectrometer for Radioactive Waste Controlling Complex // Journal of Physics: Conference Series, - 2016, - Vol. 675, № 4, P. 042023. doi: 10.1088/1742-6596/675/4/042023.

52. Власик К.Ф. и др. Автоматизированная система на основе ксеноновых гамма-спектрометров для контроля газообразных радиоактивных выбросов ядерного реактора // Ядерные измерительно-информационные технологии, -2004, - Т. 2, CC. 45-53.

53. И.В. Чернышева, А.Г. Майоров, С.Ю. Александрин и др. Ядерно-физические приборы и методы в космофизическом и наземном эксперименте: лабораторный практикум. - М.: НИЯУ МИФИ, - 2023. - 75 с.

54. Мухин К.Н. Занимательная ядерная физика. — М.: Энергоатомиздат, 1985. — 312 с.

55. D Petrenko, Z Uteshev, A Novikov et al. The prospects of creation of well-type xenon gamma-ray spectrometer // International Conference on Particle Physics and Astrophysics (ICPPA-2015);

56. С.Е. Улин. Гамма спектрометры на сжатом ксеноне: Разработка, исследование характеристик и применение // диссертация. - 1999.

57. A.S. Novikov, S.E. Ulin, V.V. Dmitrenko et al. Xenon gamma-ray spectrometers: development and applications // Proc. SPIE 11114, Hard X-Ray, Gamma-Ray, and Neutron Detector Physics XXI, 111140H (9 September 2019); https://doi.org/10.1117/12.2528753

58. С. Н. Пья, В. М. Грачев, В. В. Дмитренко и др. Идентификация радиоактивных отходов по гамма-излучению радионуклидов с помощью

ксенонового гамма-спектрометра // Евразийское Научное Объединение. - 2015. -Т.1, № 6(6). - С. 16-19.

59. И. А. Судоплатова, К. Ф. Власик, В. М. Грачев и др. Ксеноновые гамма-спектрометры для исследования радиоактивных ядерных материаров // Научная сессия НИЯУ МИФИ-2015: Аннотации докладов, Москва, 16-20 февраля - Том 1. - Москва: Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ", -2015. - С. 181.

60. С. Н. Пья, К. Ф. Власик, В. М. Грачев и др. Моделирование ксенонового гамма-спектрометра для задач идентификация и паспортизация радиоактивных материалов // Научная сессия НИЯУ МИФИ-2014: Аннотации докладов: в 3-х томах, Москва, 27 января - Том 1. - Москва: Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ", - 2014. - С. 57.

61. С. Н. Пья, К. Ф. Власик, В. М. Грачев и др. Определение активности радиоактивных отходов в контейнере с помощью ксенонового гамма спектрометра // Краткие сообщения по физике ФИАН. - 2015. - Т. 42,

№ 8. - С. 41-47.

62. А. И. Маджидов, В. В. Дмитренко, С. Е. Улин и др. Влияние коллиматора и поглотителя на спектры, измеренные с помощью прототипа ксенонового гамма-спектрометра // Радиоактивные отходы. - 2024. № 1(26). - С. 26-34.

63. С.Е. Улин, В. В. Дмитренко, К.Ф. Власик и др. Гамма-спектрометрический комплекс для вывода ядерных объектов из эксплуатации // Краткие сообщения по физике ФИАН. - 2020. - Т. 47, № 6. - С. 32-40.

64. С. Н. Пья, К. Ф. Власик, В. М. Грачев и др. Моделирование ксенонового гамма-спектрометра для анализа радиоактивных материалов // Краткие сообщения по физике ФИАН. - 2014. - Т. 41, № 9. - С. 9-14.

65. GEANT4 TOOLKIT [Электронный ресурс]: Пакет моделирования взаимодействия частиц с веществом. URL http:// geant4. cern. ch.

66. Д.Худсон. Статистика для физиков. 2-дополненное издание. Перевод с английского. - Москва, - 1970.

67. Антонов, В.И., Иванов, О.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. — Учебное пособие. — М.: НИЯУ МИФИ, 2012.

68. D Petrenko, Z Uteshev, A Novikov, A Shustov, K Vlasik, I Chernysheva, M Smirnova, K Krivova, V Dmitrenko, S Ulin. The prospects of creation of well-type xenon gamma-ray spectrometer. Journal of Physics: Conference Series 675 (2016) 042039.

69. Громов В. В. Разделение и использование стабильных изотопов бора. — Москва: ВИНИТИ, 1990.

70. В. Д. Рисованый, А. В. Захаров, У. З. Клочков, Т. М. Гусева. Бор в ядерной технике, изд. 2-е, (ГНЦ НИИАР, Димитровград, 2011).

71. Сборник лабораторных работ по ядерной физике. Ч. 1. Нейтронная физика: Уч. пособие / Под ред. Ю.П. Добрецова. М.: МИФИ, - 2004. - 68 с.

72. Крамер-Агеев Е.А., Лавренчик В.Н., Самосадный В.Т., Протасов В.П. Экспериментальные методы нейтронных исследований. -М.: Энергоатомиздат, -1990.

73. Гуревич И.И., Протасов В.П. Диффузия и замедление нейтронов. -М.: МИФИ, - 1986.

74. Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. - М.: Атомиздат, - 1980.

75. A.E. Shustov, I. V. Chernysheva, V. V. Dmitrenko et al. Thermal neutrons registration by xenon gamma-ray detector // J. Phys. Conf. Ser. - 2016. - Т. 675. № 4.

76. Dmitrenko, V.V., Vlasik, K.F., Grachev, V.M. et al. Detection of neutrons and у rays by a xenon pulsed ionization chamber. Instrum Exp Tech 55, 419-422 (2012).

77. Gilmore G., Practical Gamma-Ray Spectrometry. 2008 John Wiley & Sons, Ltd. ISBN: 978-0-470-86196-7

78. G. F. Knoll, Radiation Detection and Measurement. 3rd Edition, New. York, Wiley, 2000.

79. Таскаев, С. Ю. бор-нейтронозахватная терапия // Ядерная физика. - 2021. -Т. 84, № 2. - С. 166-170.

80. Harling O., Riley K. Fission reactor neutron sources for neutron capture therapy

- a critical review // J. Neuro-Oncol. - 2003. - V.62. - P.7-17.

100

81. Rutherford, E., Oliphant, M. L., and Harteck, P. Transmutation Effects Observed with Heavy Hydrogen // Proceedings of the Royal Society A, 1934. 144(853), 692-703.

82. Цукерман В. А. Импульсные источники нейтронов для геофизических исследований // 1960, Атомная энергия, 8(3), 245-251.

83. Бриш А. А., Кузнецов В. И. Переносные нейтронные генераторы для разведки полезных ископаемых //1972, Приборы и техника эксперимента, 4, 4550.

84. Флёров Г. Н., Плеве А. А. Генераторы нейтронов на основе реакций D-D и D-T // 1955, Доклады АН СССР, 102(5), 1001-1004.

85. Дубовицкий Д. И. Применение нейтронных генераторов в медицине // 1980, Медицинская радиология, 25(6), 68-73.

86. Wang, C. K. et al. A high-intensity neutron generator for BNCT // (2020) -Scientific Reports.

87. М. И. Бабич, И. В. Урупа. Определение концентрации изотопа 10В в воде с помощью нейтронно-радиационных методов анализа // Физико-технические интеллектуальные системы (ФТИС-2024): Сборник тезисов III Научно-практической конференции, Москва, 06-08 февраля 2024 года. - Тамбов: ООО "Издательство Юлис", 2024. - С. 57.

88. Koryakin S. N. и др. The experience of using portable Russian neutron generator for gamma-neutron therapy of domestic animals with malignant tumors // Radiat. Risk. - 2018. - Т. 27. № 1. - С. 94-106.

89. Зверев В. И., Боголюбов Е. П. Нейтронный генератор // Большая российская энциклопедия: научно-образовательный портал - URL: https://bigenc.ru/c/neitronnyi-generator-f6f8b5/?v=4947663.

90. В. В. Дмитренко, К. Ф. Власик, В. М. Грачев и др. Регистрация нейтронов и гамма-квантов ксеноновой ионизационной импульсной камерой // Приборы и техника эксперимента. - 2012. - № 4. - С. 3.

91. И.Ф. Химматов, С.Е. Улин. Определение дозовой нагрузки при нейтрон-захватной терапии с помощью ксенонового гамма-спектрометра. Краткие сообщения по физике ФИАН, - 2025, - 52, № 4, - стр. 49 - 56.

92. И.Ф. Химматов, С.Е. Улин «Применение ксенонового гамма-спектрометра для нейтрон-захватной терапии». Учен. зап. физ. фак-та Моск. ун-та. - 2025. - № 2.

93. Бекман И.Н. Радиационная и ядерная медицина: физические и химические аспекты. Радиохимия. Том 7: Учебное пособие. 217-220.

94. Хохлов В.Ф., Портнов А.А., Зайцев К.Н. и др. Создание первой в России базы для экспериментальных исследований в области нейтронно-захватной терапии рака на канале ГЭК-4 ядерного реактора ИРТ МИФИ. Всероссийская научно-практическая конференция "Отечественные противоопухолевые препараты". 16-18 марта 2005, Москва. // Росс. биотерап. журнал, - 2005, 4, № 1, -С. 28.

95. В. Ф. Хохлов, В. Н. Митин, Н. Г. Козловская и др. Нейтрон-захватная терапия тепловыми нейтронами на ядерном реакторе ИРТ МИФИ // Атомная энергия. - 2001. - Т. 91, № 4. - С. 307-314.

96. Липенгольц, А. А. Количественное определение 10В и Gd в биологических пробах для нейтрон-захватной терапии на ядерном реакторе ИРТ МИФИ: диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук // А. А. Липенгольц. Москва, 2010. 131 с.

97. А. А. Липенгольц, В. Ф. Хохлов, И. Н. Шейно и др. Нейтронный радиационный анализ на ядерном реакторе НИЯУ МИФИ // Ядерная физика и инжиниринг. - 2012. - Т. 3, № 3. - С. 229.

98. К. Н. Зайцев, А. А. Портнов, В. К. Сахаров и др. Оптимизация параметров пучков для нейтронно-захватной терапии на ядерном реакторе ИРТ МИФИ // Медицинская физика. - 2011. № 4(52). - С. 5-10.

99. А. М. Арнопольская, В. Ф. Хохлов, В. Н. Кулаков и др. Нейтрон-захватная терапия опухолей на ядерном реакторе // Сибирский онкологический журнал. -2009. № S2. - С. 15-16.

100. К. Н. Зайцев, В. А. Камнев, В. К. Сахаров и В. С. Трошин. Нейтронные характеристики терапевтического пучка ГЭК-4 ИРТ МИФИ // Ядерная физика и инжиниринг. - 2012. - Т. 3, № 3. - С. 224.

101. Зайцев К.Н. , Квасов В.И. , Кулаков В.Н. , Липенгольц А.А. , Минаев В.М. , Портнов А.А. , Хохлов В.Ф. Разработка нейтронно-активационных методик определения В в биоматериалах с использованием реакции

Научная сессия МИФИ-2005. - Т.5. - С.64.

102. К.Н.Зайцев, В.И.Квасов, А.А.Липенгольц, В.Н.Кулаков, В.Ф.Хохлов, А.А.Портнов. Определение 10В и Gd в биологических тканях нейтронно-активационными методами // Российский биотерапевтический журнал. - 2005. -Т.4. - №1. - С. 23-24.

103. К.Н. Зайцев, В.И. Квасов, А.А. Липенгольц, Г.В. Панкрашкин, А.А. Портнов. Создание установки для нейтронно-радиационного анализа на ИРТ МИФИ // Научная сессия МИФИ-2006. - Т.5. - С.40.

104. V.F.Khokhlov, K.N.Zaitsev, V.I.Kvasov, A.A.Lipengolts, V.M.Minaev,

A.A.Portnov. Neutron Activation Methods To Determine 10B Concentrations In Biological Tissues At The MEPhI Reactor // Proceeding of 12th International Congress on Neutron Capture Therapy "From the past to the futur" (October 9-13, 2006, Takamatsu, Japan). - 2006. - Pp. 462-465.

105. В.Н Беляев, К.Н. Зайцев, В.И. Квасов, А.А. Липенгольц, А.А. Портнов, О. В. Зайцев. Экспериментальная установка для определения содержания элементов по мгновенному гамма-излучению на реакторе МИФИ / // Научная сессия МИФИ-2007. - Т. 5. - С.19-21.

106. А.А. Липенгольц. Количественное определение 10B и Gd в биологических пробах для нейтрон-захватной терапии на ядерном реакторе ИРТ МИФИ: диссертация - кандидата физико-математических наук. Моск. гос. инженерно-физ. ин-т. Москва, 2010.

107. В.Н Беляев, К.Н. Зайцев, В.И. Квасов, А.А. Липенгольц, А.А. Портнов,

B.М. Минаев, О.В. Зайцев. Применение нейтронно-активационных методов при

определении содержания 10В в биоматериалах для целей нейтрон-захватной терапии // Инженерная физика. - М.: 2007. - №2. - С 141-144.

108. К.Н. Зайцев, В.К. Сахаров, В.С. Трошин, В.И. Квасов, В.А. Савкин, О.В. Мищерина, А.А. Липенгольц, А.А. Портнов, В.Ф. Хохлов, В.Н. Кулаков, И.Н. Шейно, В.Н. Митин, Н.Г. Козловская. Разработка технологии нейтрон-захватной терапии злокачественных опухолей и проведение предклинических исследований на ядерном реакторе ИРТ МИФИ // Инженерная физика. - М.:

2007. - №2,

-C. 122-140.

109. V.F.Khoknlov, K.N. Zaitsev, V.N. Beliaev, V.N.Kulakov, V.I. Kvasov, A.A. Lipengolts, A.A. Portnov. Prompt Gamma Neutron Activation Analysis of 10B and Gd in Biological Samples at the MEPhI Reactor // Proceedings of 13th International Congress on Neutron Capture Therapy "A new option against cancer" (November 2-7,

2008, Florence, Italy). - ENEA. - 2008. - Pp. 415-417.

110. V.N. Kulakov, A.A. Lipengolts, V.F. Khokhlov, I.N. Sheino, T.A. Nasonova,

A.A. Portnov, K.N. Zaitsev, V.I. Kvasov, V.I. Bregadze, I.B. Sivayev. Scheme of Screening Studies of New Compounds // Proceedings of 13th International Congress on Neutron Capture Therapy "A new option against cancer" (November 2-7, 2008, Florence, Italy). - ENEA. - 2008. - Pp. 202-205.

111. В.Н Беляев, К.Н. Зайцев, В.И. Квасов, А.А. Липенгольц, А.А. Портнов, О.В. Зайцев. Модернизированная экспериментальная установка для определения содержания элементов по мгновенному гамма-излучению на реакторе МИФИ // Научная сессия - 2008. Сборник научных трудов. М.: МИФИ. - Т.3. - с.24-25.

112. К.Н. Зайцев, В.И. Квасов, А.А. Липенгольц, А.А. Портнов, В.И. Брегадзе,

B.Н. Кулаков, В.Ф. Хохлов, И.Н. Шейно, Т.А. Насонова. Фармакокинетическая оценка перспективности аминокислоты на основе бис(дикарболида) кобальта — потенциального препарата для нейтрон-захватной терапии // Научная сессия МИФИ -2008. Сборник научных трудов. М.: МИФИ. - Т.3. - С.34-36.

113. В.Ф. Хохлов, П.В. Ижевский, В.Н. Кулаков, А.А. Липенгольц, И.И.

Слободяник, Ю.А. Федотов. Фармакокинетическая оценка препаратов для

104

бинарной лучевой терапии в рамках скринингового исследования // Российский биотерапевтический журнал. -2009. - №1. - том 8. - C. 25.

114. А.А. Липенгольц, Ю.А. Федотов, К.Н. Зайцев, А.С. Серебряков, В.Н. Кулаков, В.Ф. Хохлов. Определение дозсаплиментарных препаратов в биологических тканях // Медицинская визуализация. - 2010. - Специальный выпуск. - С. 262-263.

115. Борисов, Г. И. Теоретические и экспериментальные физические методы нейтронно-захватной терапии // Физика элементарных частиц и атомного ядра. -2011. - Т. 42, № 5. - С. 1371-1479.

116. V.F. Khokhlov, K.N. Zaitsev, V.N. Beliayev, V.N. Kulakov, A.A. Lipengolts, A.A. Portnov. Prompt gamma neutron activation analysis of 10B and Gd in biological samples at the MEPhI reactor // Applied Radiation and Isotopes. -2009. - Vol. 67. -Issue 7-8S. - S251-S253.

117. С. Е. Улин, В. В. Дмитренко, В. М. Грачев и др. Гамма-спектрометры на сжатом ксеноне для обнаружения и идентификации радиоактивных и делящихся материалов // Вопросы электромеханики. Труды ВНИИЭМ. - 2010. - Т. 114, № 1. -С. 43-50.

118. А. И. Маджидов, В. В. Дмитренко, С. Е. Улин и др. Перспективы использования ксенонового гамма-спектрометра в качестве регистрирующего устройства на борту автоматизированного и роботизированного гамма-спектрометрического комплекса для вывода из эксплуатации ядерно-физических установок // Радиоактивные отходы. - 2022. № 2(19). - С. 56-67.

119. А. И. Маджидов, В. В. Дмитренко, С. Е. Улин и др. Автоматизированный и роботизированный гамма-спектрометрический комплекс для использования экологической и радиационной безопасности при эксплуатации АЭС // Безопасность ядерной энергетики: тезисы докладов XVIII Международной научно-практической конференции, Волгодонск, 19-20 мая 2022 года. -Волгодонск: Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ", 2022. - С. 30-33.

120. И.Ф. Химматов, С.Е. Улин, В.М. Грачев, К.Ф. Власик, З.М. Утешев, А.Е. Шустов, А.И. Маджидов «Перспективы использования ксенонового гамма-спектрометра в бор-нейтрон-захватной терапии на медицинском пучке реактора ИРТ НИЯУ МИФИ». Краткие сообщения по физике ФИАН. - 2025, №4, - 49-56.

121. А. И. Маджидов, В. В. Дмитренко, С. Е. Улин и др. Использование роботизированного гамма-комплекса для обнаружения и идентификации радиоактивных источников // Экстремальная робототехника. - 2024. № 1(34). -С. 178-187.

Список рисунков

Рис.1. Схема реакции поглощения нейтронов ядрами 10В. 16

157

Рис.2. Схема реакции поглощения нейтронов ядрами Оё....................................18

Рис.3. Зависимость поглощённой дозы от глубины проникновения нейтронного

потока в фантоме...........................................................................................................20

Рис.4. Зависимость отношения борной дозы к общей поглощенной дозе от

глубины в фантоме при облучении тепловыми и эпи-тепловыми нейтронами......21

Рис.5. Блок-схема сцинтилляционного у-спектрометра............................................23

Рис.б.Гамма-спектры, зарегистрированные сцинтилляционным детектором №1(Т1) до (1) и после (2) нейтронного облучения.....................................................25

137

Рис.7. Спектры изотопа Cs, полученные с помощью гамма-спектрометра LaBr3

до и после облучения D-T-генераторов нейтронов....................................................26

Рис.8. Блок-схема ППД.................................................................................................29

Рис.9. Форма пика 60Со в гамма-спектре детектора на основе особо чистого

германия (ОЧГ) до и после нейтронного облучения.................................................30

Рис.10. Зависимость полной ширины на уровне одной десятой от максимума (FWTM) и полной ширины на половине высоты (FWHM) гамма-пика от флюенса

нейтронов.......................................................................................................................31

Рис. 11. Схема ионизационной камеры с экранирующей сеткой..............................37

Рис.12. Общая схема цилиндрического гамма-спектрометра...................................38

Рис.13. Гамма-спектр радиоизотопа 137Сб измеренный с помощью КГС................39

Рис.14. Принципиальная схема измерительного комплекса.....................................40

137

Рис.15. Спектры Cs, полученные при проведении модельного и реального

экспериментов с использованием КГС.......................................................................43

Рис.16. Общая схема модельного эксперимента........................................................45

Рис.17. Гамма-спектры (рассчитанные), получаемые при облучении тепловыми нейтронами мишени с концентрациями борной кислоты (0,7 и 1,4 мг/мл), с

основным гамма-пиком при энергии 478 кэВ............................................................47

Рис.18. Зависимость сечения захвата нейтронов от энергии для изотопов 10В и 11В48 Рис.19. Зависимость поглощенной дозы от концентрации борной кислоты при

облучении мишени тепловыми нейтронами..............................................................49

Рис.20. Схема эксперимента по облучению мишени нейтронным источником.....51

Рис. 21. Энергетический спектр нейтронов Ри-Ве источника..................................52

Рис. 22. Распределение нейтронов по энергиям........................................................54

Рис.23. Фоновой гамма-спектр в рабочем помещении..............................................55

Рис.24. Гамма-спектр, измеренный помощью КГС, при облучении мишени

нейтронами ...................................................................................................................... 56

Рис.25. Гамма-спектр (измеренный с помощью КГС) при облучении мишени (водный раствор борной кислоты с концентрацией 40 мкг/мл 10В) после вычета

фона................................................................................................................................. 57

Рис.26. Схема эксперимента по облучению мишени нейтронным генератором .... 63 Рис.27. Фоновый гамма-спектр при облучении мишени, состоящей из

дистиллированной воды ............................................................................................... 65

Рис.28. Гамма-спектр при облучении мишени, состоящей из водного раствора

борной кислоты ............................................................................................................. 65

Рис.29. Гамма-спектры, полученные при облучении мишени с двумя

концентрациями борной кислоты: 40 мкг/мл, 80 мкг/мл .......................................... 66

Рис.30. Зависимость поглощенной дозы от концентрации борной кислоты в мишени ........................................................................................................................... 68

Рис.31. Зависимость поглощенной дозы в мишени от концентрации борной

кислоты, полученная в модельных и реальных экспериментах ............................... 69

Рис.32. Схема реконструкции каналов реактора ИРТ НИЯУ МИФИ.....................75

Рис.33. Гамма-спектр, измеренный с помощью полупроводникового гамма-

спектрометра Ge(Li), при облучении мишени...........................................................76

Рис.34. Схема эксперимента для определения концентрацииэлементов 10В и 157Gd в миш Рис.35. Гамма-спектры при энергии 478 кэВ, полученные с использованием ксенонового (1) (модельный эксперимент) и полупроводникового (2) гамма-

спектрометров (реальный эксперимент) ..................................................................... 79

Рис.36. Схема измерительного комплекса для проведения экспериментов

«КСЕНОН» на исследовательском реакторе ИРТ НИЯУ МИФИ............................80

Рис.37. Общий вид (фотография) установки эксперимента «КСЕНОН» на ИРТ

НИЯУ МИФИ................................................................................................................81

Рис.38. Основное окно программы <^реСштСопй"о1» для управления гамма-

спектрометрическим комплексом................................................................................82

Рис.39. Фоновый спектр в рабочем помещении.........................................................83

Рис.40. Гамма-спектр при облучении мишени, состоящей из водного раствора

борной кислоты ............................................................................................................. 84

Рис.41. Фоновый гамма-спектр при облучении мишени дистиллированная вода . 85

Рис.42. Гамма-спектр после вычитания фона............................................................85

Рис.43. Зависимость поглощенной дозы от концентрации бора в мишени............86

Список таблиц

1. Физико-технические характеристики ксенонового гамма спектрометра ..38

2. Параметры модели ксенонового гамма-пектрометра............................44

3. Энергетическое разрешение КГС для у-квантов с энергией 662 кэВ до и после облучения тепловыми нейтронами от Ри-Ве сточника................................58

4. Положение пиков 137Сб и 60Со и расстояние между ними до и после облучения тепловыми нейтронами от Ри-Ве источника. 59

5. Энергетическое разрешение КГС для у-квантов с энергией 662 кэВ до и

после облучения тепловыми нейтронами от нейтронного генератора ИНГ-07....70

108

6. Положение пиков 137Cs и 60Со и расстояние между ними до и после облучения тепловыми нейтронами от нейтронного генератора ИНГ-07..............71

Приложение А

В рамках диссертационной работы для управления измерительным комплексом на основе ксенонового гамма-спектрометра (КГС) был разработан алгоритмы «SpectrumControl», реализованные на языке программирования Python.

Реализованные требования к «SpectrumControl»:

- Считывание данных с КГС в режиме реального времени.

- Запись накопленных спектров в файл.

- Визуализация энергетического спектра для оперативного контроля

корректности работы КГС.

- Вычисление величины поглощённой дозы на основе накопленных

спектров.

- Автоматическая подача сигнала для закрытия нейтронного пучка при

достижении поглощённой дозы порогового значения в 2 Гр.

Основные функции «SpectrumControl»:

1. Дистанционное управление и сбор данных: Осуществляется дистанционное управление блоком АЦП через микроконтроллер FTDI, накопление и временное хранение спектральных данных.

2. Сохранение данных: Регулярная запись полученных гамма-спектров в файлы формата SPS для последующего анализа.

3. Визуализация в реальном времени: Предоставление оператору инструмента для визуального контроля энергетического спектра с регулярным обновлением, что позволяет оперативно оценивать корректность работы КГС.

4. Онлайн-обработка и дозиметрия: В режиме реального времени проводится обработка накопленных спектров, на их основе рассчитывается величина поглощённой дозы. Время обработки гамма спектра - менее 1 сек.

5. Система безопасности: Алгоритм формирует управляющий сигнал для немедленного закрытия нейтронного пучка в автоматическом режиме при достижении заданного порога поглощённой дозы, например, равного 2 Гр.

Техническая реализация: Для реализации вышеуказанных функций при создании алгоритмы использовались следующие пакеты и модули Python:

PyQt5 - для создания графического интерфейса пользователя.

Matplotlib - библиотека для построения графиков, необходимая для визуализации спектров.

FTDID2xx - библиотека для работы с драйвером FTDI, посредством которого происходит передача данных между компьютером и детектором.

NumPy - математические вычисления и обработка данных.

Struct - упаковка и распаковка бинарных данных.

SaveToSPS - функция записи в файлы спектров SPS.

Ключевые компоненты системы:

1. Класс Detector_Manager (QThread)

- Управление подключением к детектору через FTDI-интерфейс

- Инициализация параметров детектора (пороги срабатывания, время интегрирования)

- Непрерывный сбор данных в отдельном потоке

- Расчет живого и реального времени измерения

2. Класс MyMainWindow (QMainWindow)

- Основное окно управления с графическим интерфейсом

- Визуализация энергетических спектров с использованием Matplotlib

- Управление параметрами измерения и калибровкой

110

- Реализация автоматического сохранения данных

3. Класс Monitor (QWidget)

- Мониторинг скорости счета в реальном времени

- Визуализация временных рядов с цветовой индикацией превышения порогов

4. Класс EnergyWindowMonitor (QWidget)

- Специализированный монитор для отслеживания скорости счета в энергетическом канале 465-485 кэВ

- Визуализация динамики изменения поглощенной дозы

Стандартная процедура работы с «SpectrumControl»:

1. После запуска программы производится инициализация драйвера FTDID2xx для работы с электроникой, считывающей данные с КГС.

2. Выполняется подключение к микроконтроллеру FTDID2xx для обмена данными.

3. Программа позволяет оператору настроить порог срабатывания и время интегрирования сигнала с КГС.

4. Старт набора спектра осуществляется по нажатию соответствующей кнопки в графическом интерфейсе.

5. В процессе набора спектр обновляется в окне программы каждые две секунды.

6. Для обеспечения сохранности данных каждую минуту спектр автоматически сохраняется во временный файл на жестком диске ПК.

7. Алгоритм непрерывно вычисляет поглощённую дозу. При достижении заданного порога в 2 Гр программа автоматически формирует и подаёт команду на отключение нейтронного пучка, завершая сеанс облучения.