超热中子辐射场的理论设计

为得到满足硼中子俘获治疗(BNCT)系统所要求的超热中子辐射场,利用清华大学试验核反应堆中子源,采用蒙特卡罗(MC)计算方法,设计了两种产生超热中子辐射场的工程理论方案,并对这两种方案进行了分析与对比。结果表明,方案1比方案2更具有优势,故确定方案1为BNCT系统最终设计方案。

热中子吸收材料特性模拟计算与分析

以核反应堆为中子源,通过蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)方法计算的手段,分析了几种热中子吸收材料的特性,并总结出将热中子吸收材料用于建立超热中子辐射场时的一般规律,从而优选出适用于建立超热中子辐射场的热中子吸收材料。

基于14 MeV质子回旋加速器的BNCT中子源实验终端设计

随着加速器技术的发展,基于加速器的硼中子俘获治疗装置越来越受到国内外关注。为了研究基于能量为14 MeV、流强为80μA的回旋质子加速器获得硼中子俘获治疗(Boron Neutron Capture Therapy,BNCT)中子源的可能性,利用Geant4软件对中子产生靶以及束流整形组件进行了优化设计,旨在获得理想的超热中子束实验终端。由于加速器的流强较低,增设了天然铀作为中子倍增器以提高中子注量。经过对铍靶、天然铀增殖层、AlF_(3)和TiF_(3)复合慢化体、热中子吸收层和γ屏蔽层等进行优化设计,在束流出口处能够获得超热中子占比高达95.6%,注量率可达6.26×10^(7) n·cm^(−2)·s^(−1)的中子源终端。该方案可初步用于加速器BNCT中子源实验终端的技术验证。

中子慢化材料特性研究

文章采用蒙特卡罗模拟计算方法分析铝、氧化铝和氟化铝3种慢化材料在清华大学试验核反应堆束流孔道内的慢化特性。研究给出了利用慢化材料实现超热中子辐射场的一般规律,并优选出适用于在该堆建立超热中子辐射场的最佳慢化材料是Al与AlF3质量百分数比为2∶3的Al-AlF3混合物。

用于硼中子俘获治疗的超热中子束理论设计

目的设计用于硼中子俘获治疗（BNCT）的超热中子柬理论方案。方法基于清华大学试验核反应堆，以其1号孔道为材料布放孔道，设计了由慢化材料、热中子吸收材料、1屏蔽材料组成，但材料布放位置具有差异的5种理论方案；利用蒙特卡罗（MC）模拟方法，分别计算5种方案柬出口处的中子注量率、剂量率及γ剂量率值，通过与BNCT技术指标对比，从5种方案中选择一种合适的方案。结果得到了一个符合BNCT各项技术指标的超热中子束理论方案，其慢化材料厚度为53．5cm、热中子吸收材料厚度为2mm、γ屏蔽材料厚度为9cm。结论本研究给出的超热中子束理论方案为基于反应堆实现BNCT提供一定的理论参考。