Исследование дозных распределений, создаваемых излучением радионуклида калифорний-252 в биологической ткани, и разработка аппаратуры для контактной нейтронной терапии тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.08, кандидат технических наук в форме науч. докл. Елисютин, Гурий Петрович

• Елисютин, Гурий Петрович
• кандидат технических наук в форме науч. докл.
• 1999

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование дозных распределений, создаваемых излучением радионуклида калифорний-252 в биологической ткани, и разработка аппаратуры для контактной нейтронной терапии»

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы. Цель и задачи исследования

Одним из важнейших направлений развития здравоохранения является борьба с онкологическими заболеваниями. В арсенале средств борьбы с такими заболеваниями одно из ведущих мест принадлежит лучевой терапии (около 55% всех больных проходят в том или ином виде курс лучевого лечения [37]). В настоящее время наибольшее распространение в лучевой терапии злокачественных новообразований получило рентгеновское и гамма-излучение. Терапия этими видами излучения достигла сейчас высокой степени своего развитая. Дальнейшее ее совершенствование идет по пути расширения технических возможностей: коллимации пучков излучения, увеличения числа степеней свободы применяемой аппаратуры, повышения степени радиационной безопасности персонала, автоматизации процесса облучения и т. д. Можно полагать, что в радиобиологическом отношении возможности дальнейшего развитая терагащ рентгеновским и гамма-излучением практически исчерпаны, однако проблема лечения онкологических заболеваний остается далеко не решенной. В связи с этим необходим поиск новых направлений и способов лечения рака. Определенные перспективы открываются на пути использования излучений, обладающих высокой ионизирующей способностью, в частности, ядер отдачи, возникающих при облучении биологической ткани быстрыми нейтронами. Основным преимуществом быстрых нейтронов перед гамма-излучением является то, что ядра отдачи по сравнению со вторичными электронами обладают большей способностью поражать радиорезистентные опухоли, содержащие слабооксигенированные клетки, что должно привести к повышению эффективности лучевого лечения.

Это связано с тем, что процессы преобразования энергии, протекающие при взаимодействии плотноионизируклцих излучений с тканью носят принципиально отличный характер от процессов взаимодействия редкоионизирующих излучений. К редкоионизирующим излучениям можно отнести традиционно применяемые в лучевой терапии рентгеновское и гамма излучение, а к плотноионизирующим альфа протонное или пи - мезонное излучение. Перечисленные плотноионизирующие излучения активно изучаются с точки зрения использования их для радиотерапии. Большие возможности в этом плане представляет также использование быстрых нейтронов. Принципиально в качестве источников быстрых нейтронов можно использовать ядерный реактор или различного рода ускорители, например, нейтронные генераторы, но возможности их практического применения для нейтронной терапии достаточно ограничены. Более предпочтительным представляется использование для этой цели радионуклидных источников нейтронов. Одним из источников, позволяющих достичь необходимой плотности потока нейтронов при небольших собственных размерах, является источник на основе радионуклида калифорний-252. В последние годы было организовано производство этого изотопа калифорния в количествах, достаточных '!тш его клинического использования. Разработка и исследование специализированных ис-• ников излучения, а также аппаратуры, обеспечивающей их применение для терапии зло-1 явственных новообразований дает возможность проведения нейтронной терапии не толь-б крупных ядерных центрах с реакторами и ускорителями, но и в онкологических науч- исследовательских институтах и даже в онкологических диспансерах и рядовых больни-где имеются радиологические отделения. Плотноионизирующими излучениями считаются излучения с линейной передачей энергии ЛЛЭ), большей ЮкэВ/мкм

Цель работы состояла в исследовании и практической реализации особенностей преобразования энергии плотноионизирующего излучения в ткани и создание физико-технической базы для клинического изучения и в дальнейшей практического применения источников излучения на основе радионуклида Cf-252, а именно, в разработке и исследовании источников, устройств и методик, представляющих возможность применения нейтронного излучения радионуклида Cf-252 для терапии злокачественных опухолей.

Научная новизна

Разработаны требования к параметрам источников и методики контроля основных характеристик терапевтических источников, а также дозных распределений, создаваемых этими источниками в ткани.

Разработаны методика и алгоритм расчета дозных распределений, создаваемых нейтронной и гамма компонентами излучения калифорния-252.

Разработана медицинская техника для безопасной работы с источниками излучения.

Впервые в мире разработаны, изготовлены и испытаны в клинической практике для лечения больных аппараты для нейтронной внутриполостной терапии высокой мощностью дозы типа АНЕТ-В и АНЕТ-ВА с общим содержанием калифорния до 3-х миллиграмм. Работа на аппаратах осуществляется по системе дистанционно управляемого последовательного введения источников излучения (remote controlled afterloading).

Практическая ценность

На базе проведенных исследований и разработок подготовлена физико-техническая база для биологических и клинических исследований по возможности использования излучения калифорния-252 для терапии злокачественных новообразований и определения области его применения, где его преимущества перед традиционно применяемым гамма-излучением оказываются наиболее выраженными.

Лучевая нейтронная терапия на аппаратах АНЕТ-В и АНЕТ-ВА была проведена более чем 1700 больным.

Оригинальные конструктивные решения, примененные в нейтронно-терапевтическом аппарате АНЕТ-ВА, позволили обеспечить высокую степень радиационной безопасности персонала.

Система дискретного перемещения источника излучения позволила обеспечить возможность варьирования дозными полями, что дает возможность оптимизировать план облучения для каждого больного.

Проведенные на созданной физико-технической базе клинические исследования показали эффективность данного вида лучевой терапии для ряда заболеваний и наметили перспективы дальнейшего развития нейтронной контактной терапии.

На защиту выносятся следующие основные научные положения

Физико - техническая база дня осуществления нейтронной терапии, включая:

1. требования к физико-техническим параметрам источников нейтронов на основе радионуклида Cf-252, предназначенных для радиобиологических и клинических исследований и дальнейшего их практического применения для внутритканевой и внутриполостной терапии;

2. конструкции источников из Cf-252, обеспечивающих наименьшую травматичность при их введении, а также радиационную безопасность персонала;

3. дозные распределения, создаваемые источниками в тканеэквивалентной среде;

4. методики, алгоритмы и программы расчета на ЭВМ дозных распределений в тканеэквивалентной среде нейтронной и гамма компонентой излучения Cf-252;

5. концепция построения аппаратуры, обеспечивающей безопасные условия применения источников из Cf-252 в медицинских учреждениях.

Личный вклад автора

1. Разработка технических требований, включающих физические, технические, дозиметрические и конструктивные параметры, к терапевтическим источникам на основе радионуклида СЛ-252.

2. Исследование дозных распределений в тканеэквивалентной среде, созданных излучением радионуклида С£252.

3. Разработка методик, алгоритмов и программ расчета дозных распределений от единичного источника на основе радионуклида а-252, а также комбинаций источников.

4. Разработка концепции построения аппаратуры для терапии излучением радионуклида С1-252, руководство и непосредственное участие в разработке, изготовлении аппаратуры, а также ее монтаже, настройке и обеспечении работоспособности в клинических условиях.

Апробация работы

Основные результаты работы докладывались на более чем десяти конференциях и симпозиумах в том числе:

Использование нейтронов в медицине» г. Обнинск 1976г.

30 лег производства и применения изотопов в СССР» г. Обнинск 1978г.

6-й международный конгресс по радиационным исследованиям» г. Токио 1979г.

Конгресс литовских радиологов» г. Паланга 1993г.

50 лет производства и применения изотопов в России» г. Обнинск 1998г.

По результатам работы автору в составе большого коллектива присуждена «Премия правительства Р.Ф.» за 1996г.

Публикации

Автором опубликовано в отечественных и зарубежных изданиях более 50-та работ, из них 36 по представленным в данном научном докладе материалам, включая три изобретения.

1. ПРЕДМЕТ ИССЛЕДОВАНИЯ. СУЩНОСТЬ НАУЧНОЙ ПРОБЛЕМЫ 1.1 Особенности преобразования энергии плотаоионизирующих излучений в ткани и возможности их использования для радиотерапии быстрыми нейтронами.

Еще в 1913 г. [38] было замечено, что при облучении альфа частицами, вода разлагалась на водород и кислород, а также образовывалось небольшое количество перекиси водорода. Но под действием редкоионизирующего рентгеновского излучения разложение воды на кислород и водород практически не происходило.

Известно, что мягкая ткань на 80% состоит из воды, поэтому основные физико-химические процессы, происходящие в биологической ткани при ее облучении, будут теми же самыми, что и в воде.

Рассмотрим особенности преобразования энергии плотно - и редкоионизирующего излучения в ткани.

На Рис.1 представлена качественная диаграмма процессов преобразования энергии в тканеэквивалентной среде при ее облучении гамма и нейтронным излучением.

При облучении ткани гамма-излучением (например, кобальта-60) возникает вторичное корпускулярное излучение, состоящее го электронов, образовавшихся в результате трех основных реакций - фотоэффекта, комгггон-эффекта и эффекта образования пар электрон-позитрон. Таким образом, энергия падающего гамма-кванта преобразуется в энергию электронов. В свою очередь электроны, взаимодействуя со средой, теряют свою энергию на возбуждение и ионизацию атомов и молекул этой среды. Плотность ионизации зависит от энергии электрона и количественно характеризуется величиной линейной передачи энергии (ЛПЭ), которая определяется как отношение энергии, переданной веществу заряженной частицей вследствие столкновений на элементарном пути к длине этого пути. Для рентгеновского и гамма- излучения эта величина не превышает 10 кэВ/мкм. В результате ионизации среда в последней образуются химически активные свободные радикалы типа , е ОН*, НО* и другие, которые, диффундируя в среде, взаимодействуют с биологически важными клеточными структурами (прежде всего с молекулами ДНК) и приводят к тем или иным биологическим эффектам. Основными продуктами радиолиза воды являются радикалы Н' и ОН-. В присутствии кислорода биологическое действие излучения усиливается (так называемый кислородный эффект) в первую очередь вследствие превращения радикала Н" в химически агрессивный радикал НО*2 [39].

При облучении ткани быстрыми нейтронами (например, излучением калифорния-252) возникает вторичное корпускулярное излучение, состоящее из ядер отдачи, образовавшихся в результате упругого и неупругого рассеяния нейтронов на ядрах элементов, образующих ткань (водород, кислород, азот, углерод). Заметный вклад в дозу дает также реакция 14N(n,p)14C, в результате которой образуются тяжелые заряженные частицы. В результате процессов перезарядки, неупругого рассеяния, возбуждения и ионизации энергия вторичных заряженных частиц преобразуется в энергию возбужденных и ионизированных атомов и молекул среды. В этом случае также образуются свободные радикалы указанного выше типа.

Однако, вследствие того, что плотность ионизации в данном случае гораздо больше - 5060 кэВ/мкм [40], распределение свободных радикалов отличается от распределения, возникающего при действии гамма-излучения. Неравномерность в распределении увеличивает вероятность рекомбинации щцроксильных радикалов ОН* с образованием перекиси водорода и кислорода вследствие реакций:

ОН" + ОН* Н2 о2 H 20 2 + ОН" ->Н 20 + НО'2

НО*2 + ОН* -> Н2 О + 02 НО"2 + НО'2 Н2 02 + о2

Гамма-излучение Нейтронное излучение Со-60Cf-252

Cs-137 Se-75

БИОЛОГИЧЕСКАЯ ТКАНЬ

Фотоэффект

Комтон-эффект Упругое и неупругое рассеяние

Эффект образования пар на ядрах ткани

Электрон е' Позигрон е+ (ЛПЭ=2*10 кэВ/мкм) Ядра отдачи H С N О (ЛПЭ=50^-60 кэВ/мкм)

Ш 111

Возбуждение и ионизация Перезарядка Упругое рассеяние

Возбуждение Ионизация

Ионизированные (Н2 О +), возбужденные (Н2 О*, Н2 О +* ) и сверхвозбужденные (Н2 О ) молекулы воды и электроны.

111 111

Образование и диффузия свободных радикалов Н* ОН ' e~aq

Реакции: ОН' + ОН" -» Н2 о2 H 20 2 + ОН" ->Н 20 + НО"2 НО"2 + ОН" ->■ Н2 О + о2 НО'2 + НО'2 ~» Н2 о2 + о2 Рис. 1. Схема преобразования энергии при взаимодействии нейтронного и гамма-излучения с биологической тканью ^

Таким образом, сравнивая процессы преобразования энергии в случае редко - (гамма-излучение) и плотноионизирующего (быстрые нейтроны) излучения, можно отметить, что в последнем "случае образуется молекулярный кислород, чего не наблюдается в первом случае. Это» факт является существенным с точки зрения радиобиологии и лучевой терапии.

Известно, что в лучевой терапии злокачественных новообразований кислородный фактор имеет большое значение[39]. Чувствительность клеток биологической ткани к действию излучения с низким ЛПЭ существенно зависит от степени насыщенности их кислородом. Как правило, клетки опухоли вследствие их быстрого роста являются гораздо менее оксигенированными, чем окружающие их здоровые ткани. При проведении сеанса облучения биологические клетки, расположенные в центре опухоли, вследствие их слабой оксиге-нации могут оказаться недооблученными, что в дальнейшем приведет к их росту и, следовательно, к возникновению рецидива заболевания. Для решения задачи выравнивания степени оксигенации клеток ткани используются различные методы. Сюда относятся применение лекарственных средств, локальный разогрев облучаемого объекта, а также помещение больного на некоторое время перед сеансом в камеру с давлением кислорода в 2-3 атмосферы. Эти методы, как правило, довольно сложны, малоэффективны, громоздки, дорогостоящи и небезопасны для здоровья, и даже жизни пациента, организм которого ослаблен заболеванием.

Помимо описанного выше факта появления кислорода в местах ионизации существенными являются чисто радиобиологические явления, связанные с высоким ЛПЭ. К ним относится прежде всего повышенный выход двойных разрывов спиралей ДНК, приводящий к уменьшению способности клеток к восстановлению от сублетальных и потенциально летальных поражений, который слабо зависит от концентрации кислорода. Кроме того следует отметить уменьшенную зависимость поражающего действия от стадии клеточного цикла, на которой находились клетки в момент облучения. Интегральным критерием, определяющим целесообразность применения "излучений с высоким ЛПЭ является коэффициент выигрыша (КБ), т.е. отношение относительной биологической эффективности (ОБЭ) для опухоли и для критической нормальной ткани [71].

Нейтроны спектра деления, как уже указывалось, создают вторичное излучение с ЛПЭ, равным ~60 кэВ/мкм. При таких ЛПЭ чувствительность хорошооксигенированных клеток всего лишь в 1,5-2 раза выше слабооксигенированных, что приводит к значительному выравниванию чувствительности клеток к облучению, по сравнению с гамма-излучением, для которого этот фактор равен трем [40], а , следовательно, КВ=1,5-2. Полное выравнивание чувствительности происходит лишь при ЛПЭ, равном 200 кэВ/мкм, которым обладают альфа частицы; применение последних для радиотерапии практически невозможно вследствие их малой проникающей способности.

Из доступных источников нейтронов, которые могут быть использованы для радиотерапии, можно назвать нейтронный генератор, циклотрон, ядерный реактор и радионуклидные источники нейтронов.

Генератор, циклотрон и реактор мотуг быть использованы для дистанционной радиотерапии. Причем возможности реактора для этой цели вследствие малой проникающей способности нейтронов спектра деления являются ограниченными.

Перспективным в этом плане может рассматриваться использование радионуклидных источников нейтронов для контактной лучевой терапии. Наиболее подходящим радионуклидом является калифорний-252. Высокий удельный поток нейтронов, достаточно продолжительный период полураспада и относительно невысокая стоимость создают хорошие предпосылки для его применения в контактной терапии.

В настоящее время в мире существуют лишь два центра, производящих радионуклид ка-лифорний-252. Это Ок-Риджская национальная лаборатория в США и Научноисследовательский институт атомных реакторов в г.Димитровграде в Российской Федерации.

Для осуществления терапии излучением радионуклида калифорний-252 помимо разработки источников необходимо изготовить специальное оборудование, инструментарий, а также специализированные аппараты для автоматической подачи и возврата источников излучения.

Таким образом, имеющиеся сведения по процессам преобразования энергии нейтронного излучения в биологической ткани позволяют сделать вывод, что эффективность лучевого лечения может быть значительно выше, чем при традиционноприменяемом редкоионизи-рукяцем гамма-излучении, а одним из перспективных источников нейтронов является калифорний - 252.

1.2 Физические характеристики радионуклида С£-252.

Изотоп калифорния с массовым числом 252 может быть получен наряду с другими изотопами калифорния путем бомбардировки нейтронами плутония-239. Калифорний-252 распадается по двум каналам - альфа-распад с периодом 2,7 года и спонтанное деление с периодом 85,5 г. Эффективный период полураспада составляет 3,58 лет [41]; по другим данным [42] период полураспада составляет 2,73 года, тогда аффективный период - 2,65 года. Средний выход нейтронов - 3,87 нейтронов на акт деления. Один грамм калифорния испускает 2,34х1012 нейгр/с и 1,Зх1013фотонов/с, исключая рентгеновские лучи внутренней конверсии. В одном грамме калифорния происходит 1,9хЮ13 альфа распадов в секунду. Испускаемое при этом гамма-излучение дает вклад в общую дозу от гамма-излучения, не превышающий 1%. Удельная активность составляет 530 мкКи/мкг. Тепловыделение составляет 39 мкВт/мкг (51% вследствие деления, 49% вследствие альфа - распада).

Спектры нейтронов определялись различными методами.

В работе [43] для спектра нейтронов >1(Еп) предложена полуэмпирическая формула, справедливая в диапазоне энергий нейтронов Еп = 0,2 3 МэВ:

Ы(Еп)~ ехр[- 0,88 Еп^ЫУ 2Еп)

Считается [42], что спектр быстрых нейтронов должен быть максвелловским ~ Еп1/2х хехр(-Еп/Т), где Т так называемая максвелловская температура. Однако разные авторы дают для Т разные значения, колеблющиеся от 1,39 Мэв до 1,5 Мэв. Этим значениям температур соответствуют средние энергаи 2,09 Мэв и 2,35 Мэв. Второе значение энергии считается более предпочтительным.

Спектр нейтронов калифорния оказывается более жестким по сравнению со спектром нейтронов деления других изотопов трансурановых элементов. Спектр гамма-излучения, наоборот, оказывается более мягким, чем, например, у и-235. На Рис.2 приведены спектры нейтронного и гамма - излучения СТ-252 [72]г

Мощность дозы нейтронного (Е>*„) и гамма-излучения (Ь*7) определяется по формуле [44]:

2,84х10~бх<3/К2 (Гр/ч) ~ 2,37х1(Г5х(2/112 (Зв/ч)

О', = 1,42х Ю^хС^/Я2 (Гр/ч) где С? - количество калифорния, мкг Б. - расстояние до источника, м

Как видно из формулы, вклад гамма-излучения в общую поглощенную дозу составляет -33%.

Мощность дозы гамма-излучения может колебаться в зависимости от конструкции и ампулировки источника.

Мощность дозы нейтронного излучения на поверхности большого тканеэквивалентного фантома, отстоящего от точечного источника на расстоянии 1 м, равна 2,84 мкГр/ч.мкг. Коэффициент качества равен 8,5 [42].

В работе [45] для пересчета плотности потока нейтронов калифорния-252 в поглощенную дозу (удельная керма) предложен коэффициент (3,0 ± 0,1)'1(г" Гр.см2 /нейтрон. Это

1Г

9 ' --«-чл ( значение получено расчетом и подтверждено экспериментально. Соответствующее^н^ейие мощности тканевой кермы на расстоянии 1 м составляет 2,0 мкГр/ч.мкг.

Рис. 2 Спектры излучения С{'-252 а) - нейтроны; сплошная линия - спектр деления и-235. б) - гамма - лучи

2. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ.

ПРАКТИЧЕСКОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МЕТОДА

Комплекс исследований, проведенных автором для обоснования возможности нейтронной контактной терапии, заключался в следующем:

• Анализ и обобщение характеристик существующих источников для контактной терапии и разработка требований к источникам на основе радионуклида Cf-252.

• Экспериментальное определение дозных распределений вокруг источников с радио-нук.шдом Cf-252 в тканеэквивалентной среде.

• Расчет дозных распределений в тканеэквивалентной среде от единичных источников с радионуклидом Cf-252 и их пространственных комбинаций.

• Концепция построения технических средств для проведения нейтронной контактной терапии.

2.1 Разработка требований к терапевтическим источникам на основе радионуклида

Cf-252.

На основе приведенных в разделе 1 физико - биологических предпосылок и анализа параметров и характеристик источников гамма-излучения, применяющихся для контактной терапии [47,48,49], нами были сформулированы требования к терапевтическим нейтронным источникам [5], основные из которых состоят в следующем.

1. Источник должен обладать выходом нейтронов, достаточным для создания мощности дозы, способной повредить злокачественное образование за приемлемое время. Для линейных источников гамма-излучения, применяемых в контактной терапии, эта мощность дозы составляет 0,08 Гр/ч на расстоянии 1 см. Соответствующая оценка показывает, что для обеспечения указанного значения необходим поток нейтронов -10'с1.

2. Габариты источников должны быть по возможности минимальны - при введении они не должны вызывать травмирования ткани, однако миниатюризация источников должна сочетаться с высоким выходом нейтронов.

3. Материал наружной оболочки должен быть нетоксичным, устойчивым к воздействию влаги и слабоагресссивных сред. Источники должны быть герметичными и допускать стерилизацию.

4. Источники по форме должны представлять собой цилиндры с закругленными краями для работы по системе последовательного введения.

5. Активность вдоль источника должна быть распределена равномерно; не допускается перераспределения активности внутри источника с течением времени.

6. В пределах одной партии источники одинакового номинала не должны сильно отличаться друг от друга по выходу нейтронов.

7. Радиационные нагрузки на персонал во время работы с источниками должны быть минимальными. Время контакта персонала с излучением источников при всех процедурах с ними должно быть минимальным.

Этим требования можно удовлетворить путем использования так называемой системы последующего введения источников (afterloading). Эта система подразумевает введение источников излучения в специальные полые трубки (эндостаты, интрастаты), заранее устанавливаемые в нужном месте опухоли. Имеются две разновидности этой системы: простое последующее введение источников (simple afterloading) и дистанционное введение (remote controled afterloading). В первом случае подразумевается ручное введение источников сравнительно малой активности со временем экспозиции в несколько часов или даже суток. Во втором случае имеется в виду аппаратурное введение источников большой активности, когда время сеанса составляет несколько минут. Естественно, второй метод является более прогрессивным (время контакта персонала с излучением практически сводится к нулю) и все современные разработки должны быть ориентированы на этот метод.

2.1.1 Основные характеристики разработанных источников излучения.

На основе разработанных нами требований и с участием автора [5, 17, 20, 50] были изготовлены источники для работы по обоим методам.

Для работы с источниками для ручного последующего введения при внутритканевой терапии были разработаны и изготовлены в Институте атомной энергии и в НИИ атомных реакторов источники так называемого штырькового типа. Наружный диаметр источников составляет 1,2 мм. Активная длина равна 1; 2; и 3 см. Полная длина равна 16; 26 и 36 мм. Содержание радионуклида С1-252- 2; 4 и 6 мкг соответственно. Активная часть первых партий источников выполнялась из стеатита, пропитанного солями калифорния; последующие партии имели активную часть из платиноиридиевого сплава с нанесенным на него путем электролиза радионуклида С£252. Герметизация источника осуществляется сваркой. Материал наружной оболочки - нержавеющая сталь. Для внутриполостной нейтронной терапии были изготовлены источники в виде цилиндров диаметром 3 мм и длиной 16 мм. Активная часть длиной 10 мм содержит до 10 мкг радионуклида С1-252. Источники для внутриполостной терапии на аппарате АНЕТ-ВА также имеют диаметр 3 мм, а содержание калифорния до 2мг. Акптная часть, выполненная из пеноалунда, заключена в двойную оболочку из нержавеющей стали.

За рубежом также были разработаны и изготовлены источники излучения на основе радионуклида СГ-252 [51, 52, 53, 54]. Однако к настоящему времени эти работы либо частично свернуты, либо полностью прекращены вследствие отсутствия финансирования, невозможности обеспечения радиационной безопасности персонала, либо под давлением общественного мнения. Следует отметить, что отечественные источники для ручного последующего введения не уступают зарубежным по номенклатуре и физико-техническим свойствам. Что же касается источников, используемых в аппаратах, то они значительно превосходят зарубежные образцы по миниатюрности, потоку нейтронов и надежности ампулировки. Так, источник, применявшийся для внутриполостной терапии в Японии, имел диаметр 4,7мм, а содержание калифорния - 600 мкг [55].

Разработанные и изготовленные источники до передачи их в медицинские учреждения проходили исследования по определению их физико-дозиметрических характеристик.

2.2 Преобразование энергии нейтронного и гамма излучения в тканеэквивалентной среде и экспериментальное определение поглощенных доз

Как показано в гл.1, процессы преобразования энергии излучения в тканеэквивалентной среде представляют собой сложный многоступенчатый процесс. В случае с радионуклидом СМ52 ситуация еще больше усложняется тем, что его излучение является многокомпонентным. Терапевтически значимыми компонентами являются нейтронное и гамма-излучение. Естественно, что об эффективности лучевого воздействия излучения на опухолевый процесс можно судить лишь по реакции самой опухоли и окружаюпцр- ее тканей, которые для практических задач лучевой терапии можно рассматривать как конечный эффект в цепочке преобразования энергии падающего излучения. С физической точки зрения целесообразным является представление преобразованной энергии в тканеэквивалентной среде в виде поля поглощенной энергии, выраженной в единицах поглощенной дозы. Это так называемое дозное распределение, которое является основной физической характеристикой применяемой для построения плана лечения в практике лучевой терапии.

Для определения дозного распределения, создаваемого группой источников или одним перемещающимся источником необходимо знание дозного поля, создаваемого единичным источником.

2.2.1 Экспериментальное определение дозного поля, создаваемого нейтронной компонентой излучения источника на основе радионуклида СГ-252

Автором были выполнены фантомные измерения поглощенной дозы быстрых нейтронов с датчиком с кристаллом 2п5(Т1) в полистироле [1].

Блок-схема эксперимента показана на Рис. 3. Измерения проводились с источником с длиной активной части 2 см. В качестве датчика использовался кристалл 0 6x6 мм гп8("П) в полистироле. Измерения проводились в тканеэквивалентном жидкостном фантоме разме

Рис.3 Блок-схема эксперимента для определения поглощенной дозы быстрых нейтронов в тханеэквивалентном фантоме

1 - фангом; 2 - кристалл; 3 - источник СИ52; 4 - световод; 5 - ФЭУ; б - дискриминатор;

7 - пересчетаое устройство. ром 30 х 30 х 20 см. Состав раствора был выбран по Фаилла и Росси, как приведено в [20], и содержал следующие компоненты: вода - 56,9%, глицерин - 28,4%, мочевина - 7,6%, сахароза - 7,1%. Источник и кристалл погружались в фантом на глубину 5 см. Для измерений был использован датчик из комплекта УСД-1 и ФЭУ-13. Конический световод был сделан из оргстекла и имел длину 8 см. Размеры фантома и глубина погружения источника и датчика выбирались так, чтобы исключить влияние краевых эффектов. Порог дискриминации выбирался так, чтобы скорость счета гамма квантов была примерно на порядок меньше скорости счета от нейтронов. Для определения порога дискриминации использовался источник Со-60, создававший такую же мощность дозы, что и гамма-излучение калифорния.

Ввиду того, что световод в некоторых случаях давал заметный вклад в скорость счета, измерения в каждой точке проводились дважды - с кристаллом и без него; го первого результата вычитался второй. Это не позволило использовать кристалл с размерами меньшими 06 х 6 мм - для кристалла размером 03 х 3 мм скорость счета от световода и от кристалла оказались примерно одинаковыми.

Результаты измерений приведены на Рис. 4, где показана зависимость скорости счета от смещения кристалла вдоль оси источника. Параметром семейства приведенных кривых является расстояние У от оси источника до центра кристалла. Для каждой точки нанесена статистическая погрешность измерений. Коэффициент пересчета скорости счета в плотность потока быстрых нейтронов определялся с помощью калибровки детектора по источнику калифорния с хорошо известным выходом нейтронов. Для учета влияния рассеянного в помещении излучения между источником и детектором помещался фильтр из насыщенного раствора борной кислоты в воде. Фильтр представлял собой цилиндр диаметром 40 мм и длиной 35 см.

Относительная погрешность измерений на разных расстояниях от источника различна. На близких расстояниях она связана с конечными размерами кристалла, а на больших - с недостаточной статистикой. Максимальная погрешность, обусловленная этими причинами, не превышала 15%. Дополнительную погрешность, трудно поддающуюся оценке, вносят принципиальные особенности используемой методики, в частности, зависимость чувствительности детектора от энергии нейтронов, что может привести к искажению искомой картины на больших расстояниях от источника вследствие изменения спектра нейтронов; кроме того, при установке порога дискриминации для отсечения гамма квантов дискриминиру

Рис. 4 Распределение скорости счета вдоль прямой, параллельной источнику (показан стрелкой), на разных от него расстояниях У. Длина активной части источника 2Ь=2см. ется и низкоэнергетическая часть спектра нейтронов, причем значение энергии, соответствующей уровню дискриминации, неизвестно.

Вследствие указанных причин погрешность данных, полученных с помощью указанного метода, не может быть лучше 20%. На Рис.5 представлено сравнение полученных результатов с данными Других авторов.

I ?. ь << 5 п ! я и га

Расстознир. т

Рис. 5 Спад мощности дозы В*пот источника с радионуклидом СИ 5 2 в направлении перпендикуляра к его оси, проходящего через центр источника. Длина активной части источника 2Ь=2см ° - наши измерения; -. - [57]; - [58]; х - [59];

2.2.2 Использование радиофотолюминесцентных стекол для дозиметрии гамма-излучения СМ 52

Для определения дозы гамма-излучения в данной работе были использованы радиофото-люминесцентные стекла. Для измерений нами были использованы стекла типа ЕО-Р6-1 размером 6x6x3 мм. Состав стекол в соответствии с описанием дозиметра РОБ-б, на котором проводились измерения, следующий: Ag - 4,2%, А1 - 4,6%, 1л - 3,6%, Р -33,3%, О -53,5%, В - 0,8%. Измерения выполнялись в тканеэквивалентном жидкостном фантоме состава, указанного выше. Держатель стекол и источника был сделан из оргстекла (Рис.5 ).

Гнезда держателя располагались так, чтобы дозиметры не экранировали друг друга. Расстояния от оси линейного источника составляли 0,3;0,5; 1,0; 2,0; 5,0 и 7,0 см, а вдоль оси (считая от центра источника)- 0;1,0; 2,0; 3,5 и 5,0 см.

Поскольку излучение калифорния-252 содержит [3- компоненту, для устранения ее влияния на показание у- дозиметра необходимо применение фильтров. На Рис. 7 показана кривая поглощения р- и у- компонент фильтрами из разных материалов, полученная с помощью РФЛ-стекол. Как видно из рисунка, - бета-излучение практически полностью снимает

Рис. 7 Кривая поглощения бета - и гамма-компонент излучения радионуклида СГ-252 фильтрами из различных материалов

1 - источник с радионуклидом СГ - 252;

2 - фильтр; 3 - стеклянные дозиметры; 4 - электродвигатель (во время измерений источник вращался вокруг своей оси) ся экраном го кадмия толщиной 1 мм. Поэтому измерения проводились с С<1-фильтром толщиной 1 мм.

В соответствии с описанием дозиметра РОО-6 измерения дозы гамма -излучения проводились не ранее чем через 24 часа после окончания облучения. При измерениях дозы гамма-излучения вводилась поправка, учитывающая вклад гамма-излучения, возникающего при захвате тепловых нейтронов в кадмиевой оболочке, по следующей методике.

Как следует из работы [60], флюенс тепловых нейтронов, равный 8,4 х 108нейтр./см 2, вызывает флюоресценцию стекла, окруженного фильтром из кадмия, эквивалентную 1Р. Распределение плотности потока тепловых нейтронов от линейного источника с содержанием 1мкг а~-252 до расстояний 8 см от источника практически постоянно и имеет слабый максимум, равный 8 х 10 Знейтр./см2 с или 2,86 х 10 7нейтр./см 2хч.мкг [61], что, как не трудно убедиться, соответствует 0,034 Р/ч.мкг. Таким образом, для исключения влияния тепловых нейтронов на показания стекол, помещенных в кадмиевые чехлы необходимо вычесть величину 0,034М(Р/ч), где М - количество радионуклида С£-252 (мкг), содержащегося в источнике на момент измерения. На Рис.8 показана кривая ослабления гамма-излучения калифорния-252 в тканеэквивалентной среде для точечного изотропного источника, полученная расчетным путем по методике, описанной в разделе 2.3, а также результаты эксперимента, описанного выше. г

9 8

Ч:

4: Ъ

-Г 6 7 8 3^-2 г . 3 Н й Г7 8970-' расстояние }м 6

Рис.8 Зависимость ослабления гамма- излучения точечного источника с радионуклидом калифорний-252 от расстояния в тканеэквивалентной среде

Проводились измерения дозы от линейного источника с длиной активной части 3 см вдоль перпендикуляра, восстановленного из его середины, с введением вышеуказанной поправки. Переход к точечному источнику осуществлялся путем умножения полученных данных на коэффициент агс1{>(1/х)/Ьх, где Ь - половина длины активной части источника, «х» -расстояние от источника до точки. Экспериментальные точки, показанные на Рис.8, получены усреднением по данным пяти измерений. Погрешности вычислялись как среднеквадратичное отклонение от среднего по данным этих пяти измерений, т.е. учитывались погрешности, вызванные разбросом показаний стекол. В наших экспериментах этот разброс составил 10%.

2.3 Расчет дозных распределений в тканеэквивлентной среде от источников с радионуклидом СГ-252

Разнообразие локализаций злокачественных новообразований, их форм и размеров требует создания дозных полей различной конфигурации. Обеспечить необходимое дозное поле можно путем создания соответствующей пространственной комбинации источников. Планирование курса лучевой терагот осуществляется подбором такой комбинации источников, которая создавала бы поле наиболее близкое к задаваемому врачом - лучевым терапевтом. На основе экспериментальных данных о дозном распределении от единичного источника нами была разработана методика расчета дозных полей от источников различной формы, длины, материала и размеров активной части, а также от возможных пространственных комбинаций таких источников [9, 11, 25].

2.3.1 Расчет дозы нейтронного излучения в тканеэквивалентной среде от точечного изотропного источника с радионуклидом С£252

При планировании курса терапии излучением источников с радионуклидом СМ52 информация о значении доз, обусловленных быстрыми нейтронами, представляет наибольший интерес, т.к. именно они дают основной вклад в полную дозу.

Наилучшие возможности для расчета дозных полей от источников различных конфигураций представляют данные по распределению мощности дозы, созданному в тканеэквивалентной среде неампулированным точечным изотропным источником. Дозные поля от источников других форм, например линейного, можно получить путем интегрирования распределения точечного источника по длине активной части. Для осуществления такого подхода к расчету дозных полей необходимо располагать достаточно надежными данными о дозном распределении точечного источника. Однако при экспериментальном определении дозных полей обычно имеют дело с линейными источниками. В связи с этим представляется целесообразным по экспериментальным данным о дозном поле линейного источника определить поле точечного источника. Для этого записывается распределение мощности дозы вдоль перпендикуляра, восстановленного из середины линейного источника.

L

D*(x)=2 J (Qk 2,34 . 10б f(V х2 + t )/2L 4я (x2 2 »dÇ (1) 0 где: D*(x) - мощность дозы нейтронного излучения, создаваемая линейным источником, длины 2L в точке, находящейся на перпендикуляре, восстановленном из середины источника , х - расстояние от источника до точки, L - половина длины источника Q - количество калифорния, мкг с - коэффициент перехода от потока нейтронов к тканевой керме (удельная тканевая керма) f(R)- искомая функция ослабления нейтронного излучения точечного источника в ткани. Данное соотношение можно рассматривать как интегральное уравнение относительно функции f(R). Введя новые обозначения, t = x2 + Ç2 ; F(t) = f(V t )/t; y = x2 ; На протяжении раздела 2.3.1 под обозначениями О*; О*0; Б*; П*то, подразумевается мощность дозы нейтронной компоненты излучения. Нижний индекс «п» опущен, чтобы не загромождать выкладку. f3 приводим уравнение к виду:

У+L2

D*(V у ) = 2,34Q к 106 /2L4 п \ (F(t)/ V t-y )dt (2) У

Такое уравнение имеет единственное решение [62].

Для больших х (х » L) можно считать, что f( Vx1 + \1 ) в уравнении (1) постоянна на промежутке интегрирования и равна f(x), что позволяет вынести ее за знак интеграла. Это дает нулевое приближение для функции f(x), равное fo (х) =( xxD'(x)x4 я L)/(Q 2,34 10е к arctg(D'x))

Подставляя f0 (х) в правую часть исходного уравнения (1), получим соответствующее значение D*0(x). Поскольку искомая функция по принятому допущению постоянна на промежутке интегрирования, то f(x)/fo (x)=D*(x)/D*0(x), откуда для первого приближения получаем функцию: f1(x)=f0(x)(D-(xyD'0(x)), для второго приближения функцию: fi (x)=fi (х) (D*(x)/Di*(x)), для n-го приближения функцию: fn (x)=ftt1(x)(D*(x)/Dn-i*(x)) и т. д.

Численная реализация этого итерационного процесса показывает, что он быстро сходится. В табл.1 приведены результаты расчетов по описанному алгоритму. В качестве исходных данных было взято дозное поле от линейного источника длиной 1,5 см из работы [63]. В последнем столбце таблицы приведена величина Кп, равная произведению мощности дозы точечного источника D'to4 на квадрат расстояния до него х.

Таблица 1

Исходные данные, первые приближения и мощность дозы точечного источника. х, см D'102, Гр/ч.мкг D'olO2, Гр/ч.мкг ft D'IIO2, Гр/ч.мкг f D',0,.102, Гр/ч.мкг К.102, Гр.см2/ч.мкг

0,5 6,49 1,244 6,441 1,254 6,487 1,254 9,98 2,491

1,0 2,05 1,201 2,038 1,207 2,049 1,208 2,40 2,401

1,5 0,948 1,156 0,9436 1,161 0,9479 1,161 1,03 2,310

2,0 0,527 1,108 0,5249 1,112 0,5269 1,112 0,553 2,211

2,5 0,327 1,057 0,3259 1,061 0,3269 1,061 0,338 2,114

3,0 0,219 1,011 0,2183 1,014 0,2190 1,014 0,224 2,024

3,5 0,154 0,962 0,1536 0,964 0,1540 0,964 0,157 1,924

4,0 0,114 0,927 0,1138 0,929 0,1140 0,929 0,116 1,854

4,5 0,086 0,883 0,0859 0,884 0,0860 0,884 0,087 1,764

5,0 0,068 0,861 0,0679 0,861 0,0680 0,861 0,068 1,714

5,5 0,055 0,841 0,0549 0,841 0,0550 0,842 0,055 1,68

6,0 0,0453 0,824 0,04527 0,824 0,04530 0,824 0,0455 1,64

Полученных данных о распределении дозы быстрых нейтронов от точечного изотропного источника на расстояниях до 6 см от него вполне достаточно для большинства практических случаев аппликационной и внутритканевой терапии. Однако, иногда необходимо знание мощностей доз на больших расстояниях, например, при оценке дозовых нагрузок на критические органы (хрусталик глаза). Для этого можно воспользоваться распределением до ;ы от точечного источника до расстояния 20 см, в соответствии с формулами [64]. Г" 3,7х Ю'10[ехр(-г/1,88)]/г; 0,5см < г < Зсм 0*(г)(сГр/нейтр.)= 1,8x10"10[ехр(-г/3,32)]/г; Зсм < г <5см и 3,4х 10"10[ехр(-г/8,95)]/г2; 5см < г <20 см

Перенормировка этого выражения для г> 5 см на значения, полученные выше (привязка в точке г =5,5 см) дает следующее выражение:

0'(г)(сГр/ч мкг)=3,1 х Ю"10[ехр(-г/8,95)]/Гг; 5ст< г < 20сш (3)

Таким образом, объединяя данные табл.1 и формулы (3), получим функцию ослабления нейтронного излучения радионуклида С£-252 в тканеэквивалентной среде для расстояний от 0,5 до 20 см.

Функция представлена в табл. 2 и на Рис. 9.

Таблица 2

Зависимость мощности поглощенной дозы нейтронного излучения точечного источника радиог, см 0,0 0,5 1,0 1,5 2,0 3,0 4,0 5,0 7,0 10,0 15,0 20,0 50,0

Кт (сГр.см2)/ (ч/мкг) 2,00 2,49 2,40 2,31 2,21 2,02 1,85 1,71 1,42 1,01 0,58 0,33 0,01

Рис. 9 Мощность поглощенной дозы, создаваемая различными компонентами излучения точечного источника с радионуклидом С£-252, в тканеэквивалентной среде.

1 - нейтронное излучение, К„ = О' хг2; 2 - мгновенное гамма-излучение и гамма-излучение дочерних продуктов распада 1С, = ТУ^т2; 3 - захватное гамма-излучение на водороде Кр = О'^хГ2; 4 - суммарное гамма-излучение 1С,+К у2

2.3.2 Расчет дозных распределений в тканеэквивалентной среде от нейтронного излучения линейного источника с радаонуклидом Cf-252.

Полученная в предыдущем параграфе функция ослабления дозы точечного источника в ткани может быть использована для расчета доз от источников любых конфигураций путем интегрирования по всей активной длине. В частности, для линейного источника с учетом самопоглощения излучения в материале активной части и ампулы значение мощности поглощенной дозы D'n в некоторой точке среды можно записать следующим образом: 2L

D"n=l/2L jQ(g( Kn(t) exp[-(I, t, +S212- E3(t i+t г))]/!2 )d \ (4) 0 где: Q - количество радионуклида Cf-252 в источнике; t - расстояние от текущей точки активной длины источника до точки в среде;

Zi, Z2 - сечения выведения нейтронов спектра деления с материалом первой и второй оболочек источника соответственно; з - полное сечение взаимодействия нейтронов спектра деления с тканью; g( t, )- распределение активности по длине источника Остальные обозначения показаны на Рис. 10

Формула (4) записана в предположении, что активная часть линейного источника окружена двумя оболочками из различных материалов: внутренней - из материала активной части и внешней - из материала ампулы.

Рис. 10 Схема расчета мощности поглощенной дозы от линейного источника, окруженно двумя оболочками 1 - активная часть; 2 - внутренняя оболочка; 3 - внешняя оболочка

2.3.3 Расчет дозы гамма-излучения точечного изотропного и линейного источника СГ-252 в ткани.

Определение дозного распределения, созданного гамма-излучением источника с радионуклидом С£-252, как и в случае нейтронного излучения удобно проводить, используя доз-ное распределение от точечного изотропного источника в бесконечной среде. Можно найти это распределение по дозным полям от линейных источников, однако для гаммаизлучения ослабление в ампуле и в материале активной части более существенно, чем для нейтронов, что может привести к заметным погрешностям. В данном случае представляется целесообразным непосредственное вычисление функции ослабления гамма-излучения точечного источника. Доза, обусловленная гамма-излучением, состоит из нескольких компонент, основными из которых являются мгновенное излучение, возникающее при делении ядер калифорния-252, излучение дочерних продуктов распада и захватное излучение на водороде. Расчет мощности дозы, созданной гамма-излучением первых двух компонент, проводился по формуле:

В>(Г ¡>/1^,(3;) (5)

Здесь: - мощность дозы точечного источника, Г - гамма постоянная, г - расстояние от источника до точки, г) - функция ослабления дозы ¿-ой группы спектра гамма-излучения а-252, ^ - доля вклада в общую дозу гамма-излучения ¡-ой группы спектра, N - число групп.

Значение для Г принято равным 1,4 мкГрхсм2/чхмкг. Разбиение спектра на группы взято из [41], а значения ) из [65] для воды.

В табл. 3 представлены значения величины К У=(Е>'Г Г1)/*} в зависимости от расстояния, а на Рис.9 - график этой зависимости.

Таблица 3

Зависимость К, =В'7г2/(3 и К73=Б'рГ2^, [сГрхсм2/чхмкг] от расстояния точечный источник - точка г,см 0,0 0,5 1,0 1,5 2,0 3,0 4,0 5,0 7,0 10,0 15,0 20,0 30,0 40,0 к* 1,4 1,42 1,43 1,44 1,45 1,45 1,44 1,43 1,38 1,31 1,15 1,02 0,71 0,47

К» 0,0 0,00 0,02 0,04 0,06 0,12 0,20 0,26 0,35 0,40 0,38 0,33 0,17 0,21

1,4 1,42 1,45 1,48 1,51 1,57 1,64 1,69 1,73 1,71 1,53 1,35 0,98 0,68

В работе [57] проведен расчет дозы на расстояниях до 7 см от точечного источника, обусловленной захватным излучением на водороде. Для больших расстояний были использованы данные работы [66] по расчету захватного гамма-излучения от нейтронов спектра деления и-235 в воде, поскольку в доступной нам литературе необходимые данные для спектра нейтронов С£-252 и тканеэквивалентной среды отсутствуют. В табл. 3 приведены значения мощности дозы захватного излучения. На Рис. 9 представлены графики зависимости Кр от расстояния.

Расчет мощности дозы гамма - излучения от линейного источника с радионуклидом С1-252 может быть выполнен по формуле, аналогичной формуле (4):

21, 21.

О-, +0'73 = (1/2Ь) к., (1) (ехр[-(ц111+ц212-№(1,+12))])/12)с1^+1р(8(^)К?з(1)/12)а^ (6)

0 0 где , - |хь линейные коэффициенты ослабления гамма-излучения калифорния-252 с материалом 1-ой и 2-ой оболочек соответственно для средней энергии спектра, принимавшейся равной 0,98 МэВ; ц, - линейный коэффициент ослабления гамма - излучения тканью для средней энергии (0,98 МэВ).

2.3.4 Расчет дозных полей от сложных комбинаций источников

Зная дозные распределения от линейного источника, можно найти поле от комбинации таких источников, произвольным образом расположенных в пространстве.

Пусть декартовы координаты начала и конца источника суть (х1;у1;г1) и (х2;у2;х2) соответственно (Рис. 11). Требуется построить изодозные кривые, например, в плоскости хОу. Для этого необходимо на участке плоскости, где строятся изодозы, наложить сетку, в узлах.которой надо вычислить значения мощности дозы.

Значение мощности дозы в узле (х,;у^ можно получить путем двойной интерполяции по углу ф и расстоянию г, вычисляемому по следующей формуле: а угол ф находится из выражения: (х1 - Х,)2+(У1-У])2 +г12=Ь2+Г2-2Ьгсозф, где Ь =[((г2 - г1)г+(у2 - у1)2+(х2 - х1)2)]1|2/2 - половина длины источника.

Подобным образом вычислялись значения мощности дозы в каждом узле, после чего к этим значениям прибавлялись значения мощностей доз от 2-го, 3-го и т.д. источников. Изодозные кривые строились путем интерполяции мощности дозы между значениями в узлах. Нормировка изодозных кривых проводилась в некоторой точке А, характерной для заданного расположения источников, в которой мощность дозы принималась равной единице.

Был построен Атлас дозных полей для положений источника аппарата АНЕТ-ВА наиболее часто встречающихся в практике лучевой терапии. Примеры полей из Атласа приведены на Рис. 12.

2.4. Технические средства проведения нейтронной контактной терапии [26, 27, 31]

Для осуществления терапии излучением радионуклида С{-252 помимо разработки источников необходимо разработать и изготовить специализированные аппараты для автоматической подачи и возврата источников излучения

Автор полагает, что целесообразно создание аппарата с мощными источниками излучения. Применение таких источников позволяет значительно сократить продолжительность сеанса облучения и облегчить переносимость для больного курса лечения, и тем самым наиболее полно использовать преимущества аппаратурного оснащения работ с кали-форнием-252. С этой целью разработан и изготовлен аппарат для терапии злокачественг.

Рис. 11 Геометрия расчета дозных полей от сложных комбинаций источников

Я = [((х1+х2)/2 - Х;)2+((у1+у2 уг - у¡)2+((г1+г2)/2)2]1 ных новообразований, расположенных в естественных полостях человека - аппарат нейтронно-терапевтический АНЕТ-В.

Аппарат предназначен для облучения злокачественных новообразований шейки и тела матки, влагалища и прямой кишки. В аппарате реализовано многопозиционное статическое облучение при режиме дистанционного введения, при котором источник, перемещающийся в центральном канале, занимает ряд дискретных позиций в предварительно веденном в полость наконечника по программе, заданной с пульта управления аппаратом. Используется электромеханическая тросовая подача источников с радионуклидом

СМ 5 2 из хранилища в эндостаты, сориентированные и зафиксированные относительно патологического очага.

Аппарат имеет три шланга для подачи источников излучения - центральный и два боковых. В источнике, перемещающемуся по центральному шлангу, содержится 1500 мкг С(-252, в боковых источниках - по 300 мкг С£-252 в каждом, что соответствует потокам нейтронов 3,5x10® и 7,0х108 с"1 соответственно. Активная часть источника помещена в цилиндрическую капсулу из нержавеющей стали с внутренним диаметром 1,4 мм длиной 10 мм как и у источника Со-60 в аппарате АГАТ-В. Габаритная длина источника - 16 мм, внешний диаметр - 3 мм, источник завальцован в держатель с тросовым хвостовиком длиной 1000 мм, который присоединен к подающему зубчатому тросу.

Конструктивно аппарат состоит из хранилища источников излучения, перезарядного контейнера, комплекта эндостатов, электромеханического тросового транспортера для перемещения источников из хранилища в эндостат на время облучения и возвращения их обратно в хранилище, пульта управления с тремя независимыми реле времени, блока контроля и сигнализации о местонахождении источников и радиационном фоне в процедурном кабинете, телевизионного и переговорного устройства для наблюдения за больными связи с ним.

Хранилище источников излучения имеет трехслойную радиационную защиту, в которой сделаны криволинейные каналы для перемещения по ним источников. Свинцовый внутренний слой представляет собой куб с длиной ребра 20 см и обеспечивает необходимую радиационную защиту от гамма-излучения радионуклида С£-252.

Для контроля возврата источников в положение хранения в свинце сделаны три отверстия, против которых располагаются датчики гамма-излучения, дающие сигнал на пульт управления. Для снижения мощности дозы, создаваемой быстрыми нейтронами радионуклида СИ 5 2 до предельно допустимой (30 мкЗв/ч) на расстоянии 1 м от поверхности хранилища, имеется двухслойная защита из водородосодержащих материалов (вода и парафин), толщиной 60 см. Вода заливается в бак из нержавеющей стали, который снаружи обкладывается блоками с парафином. Вес каждого из блоков не превышает 200 кг, что позволяет проводить монтаж аппарата в лечебном учреждении без грузоподъемных механизмов. Для снижения уровня захватного гамма-излучения, возникающею ггри взаимодействии тепловых нейтронов с водородом, в воду добавляются растворимые соли, содержащие нуклиды Ы-6 или В-10, обладающие большим сечением захвата тепловых нейтронов.

Зарядка источниками излучения и разрядка аппарата осуществляется с помощью перезарядного контейнера на месте эксплуатации. Хранилище и вспомогательное оборудование отделены от процедурной комнаты декоративной стенкой.

Блокировки аппарата обеспечивают невозможность подачи источников при открытой двери процедурной, при обрыве троса аварийного гравитационного возврата источников, при пониженном уровне воды в баке и при неприсоединенных эндостатах. Блокировки обеспечивают автоматический возврат источников в хранилище при открываний двери процедурной. Система аварийного полуавтоматического возврата обеспечивает возврат источников при отключении электропитания.

В аппарате применен электромеханический тросовый транспортер источников излучения, как обеспечивающий высокую вероятность безотказного перемещения источников и наименьшую их деформацию по сравнению с пневматическим способом подачи. Применение тросовой подачи позволяет формировать дозные поля различной конфигурации

VrfMcBtB K«

Ci-252 .

•0Hfw¿ u '

Т s '» 's" б > è f^WWt"} « UM U I. U UM . fjVSfiïSj i .

УРЪКт' i и : ~á¿f¿tfi «с ' « ; е i С*«1*8»«« tSÓf.t'P

Ф.2.5-6/7-2.5 / //Мл\\\\ \ i '/ i Iii ÍL i /¡¡¡¡ill! м г шт \. \ \ шШЩ

SS?/ j а -73. ммъи

Г^ТЯМКП""."""

SWi" I ù "' . . . пъЯ&й*:' г'г" j"«"V fi в. f - • u u к Ii u (I 'u u

•Vfift« I u .

Гйм»»свжа''ь «те»»«!, к I . f'ttf^^Wf-Xit«« Aß3ft,rp" ¡ .?.890

С,2.5-8/7-2,5

Prie. 12 Примеры карт ir Атласа дозиых распределений путем перемещения источника в процессе сеанса облучения. С этой целью в конструкцию аппарата введен мальтийский механизм, позволяющий источник, находящийся в центральном канале, перемещать дискретно с шагом 10 мм.

Для устранения неточностей первого шага, связанных с волнообразными изгибами гроса и люфтами в кинематических парах электромеханического привода, установка источника в заданные позиции производится при его движении на возврат, а движение начинается с "нулевого" шага, выбирающего эти люфты. Это позволило устанавливать источник, приходящий в 1-ю позицию с погрешностью, не превышающей 2 мм, что соответствует отечественным и зарубежным требованиям. Все последующие шаги источника излучения, осуществление при его движении на возврат, выполняются с погрешностью, не превышающей 1 мм.

Контроль местонахождения источников в режиме облучения осуществляется сигнальным радиометром с двумя детекторами гамма-излучения. Один из них закреплен на стене процедурного помещения и контролирует радиационный фон, а другой вмонтирован в подвешенной на штативе защитной коллимирующей головке, которая имеет световой центратор и предназначается для контроля поступления источников в эндостаты, введенные в полость больного.

Последовательность основных операций при работе с аппаратом следующая. После проведения рентгенографического контроля положения наконечников, введенных в полость, определяется необходимая конфигурация дозного поля. Подбирается и устанавливается время нахождения источников излучения в боковых наконечниках и в каждой позиции, занимаемой источником, перемещающимся в центральном канале. Больного перемещают в процедурную и подсоединяют наконечники к шлангам аппарата. После отработки заданной программы источники излучения автоматически возвращаются в положение хранения. Сигнализация на пульте управления указывает время, фактически истекшее после поступления источников в боковые каналы и в каждой позиции центрального канала. В случае необходимости источники могут быть возвращены в положение хранения. Специальное устройство аварийного гравитационного возврата источников излучения обеспечивает возврат источника в хранилище в случае отключения электропитания или другой непредвиденной ситуации.

Аппарат расположен за декоративной стенкой, через которую в процедурную выведены шланги. В процедурной расположена также установка, контролирующая поступление источников в наконечник, регистрирующая сопутствующее гамма-излучение радионуклида СИ 5 2 и рентгенотелевизионная установка, позволяющая контролировать перемещение источника из позиции в позицию.

Применение в аппарате АНЕТ-В системы дискретного перемещения источника, позволяет получать дозные поля всевозможных конфигураций. Дискретное перемещение источника излучения осуществляется оригинальным устройством с использованием мальтийского механизма, на которое получено авторское свидетельство [35].

Следует отметать, что аппарат с таким высоким содержанием калифорния создан впервые в мире, а применение в аппарате источника, дискретно перемещающегося из позиции в позицию в процессе сеанса облучения, осуществлено впервые в России.

Модификацией аппарата АНЕТ-В является аппарат АНЕТ-ВА. По сравнению с предшественником в аппарате АНЕТ-ВА усилена биологическая защита, что позволило увеличить суммарное содержание радионуклида 05-252 в источнике до 3 мг. Управление аппаратом осуществляется микропроцессором. Процедурное помещение и пульт управления аппаратом показаны на Рис. 13 и 14.

2.5 Радиационная безопасность при работе с источником С:£-252 на аппаратах АНЕТ-В и АНЕТ-ВА [26]

Обеспечение радиационной безопасности персонала является одним из основных требований при работе с аппаратурой и оборудованием. Технические решения должны обеспечивать безопасную работу персонала при всех операциях работы с источниками излучения. Большое значение в этом плане имеет подбор помещения для проведения работ и правильная организация труда.

В работе в результате проведенных нами измерений показано, что лучевые нагрузки на различные части тела при работе на аппарате АНЕТ-В персонала распределены гораздо более равномерно, чем при ручном введении источников излучения и усредненная доза, получаемая терапевтом и рентгенлаборантом за одну укладку, составляет 0,33 мкЗв, а санитаркой 0,6 мкЗв, что на два порядка меньше предельно допустимой.

Нами исследовалась также возможность образования наведенной активности, образующейся в результате облучения нейтронами от источников СМ52 в теле пациента. Для регистрации использовали сцингилляционный детектор с 4-мя фотоумножителями ФЭУ-49 и кристаллом Ыа1(Т1) диаметром 140 мм и толщиной 100 мм, входящий в комплект многодетекторной установки "Истра". Оказалось, что наведенная активность не превышает фоновых значений. Таким образом, рутинная работа на аппарате оказывается практически радиационно безопасной.

Ввиду того, что источники в аппарате АНЕТ-В являются достаточно высокоактивными, существует потенциальная возможность облучения при аварийных ситуациях. Несмотря на то, что в аппарате имеется система аварийного возврата источников и системы блокировок, полностью исключить вероятность аварийной ситуации не представляется возможным. В связи с этим целесообразно составить прогноз этих ситуаций и оценку лучевых нагрузок, полученных персоналом при ликвидации этих аварий. Важнейшими вариантами аварийных ситуаций являются невозврат источников излучения из положения облучения в хранилище и утечка воды из бака, находящегося в центральной части хранилища.

В случае невозврата источников, персонал, ликвидирующий аварию, должен войти в процедурную, извлечь наконечники, не отсоединяя их от пшангов-ампулопроводов, и удалить больного из процедурной. В табл. 4 представлены результаты оценки возможного облучения персонала при ликвидации аварийной ситуации при допущении, что время ликвидации аварии составляет 5 мин (значение времени получено в результате специально проведенного хронометража при моделировании аварийной ситуации).

Таблица 4

Оценка возможного облучения персонала при ликвидации аварийной ситуации на аппарате АНЕТ-В, вызванной невозвращением источников в положение хранения

Мед ицинский персонал Облучаемая область Эквивалентная доза, соответствующая 2,1мг С{-252 ,мЗв Годовая предельно допустимая доза, мЗв

Лучевой терапевт голова 2,52 50

Тело на уровне груди 2,58 50

Тело на уровне гонад 2,59 50

Руки 107 300

Рентгенлаборант Все тело 3,8 50

Как видно из табл. 4, наиболее уязвимыми при ликвидации аварии являются руки врача.

В случае утечки воды из бака излучение ослабляется блоками с парафином, составляющими наружную часть защиты. Для ликвидации этого типа аварии необходимо источники переместить из хранилища в перезарядный контейнер. Время, необходимое для перевода источников не превышает 15 мин, а доза, которую при этом может получить оператор составляет 40 мкЗв.

Таким образом, как показывает моделирование аварийных ситуаций, лучевые нагрузки на персонал, ликвидирующий эту аварию значительно ниже, чем допускаются нормативными документами.

Следует отметить, что за период эксплуатации аппаратов АНЕТ-В и АНЕТ-В А в Онкологическом научном центре РАМН с 1983 г. не произошло ни одного аварийного случая. ял

3. ВНЕДРЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ РАБОТЫ КЛИНИЧЕСКОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ

АППАРАТУРЫ.

Создание источников на основе радионуклида С{-252, исследование их характеристик, разработка и создание аппаратуры для безопасной работы с ними позволило приступить к радиобиологическим и клиническим испытаниям с новым для лучевой терапии источником излучения.

Наибольший клинический опыт нейтронной лучевой терапии накоплен в Онкологическом научном центре Российской академии наук, Медицинском радиологическом центре РАМН (г.Обнинск) и Литовском онкологическом центре. По состоянию на 1997г статистика лечения больных на аппаратах АНЕТ-В и АНЕТ-ВА следующая.

Медицинский радиологический центр РАМН Тело и шейка матки, 57 прямая кишка

Литовский онкологический центр Внутриполостная нейтронная терапия излучением источников с калифорнием-252 на аппарате АНЕТ-В была проведена для лечения опухолей у более чем 400 больных [67]:

1. шейка и тело матки -259 случаев,

2. карцинома прямой кишки - 109 случаев,

3. карцинома пищевода - 14 случаев

4. саркома мягких тканей - 5 случаев,

5. саркома мягких ттсаней - 4 случая,

6. карцинома носа -2 случая

7. злокачественная глиома -8 случаев

Онкологический научный центр РАМН В ОНЦ РАМН, куда был передан аппарат АНЕТ-В на клинические испытания, был проведен большой комплекс работ по отработке методики лечения на аппарате. Разработана топометрическая подготовка больных, составлена программа расчета дозных полей, создаваемых облучателями аппарата. Проведены работы по оптимизации дозных полей. Рассчитаны и проверены экспериментально дозовые нагрузки на персонал. Оценены уровни эквивалентных доз, которые могут быть получены персоналом при возможных аварийных ситуациях. Показано, что эти уровни значительно меньше предельнодопустимых. Большой объем выполненных испытаний и исследований позволил начать с февраля 1983г. лечение онкологических больных на аппарате. «К настоящему моменту лечению подверглось более 1000 больных со злокачественными опухолями шейки матки, тела матки, рецидивами и метастазами рака во влагалище, опухолями яичников, вульвы, прямой кишки [68, 69, 70]:

Локализация Количество пациентов

Тело матки 830

Шейка матки 345

Метастазы во влагалище 56

Прямая кишка 14

Полученные отдаленные 5-ти летние результаты лечения при сочетанной лучевой терапии с использованием нейтронной лучевой терапии как одного из компонентов лечения, значительно лучше результатов по сочетанной лучевой терапии с использованием внутри-полостной гамма терапии кобальтом -60 и дистанционной гамма-терапии.

Особенно показательны результаты у больных, получивших только внутриполостную нейтронную терапию.

Количество осложнений при нейтронной терапии не превышает таковых, возникающих при лечении традиционными методами лучевой терапии.

Результаты лечения показали, что нейтронная контактная терапия во многих случаях является более эффективной, чем обычноприменяемая гамматерапия особенно для местнораспространенных опухолей поздних стадий. Имеются случаи, когда другие способы терапии являются неэффективными. Это позволяет рекомендовать применение источников с калифорнием- 252 для более широкого внедрения их в клиническую практику особенно в регионах, где слабо развита ранняя диапюстика злокачественных заболеваний.

Анализ полученных клинических результатов показал высокую эффективность использования калифорниевых источников, особенно при лечении радиорезистентных для фотонной терапии злокачественных новообразований (рак языка, прямой кишки, пищевода, рецидивы во влагалище).

ВЫВОДЫ

1. Из рассмотрения особенностей преобразования энергии при взаимодействии плот-ноионизирующих излучений с биологической тканью следует, что нейтроны спектра деления радионуклида С1Г-252 является в некоторых случаях более эффективным средством лучевой терапии, чем традиционно применяемое редкоионизирую-щее гамма излучение.

2. В целях практического использования особенностей преобразования энергии нейтронного излучения радионуклида С£-252 в ткани для повышения эффективности лучевой терапии разработаны требования к терапевтическим источникам излучения, в соответствии с которыми изготовлены различные типы источников, в частности, источники с высокой удельной активностью для аппарата АНЕТ-В.

3. Исследованы распределения поглощенной энергии в тканеэквивалентной среде (дозные распределения), создаваемые нейтронной и гамма компонентой излучения источников на основе калифорния -252.

4. Разработаны алгоритмы и составлена программа расчета дозных полей для комбинаций и,л эчкиков, произвольным образом расположенным в пространстве. Разработан Атлас дозных распределений.

5. Разработана концепция построения аппаратуры для безопасной работы с источниками нейтронов высокой активности (поток нейтронов до ТхЮ'с"1) в соответствии с которой разработаны и изготовлены аппараты АНЕТ-В и АНЕТ-В А.

6. Применение в аппаратах АНЕТ-В и АНЕТ-В А системы дискретного перемещения источников излучения с высоким содержанием радионуклида С£252 (до 2мг) обеспечивает индивидуализацию плана облучения больного и облегчает переносимость сеанса облучения, что приводит к повышению эффективности лечения.

7. Испытание аппаратов АНЕТ-В и АНЕТ-ВА, исследование их радиационных характеристик, а также опыт эксплуатации в ведущих онкологических центрах показали высокую степень радиационной безопасности персонала при работе на этих аппаратах.

8. Клинический опыт, накопленный в процессе эксплуатации аппаратов на более чем 1700 больных, показал эффективность их использования для лечения ряда локализаций опухолевых процессов, что позволяет рекомендовать более широкий выпуск подобных аппаратов для использования их в онкологических и радиологических институтах и диспансерах.

СПИСОК РАБОТ АВТОРА, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1.Исследования возможности создания и перспектив внедрения радиоизотопных аппаратов контактной терапии. Промежуточный отчет о научно- исследовательской работе еИО 119 002. М, ВНИИРТ, 1972

2. Позмогов А.И., Абдуллаев В.Д., Летов В.Н., Сулькин А.Г., Елисютин Г.П, Скляр М.Н, Коваль Г.Н. Cf-252 при сочетанной лучевой терапии рака шейки матки. "Медицинская радиология" N12, 1976, стр.53-56.

3. Жербин Е.А., Втюрин Б.М, Лычев В.А., Сулькин А.Г., Елисютин Г.П., Сенюков М.В., Назаров В.И., Никитенко В.А., Медведев B.C., Матякин Г.Г., Савина НП., Лебедков A.A. Применение Cf-252 для терапии опухолей. "Медицинская радиология", No7, 1974, стр.73-77.

4. Летов В.Н., Рябухин Ю.С., Сулькин А.Г., Елисютин Г.П. Экспериментально-теоретические основы применения Cf-252 в контактной нейтронной терапии. "Медицинская радиология", N9, 1974, стр. 58-64.

5. Елисютин Г.П., Тюфяков НД, Швецов И.К, Семочкин В.М Cf-252 - источник для терапии злокачественных опухолей. "Радиационная техника", вып. 13, М., Атомиздат, стр. 304-310.

6. Елисютин Г.П., Комар В.Я., Сулькин А.Г. Техническое и дозиметрическое обеспечение терапии источниками Cf-252. "Радиационная техника", вып. 15, М., Атомиздат, 1977, стр. 196-200.

7. Жербин Е.А., Бердов Б.М., Втюрин Б.М, Иванов В.Н., Чумбаров Ю.К., Сулькин

A.Г., Комар В.Я., Елисютин Г.П. Технические характеристики источников калифорния-252 и опыт их клинического применения. Материалы Всесоюзной конференции "Использование нейтронов в медицине" Изд. АМН СССР, г, Обнинск, 1976, стр.15-16.

8. Сулькин А.Г., Комар В.Я., Елисютин Г.П., Ляхов A.B., Швецов И.К., Карелин Е.А. Оснащение нейтронной терапии с использованием изотопа Cf-252. Материалы Всесоюзной конференции "Использование нейтронов в медицине" изд. АМН СССР, г. Обнинск, 1976, стр. 55-56.

9. Елисютин Г.П., Комар В.Я Дозиметрия при контактной терапии излучением Cf-252. "Медицинская радиология" No 10, 1977, стр. 54-59.

10. Иванов В.Н., Втюрин Б.Н., Иванова Л.Ф., Конджария Ю.Р., Петровская Г.А., Чумбаров Ю.К., Сулькин А.Г., Комар В.Я., Елисютин Г.П., Кеирим-Маркус И.Б., Крайтор С.Н., ПоповВ.И. Дозиметрия и радиационный контроль при контактной терапии с использованием Cf-252. "Медицинская радиология", No 10, 1977, стр. 59-64.

11. Елисютин Г.П. К расчету дозных распределений от источников с изотопом Cf-252. "Радиационная техника"., Вып. 16, стр.235-237,1978 146.

12. Петровская Г.А., Втюрин Б.М., Лычев В.А., Сулькин А.Г., Елисютин Г.П., Комар

B.Я. Обеспечение радиационной безопасности медицинского персонала при работе с источниками калифорния252. Тезисы докладов Всесоюзного научно-технического семинара (Второй Всесоюзный симпозиум) "Проблемы развития терапевтической радиационной техники". Москва, 1975г., стр. 155-157.

13.Елисютин Г.П., Комар В.Я Некоторые вопросы дозиметрии при контактной терапии излучением Cf-252. Материалы Всесоюзной конференции "Использование нейтронов в медицине", изд. АМНСССР, г. Обнинск, 1976г., стр. 9-10.

14.Жербин Е.А. Бердов Б.А., Втюрин Б.М., Иванов В.Н.Иванова Л. Ф.,Конджария ЮР.Назаров Г.И.,Никитенко В.А.,Петровская Г.А., Чумбаров Ю.К.,Кеирим-Маркус И.Б.,Крайтор С.Н.,Попов В.И.,Сулькин А.Г., Комар В.Я.,Елисютин Г.П. Система дозиметрического обеспечения и радиационного контроля при контактной терапии с использованием калифорния-252. Материалы Всесоюзной конференции "Использование нейтронов в медицине", издание АМН СССР, Обнинск, 1976, стр. 14-15

15.Костромина К.Н., Елисютин Г.П., Комар В.Я, Фадеева М. А., Никологорский А.В.Бочаров А.Л. Дозиметрические предпосылки внутриполостной нейтронной терапии рака шейки матки по принципу simple añerloading. "Медицинская радиология" No 10, 1977, стр. 78-80

16.Елисютин Г.П., Карелин Е.А., Комар В.Я Фюико-технические параметры источников излучения на основе Cf-252 и аппаратурное оснащение контактной нейтронной терапии. "Тезисы докладов 10-го Всесоюзного съезда рентгенологов и радиологов" (22-25 ноября, 1977г., Ереван) М., 1977, стр. 600-601

17.3инковский В.И., Карасев В.И., Карелин Е.А., Клинов Л.В., Рыков А.Г., Елисютин Г.П., Ко&ар В.Я.,Тюфяков Н.Д., Цыканов В.А., Давиденко В.А., Швецов И.К., Попова Г.Л. Производство и применение калифорния-252. Тезисы доклада Всесоюзной научно-технической конференции "30 лет производства и применения изотопов в СССР", 10-12 октября 1978г. Обнинск, М, Атомиздат, 1978, стр. 10-11.

18. Komar V.Ja, Kheteev M.V., Elisyutin G.P., Stavitski R.V. Radiation and technical aspects of brachytherapy equipment development Abstracts of the 6-th International Congress of Radiation Research. Tokyo, Japan, May, 1979, pp. 13-19

19.Kaitashev E.R, Elisyutin G.P., Chulkin V.L., Shtan A.S.Some examples of applied use of Vavilov-Cherenkov effect 6- th International Congress of Radiation Research. Tokyo, Japan, May 1979 .

20.3инковский В.И., Карасев В.И., Карелин E.A., Клинов A.B., Рыков AT, Цыканов В.А., Елисютин Г.П, Комар В.Я, Тюфяков Н.Д, Давиденко В.В., Швецов И.К., Попова Г. JL Производство и применение Cf-252. В сб. "Изотопы в СССР", спец. выпуск. Материалы научно-технической конференции " XXX- лет применения изотопов в СССР" No 59, Обнинск, октябрь 1978 г. М, Атомиздат, 1980 г., стр. 49-54

21.Римман А.Ф., Сулькин А.Г., Штань A.C., Комар В.Я., Жуковский Е.А, Елисютин Г.П. Аппаратура для внутриполостного облучения злокачественных опухолей. В кн. Тезисы докладов Всесоюзного научно-технического совещания. "20 лет производства и применения изотопов и ядерных излучений в народном хозяйстве. Секция "Радиационная медицина" стр.61,1968

22. Елисютин Г.П, Комар В.Я, Фадеева М.А. Использование радиофото люминесцентных стекол для дозиметрии нейтронного и гамма-излучения. "Медицинская радиология" No. 2, 1982, стр. 69-72

23.Жуковский Е.А,. Галина JI.C, Елисютин Г.П, Комар В.Я, Кондратов В.М, Хетеев М.В. Радионуклидная аппаратура для лучевой терапии злокачественных опухолей. Новости ИАИ 1983 г, N1, стр.9-12

24.Севастьянов А.И., Дрыгин В.Н, Елисютин Г.П, Карпова И.А, Комар В.Я,. Масляев П.Ф, Чехонадский В.Н. Дозные поля аппарата "АНЕТ-В" с Cf-252. "Медицинская радиология" N5, 1983, стр.24-28

25.Втюрин Б.М, Иванов В.Н, Коноплянников А.Г, Цыб А.Ф, Карелин Е.А,, Елисютин Г.П, Комар В.Я, Абдуллаев В.Ж, Никишин Б.К. Эффекты нейтронного и гамма излучений источников на основе Cf-252. Под ред. А.Ф.Цыба. М, Энергоатомиздат, 1986, 128стр.

26.Елисютин Г.П, Комар В.Я, Чехонадский В.Н, Дрыгин В.Н, Спасокукоцкая О.Н. Аппарат АНЕТ-В с источниками Cf-252 для проведения внутриполостной терапии онкологических больных. Медицинская техника, N3, 1987 г, стр. 23-28. Москва, Медицина, 1987г.

27 Комар В.Я Елисютин Г.П. Аппарат для внутриполостной нейтронной терапии АНЕТ-В. В сб. ВАНТ Серия "Радиационная техника", 1988, Вып.2(37), стр. 15-17

28.Елисютин Г.П, Жуковский Е.А, Ляшенко О.Н. Выбор метода расчета дозных распределений от объемного неизотропного источника излучения для реализации на ЭВМ. ВАНТ Серия: Радиационная техника. Вып.2(39), 1989г, стр.62-66

29.Ivanov V.N, Elisyutin G.P, Komar V.Ja,DenisenkoO.N, Androsenko A.A., Androsenko P.A., Trikov L.A. Physical reasearch into Cf-252 brachytherapy in the USSR. Nuclear Science Application 1991, Vol.4, pp.379-395

30.1vanov V.N., Karelin E.A., Elisyutin G.P., Komar V.Ya., Popov V.I., Vtyurin G.P. Californium - 252 Brachytherapy and Fast Neutron Beam Therapy. Proceeding of the workshop held in Lexington, Kentucky, April 21 -24, 1985. Nuclear Science Applications. Section B. Vol 2, No 3 (1986), pp. 291 - 299

31.Комар В.Я., Елисютин Г.П. Аппарат для внутриполостной нейтронной терапии АНЕТ-В. ВАНТ, серия "Радиационная техника", Вып. 2(37), 1988 г., стр. 15-17

32.Елисютин Г.П., Комар В.Я Аппарат АНЕТ -ВА для внутриполостной нейтронной терапии с высокой мощностью дозы. ВАНТ, серия: "Техническая физика и автоматизация", Вып 51, 1996 г., стр.39-42

33.Elisyutin G.P. and Komar V.Ya. Cf-252 Neutron HDR Brachytherapy ANET-BA. Optimization of Radiodiagnostics and Radiotherapy of Cancer Diseases. Congress of Lithuanian Radiologists, Palanga, April 26-30, 1993

Авторские Свидетельства

34.Авторское свидетельство N1750086. Способ формирования дозного поля при контактной лучевой терапии. Авторы: Комар В.Я., Елисютин Г.П. и др.

35. Аз-горское свидетельство N9268. "Устройство для лучевой терапии". Авторы: Комар В.Я., Хетеев М.В., Елисютин Т.П., Баклашова А.Н.

36.Авторское свидетельство N1295559. "Радионуклидный аппарат для внутриполостной терапии". Авторы: Елисютин Г.П., Комар В.Я

СПИСОК ЦИТИРОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

37.Напалков HJL Заболеваемость населения СССР злокачественными новообразованиями за 1970-80 г.г. Вопросы онкологии, М., 1982 г., N. 10, стр.26-71

38.Иванов В.И., Лысцов В.Н Основы микродозиметрии. Москва, Атомиздат, 1979 г., стр. 98.

39-Ярмоненко С.П., Вайнсон А.А., Магдон Э. Кислородный эффект и лучевая терапия опухолей. М., Медицина, 1980

40. Atkins H.L. Possibility of tumor therapy with Cf-252 Radiation. Isotopes and Radiation Technology, 6, No4, 1969

41.Prince A. Nuclear and Physical Properties of Cf-252. BNL 50168 Apr. 1968

42.Hall E.J., Rossy H.H. Californium-252 in Teaching and Research. IAEA, Vienna, 1974. Technical Reports Series No 159.

43.Smith AB. et al. Phys. Rew., 108, 411, 1957

44.Andersson L.L. Status of Dosimetry for Cf-252 Medical Neutron Sources. Phys. Med. Biol. 1973, vol 18, No 6, pp.779-799

45.Wright C.N. Health Phys., 15, No 5, pp. 466-469, 1968 ^

46.Stone D.P. et al. Health Phys., 18, No 1, 69-71,1970

47.Павлов AC. Внутритканевая гамма - и бета- терапия злокачественных опухолей. М., Медицина, 1967

48.Павалов А.С., Костромина К.Н. Рак шейки матки. М., Медицина, 1983

49.Козлова А.В. Лучевая терапия злокачественных опухолей М., Медицина, 1971

50.Карелин Е.А., Кузнецов Р.А. Калифорниевые источники нейтронов медицинского назначения. Препр. НИИАР No 1, Димигровград, 1992, 14с.

51.Boulonge A.R. Int. J. Appl. Radiat. Isotop, 20, 453-461, 1969

52.Hall E.J., Rossi H.H. The Potential of Californium-252 in Radiotherapy. Br. i. Radiol. Vol. 48, No 574, 777-790 (Oct. 1975)

53.Permar P.H., Walker V.W. Californium-252 Radiotherapy Sources for Interstitial Afterloading. DP-MS-75-106. International Simposium on the Utilisation of Californium-252 in Paris, France, April 26-28, 1976

54.Mosley W. et al. Neutron Sources of Palladium Oxide Cermet Wire. DP-MS-72-40.

55.Hisao Yamashita, Macoto Wada, Takushi Dokiya and Shozo Hashimoto. Physical and Biological Dosimetries of Cf-252 Radiation Nucl. Sci. Appl., Sect B, 1986 v.2, No 3. 453-465

56.Исаев Б.М., Брегадзе Ю.И. Нейтроны в радиобиологическом эксперименте. М., "Наука", 1967

57.Krishnaswamy V. Calculation of the dose distribution about Califomium-252 needles in tissue. Radiology, Vol.98, January 1971, pp. 155-160

58. Atkins H.L. Isotopes and Radiation Technology, v.6, No4, Summer 1969

59.01iver G.D., Wright C.N. Radiology, 92, 143-147, Jan. 1969

60.Jokota R., Nakajima S., Sakai E. High sensitivity silver activated silver-activated phosphate glasses for the simultaneous measurement of the thermal neutrons, -and/or -rays. Health Physics, Vol. 5, pp. 219-224, 1961

61.Piesh E. In-phantom dosimetry of Califomium-252 sources [In] Some physical dosimetry and biomedical aspects of Califomium-252. IAEA, Vienna, 1976

62.Тихонов A.H., Арсенин В.Я. Методы решения некорректных задач,«Наука», М.Д974

63.ColvettR.D., Rossi Н.Н., Krishnaswamy V. Dose distribution around a Californium-252 needle. Phys. Med. Biol., 1972, voL 17, No 3, 356-364.

64.Nagarajan P.S., Dayashanker A. and Ventkataraman. Neutron dose distributions for Califomium-252 needles. Intern. Joum. AppL Radial Isotop., 1971, vol.22, pp. 325-329

65.Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. СПРАВОЧНИК. М., Энерго-атомиздат, 1982

66. Stoddard, D.H., Hootman Н.Е., Cf-252 Shielding Guide. DP-1246, Mar. 1971

67. Optimization in modem diagnostic radiology and radiation therapy. 2-d Lithuanian Congress of the Oncoradiologists and Radiotherapists. Sventoji, May 20-24, 1996

68.Киселева B.H., Марьина JI. А. и др. Результаты.внутриполостного облучения онкологических больных на аппарате АНЕТ-В. Симпозиум "Радиационная аппаратура для лучевой терапии". Тезисы докладов. Стр.69. Москва, 23-26 мая 1989г.

69.Киселева В.Н., Савинова В.Ф., Марьина Л. А., Чехонадский В.Н. Нейтронная терапия рака эндометрия источниками калифорния-252 высокой активности. Вопросы онкологам, том 34, N9, 1988г.

70.Марьина Л. А. Гамма- нейтронная терапия больных раком тела матки. Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора медицинских наук. М., 1992.

71.Рябухин Ю.С. Относительная биологическая эффективность нейтронов Cf-252. Медицинская радиология 30, (1985) №4, стр. 53-60.

72.Тюфяков Н.Д. и др. Исследования спектральных характеристик нейтронных источников на основе Pu-238, Cm-244, Cf-252. ВАНТ. Радиационная техника. Вып. 5., М., Атомиздат, 1970, стр. 90.