Аннотация: А мы не только трубки чёрта раскуриваем!
Медицинский реактор. Простое решение проблемы.
Нейтронная терапия онкологических заболеваний предъявляет специфические
требования к физическим параметрам пучков нейтронов (см. табл. 1). В настоящее
время для нейтронной терапии используют многоцелевые исследовательские
реакторы, приспосабливая к их возможностям медицинские пучки нейтронов.
Представляется целесообразным создание специализированного медицинского псевдо реактора с пучком нейтронов заданных параметров как специального медицинского
инструмента, расположенного непосредственно в клинике.
Требования к специализированной реакторной установке достаточно очевидны:
дешевизна, внутренняя безопасность и отсутствие возможности использования
делящегося материала в качестве сырья для ядерного оружия.
Эти требования реализуются при условии, если мощность реактора W и масса
топлива m минимальны, а поток нейтронов F, требуемых параметров, максимальный,
т.е. конструкция реактора и топливо должны быть такими, чтобы отношение
F/W было наибольшим.
Реактор должен работать в старт стопном режиме. Две основные функции
установки - выдавать пучок нейтронов заданных параметров и производить радиоактивные препараты для целей диагностики. Желательно иметь минимальный дополнительный эксплутационный персонал.
Для иллюстрации требований к характеристикам медицинских пучков рассмотрим
один из вариантов нейтронной терапии - нейтронозахватный. Не вдаваясь в
медицинские подробности методов лечения, отметим сам принцип. В ткань опухоли
вводится фармацевтический препарат, содержащий изотоп B10, который имеет высокое
сечение поглощения нейтронов, затем опухоль облучается нейтронами. При поглощении
нейтрона в реакции (n,?) образуются две короткопробежные альфа частицы, и энергия, выделяемая в реакции, поглощается, локально воздействуя на опухолевую ткань.
Оптимальная энергия нейтронов для нейтронозахватной терапии лежит в интервале от 1 до
10^4 эВ. При таких энергиях нейтронов нет чрезмерного облучения кожных покровов,
что неизбежно в случае тепловых нейтронов. Кроме того, значительная часть нейтронов, диффундируя в район опухоли, успевает замедлиться и с большой вероятностью вступает
в реакцию (n,?).
Желательно иметь малую долю быстрых нейтронов. Доза, создаваемая быстрыми нейтронами в результате упругого рассеяния на ядрах водорода, является фоновой и реализуется в здоровых тканях. Интенсивность пучка нейтронов в выбранном интервале энергий должна быть не менее 10^9 н/см^2 * с, с тем, чтобы время облучения пациента не превышало 1 часа.
Таблица 1
Основные требования к медицинскому реактору как нейтронному источнику для нейтрон - захватной терапии
N# Название Значение
1. Плотность потока эпитепловых нейтронов F, н/(см^2*сек) >1*10^9
2. Доза быстрых нейтронов на эпитепловой нейтрон Гр*см^2/н <2*10^(-13)
3. Доза гамма - излучения на эпитепловой нейтрон Гр*см^2/н <2*10^(-13)
4. Отношение тока к потоку J/F > 0,7
Конструкции фильтра и коллиматора пучка нейтронов должны обеспечить минимально возможную дозу гамма - излучения и дозу, создаваемую быстрыми нейтронами. Основные требования к пучку нейронов реакторной установки, выработанные медицинским сообществом, представлены в табл.1.
Во многих современных клиниках и онкологических центрах используются в лечебном процессе современные линейные ускорители электронов. Это компактные (ускорение происходит на стоячей волне),надёжные устройства, обладающие достаточно силой
тока при ускорении на энергию 20 - 40 МэВ. Пример: ЛУЭВ 20М производства НИИЭФА.
Предлагаемый реактор будет состоять из основных трёх частей:
ускоритель электронов;
комбинированная мишень, производящая нейтроны;
подкритическая сборка на природном уране с коллиматором и фильтром.
Физическая суть предлагаемого явления состоит в следующем: Поток разогнанных до энергии 20 МэВ электронов тормозится в комбинированной мишени с наличием природного урана, создаёт тормозное гамма - излучение с непрерывным спектром начиная с 20 МэВ и возрастанием интенсивности в области более низких энергий. Фотоядерная реакция гамма излучения происходит с ураном 238 и создаёт поток нейтронов со сгущением в области Гигантского резонанса энергией. Электроны, попадая в мишень, часть своей энергии тратят на генерирование гамма и рентгеновского спектра излучения, часть на ионизацию. Отношение энергии идущей на рентген к энергии на ионизацию, равно X=Z*E/800. В случае урана и 20 - МэВ ных электронов X = 92*20/800 = 2,3 ,то есть на гамма и рентген излучение идет 69% мощности потока ускоренных электронов, попавших в мишень. При энергии электрона от единиц до десятков МэВ пробег его в мишени из тяжелых атомов (уран, свинец, вольфрам) порядка миллиметров, а пробег гамма - кванта тормозного излучения той же энергии порядка сантиметров. Поэтому, при попадании электронов на тонкую мишень из тяжелых атомов, образуется тормозной гамма и рентгеновский спектр с граничной энергией определяемой равенством энергий гамма - кванта и электрона. Для изотопа урана 238 фотоны с энергией выше энергии связи 7,4 МэВ вступают в реакции (gamma,n) ,а в случае превышения порога деления 7 МэВ и в реакции фотоделения. В качестве мишени можно использовать просто слой урана, или тонкий (1 мм) слой вольфрама плюс толстый слой бериллия. Реакция Be9(gamma,n)He4+He4+n,порог- 1,67 Mev. Преимущество вольфрам - бериллиевой мишени в том, что при выключении потока бомбардирующих электронов в мишени почти нет наведенной радиоактивности и ее можно перебирать вручную без особых предосторожностей. Преимущество урановой - в более высоком выходе нейтронов. Выход нейтронов в реакции (gamma,n) быстро растет с увеличением энергии электронов.
У урана 238 максимум Гигантского резонанса около 13 МэВ и шириной 6 МэВ = +/- 3Мэв. При этой энергии гамма - квантов сечение реакции (gamma,n) максимально и равно 1800 милибарн. На первых 4 МэВ (20-16 МэВ) стабилизируется уровень интенсивности тормозного гамма-излучения. Гигантский резонанс выражается резким увеличением сечения реакции (gamma,n) от энергии гамма- квантов и, как следствие, сгущением выхода нейтронов в его зоне. Энергии этих нейтронов меньше энергии инициирующих гамма - квантов, как минимум, на энергию связи - 7,4 МэВ. В области Гигантского резонанса (ГР) урана 238 наблюдается сгущение потока нейтронов с энергиями от 8,6 до 2,6 МэВ. Однако спад по краям не такой резкий, как у ГР других элементов. Необходимо попытаться использовать часть спектра гамма - квантов ниже порога деления урана 238 -7,4 МэВ, где велика их интенсивность. На эту зону приходится порядка 30% энергии тормозного излучения. Для этого используем бериллий. В мишени, перед зоной основных фотоядерных реакций, надо расположить слой бериллия, в котором пойдёт фотоядерная реакция образования нейтрона с порогом 1,67 МэВ и реакция (n,2n) с порогом 2 МэВ. Толщина слоя бериллия не должна препятствовать проникновения гамма- квантов с энергией выше 7,4 МэВ в урановую часть мишени.
Предлагается использование ускорителя электронов с описанными выше мишенями для активизации процесса деления в подкритических водяных сборках на природном уране. Подобные сборки работают на тепловых нейтронах. И задача заключается в увеличении плотности потока нейтронов. В нижней части Гигантского резонанса для урана 238 энергия фото - нейтронов порядка 2,6 Мев близка к среднестатистической энергии в реакторе на медленных нейтронах. Следовательно вполне хватит ускорителя на 20 МэВ.
Иллюстрацией сказанного может быть получение подкритического реактора на природном уране.
Возьмём 100-литровую подкритическую сборку из стержней природного урана 1- сантиметровой толщины и обычной воды в качестве замедлителя и отражателя. Отношение концентрации воды к концентрации урана 1,4. Это довольно простая и недорогая экспериментальная установка. Сборка цилиндрическая, h/D=0,924, где h<=48 см - высота, D<=52см - диаметр.
Параметры такой сборки: k=0,98 и t=6,7*10^(-5235) сек при коэффициенте сохранения от утечки быстрых нейтронов L=0,7.
То есть сборка подкритичная, и самоподдерживающейся цепной реакции нет(K<1). Полное число нейтронов в активной зоне вычисляется по формуле n=S*L*t/[1-k]. Положим для определённости в качестве внешнего источник нейтронов 10^8 нейтронов в секунду. Поток источника S=10^8 нейтронов в секунду может быть обеспечен набором обычным радий - бериллиевых источников или Po210-бериллиевым источником. Тогда полное число нейтронов в активной зоне равно N = (10^8)*(0,7)*(6,7*10^-5)/0,02 = 2,35*10^5 Средняя скорость нейтронов по распределению Максвелла при комнатной температуре есть v=(2,2*10^5)*(1,128) = 2,48*10^5 см/сек. Volume - объём активной зоны. Поэтому поток нейтронов равен F = (N/Volume)*v = (2,35*10^5)*(2,48*10^5)/10^5 = 5,83*10^5 {1/[(cм^2)*сек]} Полная скорость генерации быстрых нейтронов равна (10^8)/0,02 = 5*10^9 нейтронов в секунду.
Соотношение для отношения общего потока нейтронов в сборки к потоку источника, равно отношению тепловой мощности сборки к тепловой мощности источника при условии одинакового механизма производства нейтронов в сборке и в источнике, выводится как сумма бесконечно убывающей геометрической прогрессии: Суммарное N (общее) = S*[1 + k + (k^2) + (k^3) + (k^4) + ...+ (k^{n -> infinity})] = S/[1-k].
На 1 джоуль энергии деления в 1 секунду испускается
2,46*[1/{(200*10^6)*1,6*10^-19}]=(3,3*10^10)*2,46=8,1*10^10 нейтронов. Эквивалентная мощность сборки составляет (5*10^9)/(8,1*10^10)=0,062 ватта. Описанная подкритическая сборка работает на медленных нейтронах. Актуальна задача увеличения плотности потока нейтронов. В нижней части гигантского резонанса для урана 238 энергия нейтронов порядка 2,6 Мев - близка к среднестатистической энергии в реакторе на медленных нейтронах. Следовательно, необходимо увеличить производительность источника нейтронов - мишени. Положим выход нейтронов с уран - бериллий - урановой мишени к входу электронов 1:20. Для ускорителя с мощностью электронного тока 600 ватт выход нейтронов 0,936*10^13 нейтронов в секунду, N = 2.2*10^10, Поток нейтронов F = 5.46*10^10 {1/[(cм^2)*сек]}. эквивалентная мощность сборки составляет = 5805 ватта. Выход плутония = 0,2 кг в год при непрерывной работе.
Очевидно, что главная деталь предлагаемого устройства - мишень ускорителя ,генерирующая нейтроны. В простейшей версии это мишень из вольфрама + бериллия, накрытая слоем природного урана. В бериллиевой мишени реализуется генерация нейтронов из мягкой части спектра тормозного излучения с энергией от 7,4 до 1,67 МэВ. В урановом слое происходят фотоядерные реакции с выходом нейтронов на ядрах в уране 238 и 235.Реакции деления урана 235 и урана 238 фотонейтронами, в том числе и из слоя бериллия, дают дополнительный выход нейтронов. Энергия нейтронов от 0 до 12,6 МэВ. Более продвинутая бустерная мишень: после слоя бериллия идёт слой высокообогащённого урана - первый бустер, после слоя природного урана второй слой высоко обогащённого урана-второй бустер. С подобной мишенью можно достигнуть выхода нейтронов по отношению к электронам 1:1 и выше за счёт реакции деления урана 235.В этом случае важна не энергия нейтронов, а их количество. Соответственно возрастёт мощность сборки и поток нейтронов.
Конструкция сборки представляет собой ёмкость на стойках с колёсами, под которую подаётся сборный коллиматор и фильтр и тележка с больным, или тележка с облучаемыми веществами. Во внерабочее время урановую сборку вместе с мишенью можно закатывать в
Защитный специальный бокс. Для нейтронозахватной терапии понадобится модератор нейтронов. Подобная разработка есть в Обнинске у организации, разрабатывавшей амерециевый медицинский реактор МАРС. В Интернете есть соответствующие материалы.