________________
* Рисунок 1 не приводится. - Примечание изготовителя базы данных.
Характеристика генератора:
Ускоряющее напряжение 250 кЭВ
Энергия ускоренных ионов ~14 МэВ (В-Т) и ~2,5 МэВ (В-В)
Максимальный ток атомарных ионов дейтерия на мишени <= 30 mA
12
Выход нейтронов в полный телесный угол <= 1,5 x 10 н/се
Размер источника нейтронов диаметр 25 мм
Выбранная для НГ-12 ионно-оптическая система позволяет получить на выходе ускорителя пучок ионов дейтерия током до 30 мА и энергией до 250 кэВ. Средняя энергия нейтронов в свободном пространстве равна 10,5 Мэв, доля гамма-излучения составляет 4 - 8 %. Расстояние от источника до облучаемой поверхности составляет 105 см. Для получения интенсивного потока нейтронов в генераторе НГ-12И используется вращающаяся металлотритиевая мишень. Вращающаяся мишень представляет собой диск из меди, на который нанесен слой титана толщиной 6 микрон, насыщенный тритием. Скорость вращения мишени 950 оборотов в минуту. Падающие на мишень ионы дейтерия теряют свою энергию в основном в процессе торможения в атомной оболочке титана, одновременно участвуя в реакции с тритием. В процессе работы генератора работает только этот тонкий слой мишени, и со временем он обедняется в основном за счет испарения атомов трития, и выход нейтронов падает. Поэтому время от времени проводится удаление этого обедненного тритием слоя. При этом выход нейтронов восстанавливается.
б) Дозиметрические характеристики
Первая в России компьютерная программа планирования нейтронной и смешанной фотонно-нейтронной терапии была создана томскими учеными. Ученые-ядерщики РФЯЦ с успехом применили и использовали опыт своих коллег по дозиметрическому планированию расчетов распределения поглощенной дозы в теле пациента при заданных условиях облучения. Современным инструментом дозиметрического планирования является диалоговая система планирования лечения, ядро которой составляет программа расчета поглощенной дозы. Для получения топометрической информации о пациенте используется многослойное сканирование пораженной области при томографическом обследовании на томографе TOMOSCAN SR-5000, установленном в ЧООД, и на первом отечественном томографе РКТ-1, прошедшем клинические испытания в Челябинском областном онкологическом диспансере. Используется метод реконструкции геометрии пациента по результатам сканирования. Эта информация вместе с детальным описанием источника излучения и системы модификации пучка являются исходными данными для расчета методом Монте-Карло распределения поглощенной дозы.
Проведены расчетно-экспериментальные исследования пространственно-энергетических распределений нейтронного и гамма-излучений. В качестве опорного метода нейтронных измерений используется метод нейтронноактивационных детекторов. Применяется дозиметр смешанного нейтронного и гамма-излучений ДКС-05М на основе малогабаритных ионизационных камер из тканеэквивалентной пластмассы и графита, методика твердотельных делительных конверторов и термолюминисцентные дозиметры гамма-излучения. Все приборы прошли государственную метрологическую аттестацию в ранге образцовых или рабочих средств измерений. Проведены математические расчеты дозиметрических характеристик поля нейтронов генератора методом Монте-Карло. Исследования пучка излучения проведены в свободном пространстве медицинского бокса и водных тканеэквивалентных фантомов (ТЭФ).
На рис. 2* приведено распределение мощности дозы нейтронов в зависимости от расстояния от оси пучка.