RU2610301C1 - Neutron-generating target - Google Patents
Neutron-generating target Download PDFInfo
- Publication number
- RU2610301C1 RU2610301C1 RU2015150702A RU2015150702A RU2610301C1 RU 2610301 C1 RU2610301 C1 RU 2610301C1 RU 2015150702 A RU2015150702 A RU 2015150702A RU 2015150702 A RU2015150702 A RU 2015150702A RU 2610301 C1 RU2610301 C1 RU 2610301C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- layer
- lithium
- target
- proton beam
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- H—ELECTRICITY
- H05—ELECTRIC TECHNIQUES NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- H05H—PLASMA TECHNIQUE; PRODUCTION OF ACCELERATED ELECTRICALLY-CHARGED PARTICLES OR OF NEUTRONS; PRODUCTION OR ACCELERATION OF NEUTRAL MOLECULAR OR ATOMIC BEAMS
- H05H6/00—Targets for producing nuclear reactions
Landscapes
- Radiation-Therapy Devices (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной физике и медицине и может быть применено в источниках нейтронов, выполненных на основе ускорителя заряженных частиц. Такие источники предназначены для использования преимущественно в медицинской технике, применяемой в нейтронной терапии, главным образом, в бор-нейтронозахватной терапии (БНЗТ).The invention relates to nuclear physics and medicine and can be used in neutron sources based on a charged particle accelerator. Such sources are intended for use mainly in medical equipment used in neutron therapy, mainly in boron neutron capture therapy (BNCT).
Концепция бор-нейтронозахватной терапии в онкологии была предложена в 1936 году, спустя четыре года после открытия нейтрона. Ее физический принцип заключается в следующем. Раствор, содержащий стабильный изотоп бор-10, вводится в кровь человека, и через некоторое время бор сорбируется преимущественно в клетках опухоли. Затем опухоль облучается потоком эпитепловых (с энергией от 0,5 эВ до 10 кэВ) нейтронов. В результате поглощения нейтрона стабильным изотопом 10В происходит ядерная реакция, и образующиеся энергетичные α-частица и ион 7Li быстро тормозятся на длине размера клетки и выделяют энергию ~2,3 МэВ в пределах именно той клетки, которая содержала ядро бора, что приводит к ее поражению. Т.о., бор-нейтронозахватная терапия позволяет осуществить избирательное поражение клеток злокачественных опухолей.The concept of boron neutron capture therapy in oncology was proposed in 1936, four years after the discovery of the neutron. Its physical principle is as follows. A solution containing the stable isotope boron-10 is introduced into the blood of a person, and after a while boron is sorbed mainly in the tumor cells. Then the tumor is irradiated with a stream of epithermal (with energies from 0.5 eV to 10 keV) neutrons. As a result of neutron absorption by the stable 10 V isotope, a nuclear reaction occurs, and the resulting energetic α-particle and 7 Li ion are rapidly inhibited along the length of the cell size and release energy of ~ 2.3 MeV within the very cell that contained the boron nucleus, which leads to her defeat. Thus, boron-neutron capture therapy allows for selective damage to malignant tumor cells.
Целесообразность развития технологии нейтронозахватной терапии обусловлена ее ориентацией на лечение таких видов злокачественных опухолей, которые практически не поддаются никаким другим методам, - глиобластомы мозга и метастазы меланомы.The feasibility of developing neutron capture therapy technology is due to its focus on the treatment of such types of malignant tumors that are practically not amenable to any other methods - brain glioblastomas and melanoma metastases.
В начале 1950-х годов доктором Свитом было впервые продемонстрировано, что определенные соединения бора позволяют получить более высокую концентрацию бора в клетках раковой опухоли по сравнению со здоровой [W. Sweet. The uses of nuclear disintegration in the diagnosis and treatment of brain tumor. N. Engl. J. Med. 245 (1951) 875-878; W. Sweet, M. Javid. The possible use of slow neutrons plus boron-10 in the therapy of intracranial tumors. Trans. Am. Neurol. Assoc. 76 (1951) 60-63]. С середины 1950-х годов методику с переменным успехом отрабатывали на ядерных ректорах в ряде стран. Основные достижения были связаны с именем японского нейрохирурга Хироши Хатанака. Хатанака стал применять внутриартериальное введение обогащенного изотопом 10В боркаптата натрия (BSH, Na2 10B12H11SH), синтезированного доктором Соловэй [A. Soloway, Н. Hatanaka, М. Davis. Penetration of brain and brain tumor. VII. Tumor binding sulfhydryl boron compounds. J. Med. Chem. 10 (1967) 714-717], проводить открытое облучение опухоли после хирургического лечения и добился впечатляющих результатов - 5-летняя выживаемость составила 58% для группы пациентов со злокачественными глиомами 3 и 4 степени злокачественности [Hatanaka Н. Clinical results of boron neutron capture therapy. Basic Life Sci. 54 (1990) 15-21]. В 1987 г. Мишима осуществил лечение поверхностной злокачественной меланомы, применив обогащенный изотопом 10В борфенилаланин в оптически изомерной форме L (BPА, (HO)2 10В-C6H4-CH2CH(NH2)-CO2H) [Y. Mishima, et al. Selective thermal neutron capture therapy and diagnosis of malignant melanoma: from basic studies to first clinical treatment. Basic Life Sci. 50 (1989) 251-260]. Применение этих фармпрепаратов позволяет создавать концентрацию изотопа 10В в опухолевой ткани до 40 мкг/г, что в 3,5 раза больше, чем в здоровой ткани. Такая концентрация и контраст позволяют сделать вклад фонового облучения приемлемо малым и действительно обеспечить возможность избирательного поражения клеток опухоли.In the early 1950s, Dr. Sweet demonstrated for the first time that certain boron compounds provide a higher concentration of boron in cancer cells compared to healthy [W. Sweet The uses of nuclear disintegration in the diagnosis and treatment of brain tumor. N. Engl. J. Med. 245 (1951) 875-878; W. Sweet, M. Javid. The possible use of slow neutrons plus boron-10 in the therapy of intracranial tumors. Trans. Am. Neurol. Assoc. 76 (1951) 60-63]. Since the mid-1950s, the methodology has been tested with varying success at nuclear reactors in a number of countries. The main achievements were associated with the name of the Japanese neurosurgeon Hiroshi Hatanaka. Hatanaka began to use the intra-arterial administration of 10 V isotope-enriched sodium borocaptate (BSH, Na 2 10 B 12 H 11 SH), synthesized by Dr. Soloway [A. Soloway, N. Hatanaka, M. Davis. Penetration of brain and brain tumor. VII. Tumor binding sulfhydryl boron compounds. J. Med. Chem. 10 (1967) 714-717], performed open irradiation of the tumor after surgical treatment and achieved impressive results - the 5-year survival rate was 58% for a group of patients with malignant gliomas of grade 3 and 4 [Hatanaka N. Clinical results of boron neutron capture therapy . Basic Life Sci. 54 (1990) 15-21]. In 1987, Mishima treated superficial malignant melanoma using 10 V isotope enriched borphenylalanine in the optically isomeric form L (BPA, (HO) 2 10 B-C 6 H 4 -CH 2 CH (NH 2 ) -CO 2 H) [ Y. Mishima, et al. Selective thermal neutron capture therapy and diagnosis of malignant melanoma: from basic studies to first clinical treatment. Basic Life Sci. 50 (1989) 251-260]. The use of these pharmaceuticals allows you to create a concentration of 10 V isotope in tumor tissue up to 40 μg / g, which is 3.5 times more than in healthy tissue. Such concentration and contrast make it possible to make the contribution of background radiation reasonably small, and indeed provide the possibility of selective damage to tumor cells.
В 1990-е годы одновременно с работами на реакторах начались интенсивные обсуждения вопроса разработки и создания нейтронного источника на основе компактного и недорогого ускорителя, которым можно было бы оснастить практически каждую онкологическую клинику. Предложены различные принципы построения систем НЗТ на базе ускорителя с пучком заряженных частиц, в частности с пучком протонов, взаимодействующих с мишенью для генерации нейтронов. В основном рассматриваются четыре реакции: 7Li(p,n), 9Be(p,n), 9Be(d,n) и 13C(d,n) [Т. Blue and J. Yanch. Accelerator-based epithermal neutron sources for boron neutron capture therapy of brain tumors. Journal of Neuro-oncology 62 (2003) 19-31; C. Lee, X. Zhou. Thick target neutron yields for the 7Li(p,n)7Be reaction near threshold. NIM В 152(1999) 1-11].In the 1990s, along with work on reactors, intensive discussions began on the development and creation of a neutron source based on a compact and inexpensive accelerator, which could be equipped with almost every cancer clinic. Various principles have been proposed for constructing NCT systems based on an accelerator with a beam of charged particles, in particular with a beam of protons interacting with a target for generating neutrons. Basically, four reactions are considered: 7 Li (p, n), 9 Be (p, n), 9 Be (d, n) and 13 C (d, n) [T. Blue and J. Yanch. Accelerator-based epithermal neutron sources for boron neutron capture therapy of brain tumors. Journal of Neuro-oncology 62 (2003) 19-31; C. Lee, X. Zhou. Thick target neutron yields for the 7 Li (p, n) 7 Be reaction near threshold. NIM B 152 (1999) 1-11].
Наилучшей реакцией генерации эпитепловых нейтронов является бомбардирование протонов по литию: выход нейтронов большой и энергетический спектр сравнительно мягкий. Так, протонный пучок 10 мА 2,5 МэВ приводит к потоку нейтронов 8,9×1012 с-1 при средней энергии нейтронов 0,55 МэВ.The best reaction for generating epithermal neutrons is the proton bombardment of lithium: the neutron yield is large and the energy spectrum is relatively soft. Thus, a proton beam of 10 mA 2.5 MeV leads to a neutron flux of 8.9 × 10 12 s -1 at an average neutron energy of 0.55 MeV.
Поскольку литий характеризуется низкой температурой плавления (182°С), низкой теплопроводностью (71 Вт/(м⋅K) в твердом состоянии и 43 Вт/(м⋅K) в жидком при температуре вблизи температуры плавления) и высокой химической активностью, то изготовление литиевой нейтроногенерирующей мишени представляет собой сложную техническую задачу. При ее реализации необходимо учесть следующие требования:Since lithium is characterized by a low melting point (182 ° С), low thermal conductivity (71 W / (m⋅K) in the solid state and 43 W / (m⋅K) in the liquid state at a temperature near the melting point) and high chemical activity, the manufacture lithium neutron generating target is a complex technical task. When implementing it, the following requirements must be taken into account:
1. Литиевый нейтроногенерирующий слой должен быть тонким, таким, чтобы протоны тормозились в нем до порога генерации нейтронов. Это позволит существенно уменьшить сопутствующий поток 0,478 МэВ γ-квантов и уменьшить температуру на поверхности лития.1. The lithium neutron-generating layer must be thin so that the protons are inhibited in it to the threshold of neutron generation. This will significantly reduce the concomitant flux of 0.478 MeV gamma rays and reduce the temperature on the lithium surface.
2. Литиевый нейтроногенерирующий слой должен быть из чистого лития для максимального выхода нейтронов. Выход нейтронов из гидрида, оксида и фторида лития меньше, чем из чистого лития, в 1,43, 2 и 3,3 раза соответственно.2. The lithium neutron-generating layer must be of pure lithium for maximum neutron yield. The neutron yield from lithium hydride, oxide, and fluoride is 1.43, 2, and 3.3 times less than from pure lithium, respectively.
3. Литиевый нейтроногенерирующий слой должен быть в твердом состоянии для предотвращения распространения паров лития и образующегося радиоактивного изотопа бериллий-7 по установке.3. The lithium neutron-generating layer must be in a solid state to prevent the spread of lithium vapor and the resulting radioactive isotope of beryllium-7 according to the installation.
4. Подложка, на которую напыляется литиевый нейтроногенерирующий слой, должна быть тонкой. Это позволит поместить оптимальный замедлитель максимально близко к месту генерации нейтронов и сформировать лучший по качеству терапевтический пучок нейтронов.4. The substrate on which the lithium neutron-generating layer is sprayed should be thin. This will allow you to place the optimal moderator as close as possible to the neutron generation site and form the best-quality therapeutic neutron beam.
5. Подложка должна быть интенсивно охлаждаемой, чтобы поддерживать литиевый слой в твердом состоянии (ниже 182°С) при ее нагреве стационарным протонным пучком мощностью 25 кВт.5. The substrate must be intensively cooled to maintain the lithium layer in the solid state (below 182 ° C) when it is heated by a stationary proton beam with a power of 25 kW.
6. Подложка должна быть стойкой к радиационным повреждениям.6. The substrate must be resistant to radiation damage.
7. Подложка должна быть простой в изготовлении.7. The substrate should be easy to manufacture.
8. Подложка должна быть легкосъемной для ее утилизации после активации.8. The substrate must be easily removable for disposal after activation.
Из-за сложности задачи некоторые группы исследователей переходили на разработку и применение мишени из бериллия, несмотря на то, что выход нейтронов уменьшался в 4 раза.Due to the complexity of the task, some groups of researchers switched to the development and use of a target from beryllium, despite the fact that the neutron yield decreased by 4 times.
С целью выполнения поставленных требований рассматривались разнообразные идеи и проводились необходимые экспериментальные и теоретические исследования. Их результаты отражены в следующих патентах и научных статьях:In order to fulfill the set requirements, various ideas were considered and the necessary experimental and theoretical studies were carried out. Their results are reflected in the following patents and scientific articles:
- Патент США №4666651 от 19.05.1987 (Barjon Robert).- US Patent No. 4666651 dated 05/19/1987 (Barjon Robert).
- Патент США №5920601 от 06.07.1999 (Dawid Nigg и др.).- US Patent No. 5920601 dated July 6, 1999 (Dawid Nigg et al.).
- Патент США №4582667 от 15.04.1986 (Gunter Bauer).- US patent No. 4582667 from 04/15/1986 (Gunter Bauer).
- Патент США US 2010/0067640 от 18.03.2010 (Carl Willis, Donald Swenson).- US patent US 2010/0067640 dated 03/18/2010 (Carl Willis, Donald Swenson).
- Т. Mitsumoto, S. Yajiima, H. Tsutsui, et al. Cyclotron-based neutron source for BNCT. Proc. XIV International Congress on Neutron Capture Therapy, October 25-29, 2010, Buenos Aires, Argentina, p. 510-522.- T. Mitsumoto, S. Yajiima, H. Tsutsui, et al. Cyclotron-based neutron source for BNCT. Proc. XIV International Congress on Neutron Capture Therapy, October 25-29, 2010, Buenos Aires, Argentina, p. 510-522.
- C. Willis, J. Lenz, D. Swenson. High-power lithim target for acelerator-based BNCT. Proc. XIV Linear Accelerator Conference, 29 September - 3 October 2008, Victoria, Canada, p. 223-225.- C. Willis, J. Lenz, D. Swenson. High-power lithim target for acelerator-based BNCT. Proc. XIV Linear Accelerator Conference, 29 September - 3 October 2008, Victoria, Canada, p. 223-225.
- E. Forton, F. Stichelbaut, A. Cambriani, et al. Overview of the IBA accelerator-based BNCT system. Applied Radiation and Isotopes 67 (2009) S262-S265.- E. Forton, F. Stichelbaut, A. Cambriani, et al. Overview of the IBA accelerator-based BNCT system. Applied Radiation and Isotopes 67 (2009) S262-S265.
- S. Park, H. Joo, B. Jan, et al. Thermally optimized lithium neutron producing target design for accelerator-based BNCT. 12th Intern. Congress on Neutron Capture Therapy, Takamatsu, Japan, October 9-13, 2006, p. 319-322.- S. Park, H. Joo, B. Jan, et al. Thermally optimized lithium neutron producing target design for accelerator-based BNCT. 12th Intern. Congress on Neutron Capture Therapy, Takamatsu, Japan, October 9-13, 2006, p. 319-322.
Наиболее близким аналогом-прототипом предлагаемому изобретению является литиевая мишень, описанная в патенте US 2010/0067640 от 18.03.2010, авторы: Carl Willis и Donald Swenson, название: High-power-density lithium target for neutron production (нейтроногенерирующая литиевая мишень с высокой плотностью мощности нагрева).The closest prototype analogue of the present invention is a lithium target, described in patent US 2010/0067640 dated 03/18/2010, authors: Carl Willis and Donald Swenson, name: High-power-density lithium target for neutron production (high density neutron-generating lithium target heating power).
Схема мишени приведена на Фиг. 1. Основой мишенного узла является корпус 14, изготовленный из материала с высоким коэффициентом теплопроводности. Использование материала, хорошо проводящего тепло, обусловлено необходимостью минимизировать, насколько это возможно, перепад температуры на толщине металла от литиевого слоя до охлаждаемой поверхности. Таким материалом может быть медь, характеризуемая значением коэффициента теплопроводности 400 Вт/(м⋅град). В корпусе сделаны каналы (24 и 26) для охлаждения водой (ввод воды отмечен цифрой 20, выход - 22). Корпус предназначен для обеспечения эффективного охлаждения мишени турбулентным потоком воды, предложенного и изученного нами [В. Bayanov, V. Belov, V. Kindyuk, Е. Oparin, S. Taskaev. Lithium neutron producing target for BINP accelerator-based neutron source. Applied Radiation and Isotopes 61 (2004) 817-821]. Следует отметить, что авторы патента US 2010/0067640 от 18.03.2010 в описании ссылаются на нашу последующую работу [S. Taskaev, В. Bayanov, V. Belov and Е. Zhoorov. Development of lithium target for accelerator based neutron capture therapy. Advances in Neutron Capture Therapy 2006, p. 292-295].The target diagram is shown in FIG. 1. The basis of the target site is a
Медный корпус покрыт тонким слоем палладия 12, на который напылен тонкий слой лития 10. Литиевый слой предназначен для генерации нейтронов и имеет толщину, на которой протоны тормозятся до энергии 1,882 МэВ - порога генерации нейтронов реакции 7Li(p,n)7Be. Дальнейшее торможение протонов и их поглощение осуществляется в палладии. Палладий характеризуется высоким коэффициентом диффузии водорода в нем и, по мнению авторов патента, позволит создать мишень, стойкую к радиационному блистерингу и, как следствие, с большим временем эксплуатации. Толщина палладия должна быть больше пути пробега протона (порядка 20 мкм), должна быть достаточной для растворения и удержания водорода (протонов), но не должна быть слишком большой, поскольку величина коэффициента теплопроводности палладия (76 Вт/(м⋅град)) много меньше, чем меди.The copper case is covered with a thin layer of
Таким образом, прототип нейтроногенерирующей мишени является трехслойным. Первый слой, литиевый, необходим для генерации нейтронов. Второй слой, палладиевый, служит для поглощения протонов и должен быть стойким к радиационному блистерингу, обеспечивая длительный срок эксплуатации мишени. Третий слой, медный, обеспечивает отвод тепла от предыдущих двух слоев, нагреваемых протонным пучком, с минимальным перепадом температуры и обеспечивает механическую прочность конструкции.Thus, the prototype neutron generating target is three-layer. The first layer, lithium, is necessary for the generation of neutrons. The second layer, palladium, serves to absorb protons and must be resistant to radiation blistering, providing a long target life. The third layer, copper, provides heat removal from the previous two layers heated by the proton beam, with a minimum temperature difference and provides mechanical strength of the structure.
К недостаткам данной системы можно отнести следующие:The disadvantages of this system include the following:
1. Сложность изготовления мишени, в которой надо обеспечить хорошую адгезию палладия к меди.1. The complexity of the manufacture of the target, in which it is necessary to ensure good adhesion of palladium to copper.
2. При характерной температуре мишени в районе 150°С (ниже температуры плавления лития 182°С) палладий, как было выяснено позднее, не является материалом, обладающим высокой стойкостью к радиационному блистерингу.2. At a characteristic target temperature in the region of 150 ° C (below the melting temperature of lithium 182 ° C), palladium, as it was found out later, is not a material that is highly resistant to radiation blistering.
Изобретение направлено на создание нейтроногенерирующей литиевой мишени, которая характеризуется длительным сроком эксплуатации, минимальным уровнем нежелательного сопутствующего излучения и эффективным теплосъемом для поддержания литиевого слоя в твердом состоянии при его нагреве мощным протонным пучком.The invention is directed to the creation of a neutron-generating lithium target, which is characterized by a long service life, a minimum level of undesirable associated radiation and effective heat removal to maintain the lithium layer in the solid state when it is heated by a powerful proton beam.
Для решения поставленной задачи были проведены дополнительные исследования, которые дали новые экспериментальные данные о стойкости материалов к радиационному блистерингу и об уровне мощности сопутствующего излучения при поглощении в них протонов.To solve this problem, additional studies were carried out, which gave new experimental data on the resistance of materials to radiation blistering and on the level of power of the accompanying radiation during the absorption of protons in them.
Изучение радиационного блистеринга при облучении протонным пучком различных материалов, нагреваемых до температуры, ниже температуры плавления лития, приведено в работе «V. Astrelin, A. Burdakov, Р. Bykov, et al., Blistering of the selected materials irradiated by intense 200 keV proton beam. J. Nucl. Mater. 396 (2010) 43-48». Обнаружено, что максимально стойкими к радиационному блистерингу являются такие материалы, как альфа-железо, ванадий и тантал. Так, при энергии протонного пучка 2 МэВ, токе 10 мА, диаметре мишени 10 см и ее температуре 100°С время появления блистеров должно превышать 200 часов непрерывного облучения. В случае палладия это время имеет величину 20 часов. Хотя палладий считается материалом, хорошо растворяющим водород, имеющим высокий коэффициент диффузии и стойким к радиационному блистерингу, но, как показали проведенные исследования, данные свойства палладия, возможно, реализуются при более высокой температуре, чем требуется в случае с литиевой мишенью.The study of radiation blistering under the proton beam irradiation of various materials heated to a temperature below the melting temperature of lithium is given in work V. Astrelin, A. Burdakov, R. Bykov, et al., Blistering of the selected materials irradiated by intense 200 keV proton beam. J. Nucl. Mater. 396 (2010) 43-48. " It was found that materials such as alpha iron, vanadium and tantalum are most resistant to radiation blistering. So, at a proton beam energy of 2 MeV, a current of 10 mA, a target diameter of 10 cm, and its temperature of 100 ° C, the appearance time of blisters should exceed 200 hours of continuous irradiation. In the case of palladium, this time is 20 hours. Although palladium is considered to be a hydrogen-soluble material with a high diffusion coefficient and resistant to radiation blistering, studies have shown that these palladium properties may be realized at a higher temperature than is required in the case of a lithium target.
Изучение уровня мощности излучения при поглощении протонов с энергией 2 МэВ в различных конструкционных материалах приведено в работе «Д.А. Касатов и др. Излучение при поглощении протонов с энергией 2 МэВ в различных материалах. Ядерная физика, 2015, том 78, №11, стр. 963-969». На ускорителе-тандеме проведено облучение протонным пучком образцов, изготовленных из лития, графита, фторида магния, фторида бария, алюминия, кремния, титана, ванадия, нержавеющей стали, меди, молибдена и тантала. Измерены мощность дозы и спектр рентгеновского и гамма-излучения, мощность дозы нейтронного излучения при поглощении протонов с энергией 2 МэВ в материалах и спектр излучения остаточной активности. Зарегистрирована генерация нейтронов из лития, ванадия, нержавеющей стали и титана и активация лития, графита и титана. Определено, что поглощение протонов с энергией 2 МэВ в молибдене и тантале сопровождается минимальным уровнем мощности дозы рентгеновского и гамма-излучения и не приводит к генерации быстрых нейтронов и к остаточной активности.The study of the radiation power level during the absorption of protons with an energy of 2 MeV in various structural materials is given in the work “D.A. Kasatov et al. Radiation from the absorption of protons with an energy of 2 MeV in various materials. Nuclear Physics, 2015, Volume 78, No. 11, pp. 963–969. At the tandem accelerator, samples made of lithium, graphite, magnesium fluoride, barium fluoride, aluminum, silicon, titanium, vanadium, stainless steel, copper, molybdenum, and tantalum were irradiated with a proton beam. The dose rate and the spectrum of x-ray and gamma radiation, the dose rate of neutron radiation during the absorption of protons with an energy of 2 MeV in materials, and the radiation spectrum of residual activity were measured. The generation of neutrons from lithium, vanadium, stainless steel, and titanium and the activation of lithium, graphite, and titanium were recorded. It was determined that the absorption of protons with an energy of 2 MeV in molybdenum and tantalum is accompanied by a minimum dose rate of x-ray and gamma radiation and does not lead to the generation of fast neutrons and to residual activity.
Таким образом, по совокупности двух факторов наилучшим материалом для изготовления подложки нейтроногенерирующей литиевой мишени является тантал - при поглощении в нем протонного пучка обеспечивается максимальная стойкость к радиационному блистерингу и, как следствие, максимальное время эксплуатации мишени, и обеспечивается минимальный уровень мощности нежелательного излучения.Thus, according to a combination of two factors, tantalum is the best material for fabricating a substrate of a neutron-generating lithium target - when a proton beam is absorbed in it, it provides maximum resistance to radiation blistering and, as a result, the maximum operating time of the target, and ensures a minimum level of unwanted radiation power.
Коэффициент теплопроводности тантала имеет величину 63 Вт/(м⋅град). Это значение сравнимо с коэффициентом теплопроводности палладия и много меньше, чем у меди. Таким образом, можно изготовить мишень, подобную прототипу, в которой новым является то, что палладий заменен на тантал.The thermal conductivity coefficient of tantalum is 63 W / (m⋅grad). This value is comparable with the coefficient of thermal conductivity of palladium and is much smaller than that of copper. Thus, it is possible to produce a target similar to the prototype, in which the new is that palladium is replaced by tantalum.
В предлагаемой мишени предложена еще одна новая идея - объединить в один материал два материала, в одном из которых останавливаются протоны, и он должен характеризоваться высокой радиационной стойкостью (в случае прототипа это палладий), а другой обеспечивает механическую прочность и малый перепад температуры при отводе тепла (в случае прототипа это медь). Мы предлагаем использовать танталовые трубочки. Тантал как материал обладает максимальной стойкостью к радиационному блистерингу, а трубочки с тонкими стенками могут обеспечить необходимую механическую прочность и малый перепад температуры за счет малого пути, по которому тепло отводится до охлаждающей жидкости.In the proposed target, another new idea was proposed - to combine two materials into one material, one of which protons stop, and it should be characterized by high radiation resistance (in the case of the prototype it is palladium), and the other provides mechanical strength and a small temperature difference during heat removal (in the case of the prototype it is copper). We suggest using tantalum tubes. Tantalum as a material has maximum resistance to radiation blistering, and tubes with thin walls can provide the necessary mechanical strength and a small temperature difference due to the small path along which heat is removed to the coolant.
Предложенная мишень изготовлена; ее фотография приведена на Фиг. 2. Мишень сделана из 20 танталовых трубочек диаметром 5 мм с толщиной стенки 0,2 мм, длиной 113 мм, размещенных в два ряда и впаянных в медный корпус (обечайку). Пайка проведена с применением медно-оловянного припоя. Напыление литиевого слоя на танталовые трубочки осуществляется термическим способом, описанным в работе «Б.Ф. Баянов, Е.В. Журов, С.Ю. Таскаев. Измерение толщины литиевого слоя. Приборы и техника эксперимента, 1 (2008) 160-162».The proposed target is made; her photograph is shown in FIG. 2. The target is made of 20 tantalum tubes with a diameter of 5 mm with a wall thickness of 0.2 mm, a length of 113 mm, placed in two rows and soldered into a copper casing (shell). Soldering was carried out using copper-tin solder. The lithium layer is sprayed onto the tantalum tubes by the thermal method described in the work “B.F. Bayanov, E.V. Zhurov, S.Yu. Taskaev. Measurement of the thickness of the lithium layer. Instruments and experimental equipment, 1 (2008) 160-162 ".
Claims (3)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015150702A RU2610301C1 (en) | 2015-11-25 | 2015-11-25 | Neutron-generating target |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015150702A RU2610301C1 (en) | 2015-11-25 | 2015-11-25 | Neutron-generating target |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2610301C1 true RU2610301C1 (en) | 2017-02-09 |
Family
ID=58457384
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2015150702A RU2610301C1 (en) | 2015-11-25 | 2015-11-25 | Neutron-generating target |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2610301C1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU185476U1 (en) * | 2018-04-24 | 2018-12-06 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Южный федеральный университет" (Южный федеральный университет) | NEUTRON PRODUCING TARGET KNOT |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB2150737A (en) * | 1983-11-30 | 1985-07-03 | Atomic Energy Authority Uk | Lithium target |
RU2326513C2 (en) * | 2003-07-02 | 2008-06-10 | Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-исследовательский институт технической физики им. акад. Е.И. Забабахина (РФЯЦ-ВНИИТФ) | Neutron-producing target assembly |
US20100067640A1 (en) * | 2008-09-12 | 2010-03-18 | Willis Carl A | High-Power-Density Lithium Target for Neutron Production |
WO2012073966A1 (en) * | 2010-11-29 | 2012-06-07 | 大学共同利用機関法人 高エネルギー加速器研究機構 | Combined-type target, neutron generating method using combined-type target, and neutron generating apparatus using combined-type target |
-
2015
- 2015-11-25 RU RU2015150702A patent/RU2610301C1/en active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB2150737A (en) * | 1983-11-30 | 1985-07-03 | Atomic Energy Authority Uk | Lithium target |
RU2326513C2 (en) * | 2003-07-02 | 2008-06-10 | Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-исследовательский институт технической физики им. акад. Е.И. Забабахина (РФЯЦ-ВНИИТФ) | Neutron-producing target assembly |
US20100067640A1 (en) * | 2008-09-12 | 2010-03-18 | Willis Carl A | High-Power-Density Lithium Target for Neutron Production |
WO2012073966A1 (en) * | 2010-11-29 | 2012-06-07 | 大学共同利用機関法人 高エネルギー加速器研究機構 | Combined-type target, neutron generating method using combined-type target, and neutron generating apparatus using combined-type target |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU185476U1 (en) * | 2018-04-24 | 2018-12-06 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Южный федеральный университет" (Южный федеральный университет) | NEUTRON PRODUCING TARGET KNOT |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
TWI581821B (en) | A beam shaping assembly for neutron capture therapy | |
RU2720707C2 (en) | Beam forming element intended for use in neutron capture therapy | |
EP1895819A1 (en) | Neutron generating device for boron neutron capture therapy | |
JP6649504B2 (en) | Application of α-amino acid-like boron trifluoride compounds in the preparation of boron neutron capture therapy system and tumor therapeutics | |
CN106955427B (en) | Beam-shaping body for neutron capture treatment | |
WO2018076787A1 (en) | Beam shaping body for neutron capture therapy | |
RU2745133C1 (en) | Neutron capture therapy system | |
JP2002214395A (en) | Isotopic nuclide manufacturing device | |
CN107224675B (en) | Boron neutron capture therapy system | |
CN112933422A (en) | Target material for neutron line generation device | |
RU2610301C1 (en) | Neutron-generating target | |
CN109925607B (en) | Neutron capture therapy system | |
TWI649012B (en) | Target and neutron capture treatment system for neutron beam generating device | |
RU2282909C2 (en) | Neutron production method | |
RU2540124C2 (en) | System for generating neutron beam | |
TW201836613A (en) | Boron neutron capture therapeutic system and applications of [alpha]-amino acid-like boron trifluoride compound in preparing drugs for tumor therapy comprising a boron neutron capture therapeutic device and an [alpha]-amino acid like boron trifluoride compound | |
CN109925610B (en) | Neutron capture therapy system | |
RU2313377C2 (en) | Method of realizing of neutron-catch therapy of oncological diseases | |
TWI632933B (en) | Neutron capture therapy system and target for particle beam generating device | |
Porras | Applications of neutron optics to biomedicine: BNCT | |
CN108926782B (en) | Target for neutron ray generating device and neutron capturing treatment system | |
CN108934120B (en) | Target for neutron ray generating device and neutron capturing treatment system | |
Gokov et al. | Gamma and fast neutrons flux radiation minimization during the concentrated flux formation of delayed neutrons | |
RU2326513C2 (en) | Neutron-producing target assembly | |
WO2024078353A1 (en) | Beam shaping body and neutron capture therapy system |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
QB4A | Licence on use of patent |
Free format text: LICENCE Effective date: 20170731 |