摘要：硼中子俘获治疗(Boron Neutron Capture Therapy,BNCT)是一种新型二元靶向放射疗法,目前正在逐步进入商用阶段。适用于医院的BNCT中子源类型为加速器中子源,在设备运行与患者的治疗过程中,通常会伴随中子的泄漏与γ射线的污染。为了保证医用基于加速器的BNCT(Accelerator-Based Boron Neutron Capture Therapy,AB-BNCT)设备运行过程中相关人员的辐射安全,基于束流强度10 mA、能量2.8 MeV的质子中子源AB-BNCT开展屏蔽设计分析。首先以国际放射防护委员会(International Commission on Radiological Protection,ICRP)与我国现行的电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB 18871-2002制定的公众年有效剂量限值1 mSv为参考标准,经保守估计折合成剂量率限值0.5μSv·h^(-1),利用蒙特卡罗程序进行BNCT治疗室屏蔽模拟计算分析;通过对比使用减方差技巧前后的屏蔽模拟数据结果,论证了使用几何分裂与俄罗斯轮盘赌等减方差技巧可以有效提高计算效率,获得更精确的计算结果。在模拟分析的数据基础上,给出了该AB-BNCT治疗室的屏蔽设计方案,并针对屏蔽的薄弱环节进行优化设计。最终的优化结果表明,当屏蔽墙体为60 cm的含硼重混凝土时,治疗室外侧空间的剂量率均小于0.5μSv·h^(-1),满足辐射防护要求。此外,本文也给出了剂量限值小于2.5μSv·h^(-1)时所需屏蔽墙体的厚度范围,为BNCT的商业化发展提供理论依据。

摘要：硼中子俘获治疗(Boron Neutron Capture Therapy,BNCT)是一种具有广阔前景的癌症治疗方法。氘氚中子源是未来可供选择的BNCT中子源之一,由于氘氚中子源产生的中子能量为14.1 MeV,不能直接用于BNCT,需要进行束流慢化整形。使用蒙特卡罗模拟程序MCNP5设计了相应的束流整形组件(Beam Shaping Assembly,BSA),模拟验证了用半径为14 cm的天然铀球做中子倍增层的优越性,计算结果表明:采用50 cm厚的BiF3和10 cm厚的TiF3组合慢化层,17 cm厚的AlF3补充慢化层,0.2 mm厚的Cd热中子吸收层,3.5 cm厚的Pb作为γ屏蔽层,以及10 cm厚的Pb反射层,获得了较为理想的治疗中子束,输出中子束的空气端参数满足国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)的建议值。