基于氘氚中子源硼中子俘获治疗的中子慢化整形研究

朱益楠林作康卢林远郁海燕陈金根谢雷东

1（中国科学院上海应用物理研究所上海201800）

2（中国科学院大学北京100049）

硼中子俘获治疗（Boron Neutron Capture Therapy，BNCT）是一种用于治疗恶性肿瘤的二元靶向放疗技术，具有很大的发展前景。其主要原理为将含有10B的硼携带剂注射至患者体内，使之与肿瘤细胞特异性结合，随后用热中子束或超热中子束在病患区进行照射，在肿瘤细胞内发生10B（n，α）7Li反应，产生的α粒子和7Li离子具有很高的线性能量传输（Linear Energy Transfer，LET）值，在体内的射程分别为9 μm和5 μm，相当于一个细胞的直径尺度，对周围正常细胞的损伤可忽略不计［1］。

世界上首次BNCT临床实验是1951年由美国布鲁克海文国家实验室同马萨诸塞州总医院通过核反应堆导出的热中子束进行的［2］。由于核反应堆多建于偏远地区，运营程序复杂，潜在危险性大，且体积大、维护成本高，多数早期BNCT反应堆因经费与政策等因素相继关停，反应堆BNCT中子源逐渐退出历史舞台。

近年来，基于加速器驱动的BNCT中子源正在火热地发展起来，其原理是通过经高能加速器加速的质子轰击靶材料，产生高通量的中子。常见的反应如：7Li（p，n）7Be、9Be（p，n）9B。与反应堆中子源相比，加速器中子源成本较低、设备运行及操作较反应堆简便、固有安全性高、占地面积小、公众接受程度高、适合建在人群密集的医院等优势［3］。日本在BNCT诞生初期就开展了针对恶性脑胶质瘤和恶性黑色素瘤的临床实验及相应的基础性研究，在此方面具有较丰富的经验，与此同时，基于加速器的BNCT治疗系统也在不断开发中［4-7］。2020年3月，住友重工的BNCT治疗系统获得日本厚生劳动省批准，正式成为癌症治疗设备，同年5月，首位患者在日本南东北综合医院BNCT研究中心接受治疗，日本也因此成为了世界上首个推动BNCT走向商业化的国家。

对于加速器驱动BNCT所用靶材，不同材料具有各自的优缺点。如锂靶的熔点较低，散热性较差，在质子轰击靶的过程中难以保持其原有形状［8］。铍靶有剧毒，更换靶材难度大，以及发生（p，n）反应的阈能高，需要使用高能加速器对质子加速至2.5～4 MeV才能发生反应。因此，针对高性能BNCT中子源研发所需的一些关键技术仍在探索中。

自1998年以来，意大利热那亚大学开始对氘氚中子源应用于BNCT的项目进行了研究，同一时期，美国劳伦斯伯克利国家实验室也开始对紧凑型、低功率、高通量的氘氚中子源进行研发［9］。这种基于氘氚反应的紧凑型中子源，相较于传统的高能加速器中子源，具有更高的安全性、更高的中子产额、更低的入射粒子能量、更低的成本以及更小的尺寸，有望成为未来可供选择的BNCT中子源之一［10］。然而，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，因此，需要设计一种束流整形组件（Beam Shaping Assembly，BSA），将产生的快中子慢化至BNCT所需的超热中子能区。此外，中子束的输出端参数应满足国际原子能机构（International Atomic Energy Agency，IAEA）所给出的建议值（表1）。

表1 IAEA推荐的治疗用中子束指标[11]Table 1 Targeted values of therapeutic neutron beam recommended by IAEA[11]

本文主要针对紧凑型氘氚中子源，设计一种基于14.1 MeV快中子下的BSA，通过蒙特卡罗程序（Monte Carlo N Particle Transport Code，version 5，MCNP5）模拟计算，评估中子束输出端的参数，对氘氚中子源用于BNCT的可行性进行研究。

1 材料与方法

1.1 D-T中子源

紧凑型氘氚中子源是一种利用射频放电产生氘离子和氚离子，并经过100～300 keV的电场加速后轰击至含钛、铝氚靶，在靶上发生氘氚反应产生中子的新型中子源，其核反应式：

式中：Q=17.586 MeV，产生的单能中子能量为14.1 MeV。由于其能量单一、准直性好，中子产额可达到1012～1014n·s-1，是合适的BNCT中子源［12-13］。但由于氘氚反应产生的中子相对于其他中子源来说，中子能量高，慢化难度大，在确保将快中子慢化至超热中子能区的同时还要保证超热中子的通量足够大，这成为了目前为止氘氚中子源得到实际应用于BNCT的重要挑战。

本文利用紧凑型氘氚中子源开展对束流整形组件的物理设计及分析，探讨将该中子源用作BNCT中子源的可行性，为未来BNCT中子源候选的紧凑型氘氚中子源提供理论基础。

1.2 蒙特卡罗模拟及计算模型

本文的计算使用蒙特卡罗模拟程序MCNP5是由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的一套用于模拟中子、电子及光子或其耦合态在物质中输运过程的计算程序。BSA的作用是将高能中子慢化至可用于进行治疗的超热中子，因此，必须降低快中子、热中子的份额以及减少γ射线的污染。本文设计的BSA主要由快中子倍增层、慢化层、反射层、热中子吸收层以及γ屏蔽层等五部分组成，整体形状为圆柱体，BSA模型如图1所示。

图1 束流整形体(BSA)示意图Fig.1 Diagram of beam shaping assembly

在模拟计算过程中，中子源定义为半径为0.1 cm的单向圆形面源，方向为x轴正向，中子能量定义为14.1 MeV，强度设为1.0×1014n·s-1，通过调用JEFF3.1核数据库，使用F1、F2、F4及F6卡对模拟过程中的中子通量和剂量率等有关参数进行计算，为了使整体计算结果的相对误差小于1%，运行源粒子数大于108个。

2 结果与讨论

2.1 中子倍增层

中子在经过BSA的不同种材料时，由于散射和俘获吸收，不可避免地会损失一部分中子。为了使经BSA慢化后的超热中子通量满足IAEA的建议值，设计一层与中子源相邻的中子倍增层，以增加入射中子数，从而部分补偿在慢化期间损失的中子。D-T中子源能量高达14.1 MeV，在此能量下可利用多种材料进行中子倍增。

基于评价核截面数据库（Evaluated Nuclear Data File，ENDF），选择以下7种在14.1 MeV能量下具有相对较高的（n，2n）或（n，3n）反应截面的材料，即铍、铋、钍、铅、238U、天然铀（238U丰度为99.27%）以及20%富集度的浓缩铀，几何形状为球体，作为中子倍增层候选材料。通过统计经由倍增材料后的中子数，结果如图2所示。图2中针对天然铀、238U和20%富集度的浓缩铀对比可知，随着235U比例的增加，中子倍增效果也会明显增加。虽然20%富集度的浓缩铀的中子倍增性能远优于天然铀，但是相较于20%富集度的浓缩铀而言，天然铀的成本更低廉，加工更方便，可获取性更高，更适用于未来医院等场所的环境。因此，本文最终选择半径为14 cm的天然铀球作为中子倍增层。

图2 不同倍增材料下的中子数与倍增球半径的关系Fig.2 Relationship between neutron number and the radius of neutron multiplier consisted of different materials

图3为中子经过半径为14 cm天然铀球倍增材料后相应的能谱。由图3可知，快中子在经过倍增后发生核反应，能谱会往左移动，但仍有一部分14.1 MeV的入射中子没有参与核反应，直接从倍增层透射出去，透射率为12.4%。结合图2分析可知，增加了中子倍增层后，不仅使得中子数得到增加，并且能够降低中子能量，起到一定的慢化作用，使得D-T中子的慢化难度在一定程度上得到减轻。

图3 经14 cm半径天然铀球倍增后的中子能谱Fig.3 Neutron spectrum after multiplying with 14 cm radius of natural uranium

2.2 慢化层

在针对慢化层的设计时，候选材料应满足在快中子能区具有较高的弹性散射截面和较高的非弹性散射截面，以及较低的吸收截面。同时，所选材料需在超热中子能区具有较低的散射截面和吸收截面，以减少超热中子在到达患者体表之前的损失，同时也应考虑慢化材料在吸收中子后导致的γ射线污染。

本文设计的慢化层为多层慢化组合结构，对于上一小节中经过倍增层的中子来说，能量大于10 MeV的快中子仍占有一定的比重，平均中子能量仍然较高，因此，需要寻找一种在快中子能区散射截面较大的材料作为第一慢化材料。在快中子能区，由于中子能量已达到发生非弹性散射的阈能，在此能区重核的慢化效果优于轻核［14］，如：Pb、Bi等元素，这些元素不仅有较大的弹性散射截面和非弹性散射截面，而且吸收截面非常小，因此，选用含Pb、Bi等重元素的材料作为第一慢化材料，再选用利于调节中子能量至超热能区的较轻元素，如：F、Mg、Al、Ti等元素作为第二慢化材料。而快中子在含氟材料中慢化至超热中子的宏观散射截面与宏观吸收截面的比值最大，因而具有较好的慢化性能［15］。因此，本文最终选用PbF2、PbF4、BiF3作为第一慢化材料的候选材料，MgF2、AlF3、TiF3作为第二慢化材料的候选材料，根据现有的BSA设计经验，为控制中子经过慢化体的损失及慢化体尺寸，将两层慢化体的厚度总长设置为60 cm，半径设置为25 cm，调节慢化体长度组合进行模拟，筛选出慢化效果最佳的组合，图4和图5分别给出了在两层慢化体总长度为60 cm时，不同组合下的中子慢化效果。

在本文所设计的慢化体中，由于D-T中子的能量较高，因此在前两层慢化体的设计中，首要任务是将较高能的快中子能量降低，设计过程中主要以快中子占总中子的份额以及超热中子与快中子的比值为依据，尽量使得较多的快中子能慢化下来。

由图4可知，当选择25 cm厚的BiF3与35 cm厚的MgF2以及50 cm厚的BiF3与10 cm厚的TiF3这两种组合慢化构型时，快中子通量与总中子通量的比值均达到最小值，且两者的数值较为接近，另结合图5分析可知，在上述两种组合慢化构型下，超热中子通量与快中子通量的比值也达到最大值，是较为理想的两种慢化设计方案。为了进一步比较上述两种组合慢化构型，分别模拟计算了中子经过这两种组合慢化层后的能谱，结果如图6所示。

图4 不同组合情况下的快中子通量与总中子通量的比值Fig.4 The ratio of fast neutron flux to total neutron flux at different combinations

图5 不同组合情况下的超热中子通量与快中子通量的比值Fig.5 The ratio of epithermal neutron flux to fast neutron flux at different combinations

图6 中子经过两种不同组合慢化层后的能谱Fig.6 The spectra of neutrons passing through two different combinations of moderating layers

由 图6可 知，采 用50 cm厚 的BiF3与10 cm厚TiF3这一组合慢化结构能使中子能谱更好地集中在超热能区的范围之内，而选择25 cm厚的BiF3与35 cm厚的MgF2会使得中子能谱过热，导致能谱在热中子能区有一个小峰出现，而在BNCT的过程中并不希望有过多的热中子。综合以上考虑，本文选择50 cm厚的BiF3与10 cm厚的TiF3的组合结构作为慢化层。

2.3 补充慢化层兼中子引出通道

中子引出通道的主要作用是将高能中子经慢化后输出的超热中子束精确聚焦至患者肿瘤所在位置，以便于使照射野达到最佳尺寸，从而达到更好的治疗效果。另外，考虑到高能中子经过此前所采用的组合慢化结构仍未被完全慢化至超热中子能段，因此，补充慢化层选用Al2O3、AlF3、Fluental［16］、MgO这4种具有进一步慢化快中子能力的材料，并进行模拟计算。其中，Fluental是一种由芬兰国家技术研究中心开发的专利材料，主要成分为69%质量比的AlF3、30%的Al和1%的LiF。在本文所设计的中子引出通道中，超热中子束出口处直径设置为15 cm，以满足大部分肿瘤治疗的情况。补充慢化层的初始厚度设置为10 cm，并按步长2 cm递增至24 cm，图7和图8分别为不同厚度下，中子经补充慢化层后出口端的相关参数。

由图8可知，当MgO在19 cm处时，超热中子与快中子的比值最高，但是考虑到MgO在起到慢化作用的同时，吸收了大量超热中子，导致超热中子数降低，同时会产生大量的γ放射性污染。Al2O3有着与MgO相似的结果，而氟化物则表现出更优异的慢化性能，这与前文提到过的含氟材料的快中子慢化至超热中子的能力相对更好这一结论相符合。当AlF3厚度处于17 cm与19 cm时，计算得到的超热中子通量与热中子通量之比接近一致，随着AlF3厚度的进一步增加，超热中子数会随之减少。结合图7的分析结果，选用17 cm厚的AlF3作为补充慢化材料是较合理的选择。

图7 几种不同厚度补充慢化层下的超热中子通量Fig.7 Epithermal neutron flux under several supplementary moderators with different thicknesses

图8 几种不同厚度补充慢化层下的超热中子通量与快中子通量的比值Fig.8 Ratio of epithermal neutron flux to fast neutron flux under several supplementary moderators with different thicknesses

2.4 反射层

反射层应选择在超热中子能区具有高弹性散射截面和低吸收截面的材料，其包覆在整个慢化体的最外层，使一部分散射出去的中子能够反射回来，重新进入慢化层，从而可以起到提高中子经济性的作用。本文对Pb和Bi两种效果相对较好的反射层材料进行不同厚度下的模拟计算，计算结果如图9和图10所示。

通过图9和图10可以明显看出，在增加了反射层之后，超热中子数明显增加，超热中子通量与快中子通量的比值也随之增加，且Pb作为反射层的性能要优于Bi。由图10可得，在Pb反射层厚度大于10 cm后，超热中子通量与快中子通量的比值增加趋于平缓，且超热中子通量与快中子通量的比值已经大于20，满足了IAEA的官方建议值。考虑到BSA的整体质量和尺寸大小，可选用厚度为10 cm的Pb作为反射层。

图9 不同厚度铋、铅反射层下的超热中子通量Fig.9 Epithermal neutron flux under different thicknesses of Bi and Pb reflectors

图10 不同厚度铋、铅反射层下的超热中子通量与快中子通量的比值Fig.10 The ratio of epithermal neutron flux to fast neutron flux under different thicknesses of Bi and Pb reflectors

2.5 热中子吸收层及γ屏蔽层

中子在慢化过程中，不可避免会产生热中子，而在BNCT治疗过程中并不希望有过多的热中子照射到患者体表。因此，中子束照射至病患处之前，应尽可能把多余的热中子吸收掉。镉（Cd）的天然同位素中的113Cd自然丰度为12.22%，在热中子能区具有极大的吸收截面，仅需0.2 mm的镉（Cd）就可将超热中子通量与热中子通量的比值提高到100以上，满足IAEA的建议值［17］。但镉（Cd）在吸收了热中子后会产生γ射线，为了屏蔽掉这部分γ射线，本文选用常用的γ过滤材料Pb放置于热中子吸收层之后，经模拟计算得到的快中子剂量率与γ剂量率随Pb屏蔽层的厚度变化的曲线，结果如图11和图12所示。由图11可以看出，当Pb屏蔽层从0.5 cm递增到5 cm时，快中子剂量率与超热中子通量的比值始终小于2×10-13Gy·cm2，可满足IAEA的建议标准。结合图12，当Pb过滤层大于3.5 cm时，γ剂量率与超热中子通量的比值小于2×10-13Gy·cm2，亦符合IAEA的建议标准。因此，考虑整个BSA的大小以及质量，本文最终选择3.5 cm厚的Pb作为γ屏蔽层。

图11 不同厚度铅屏蔽层下的快中子剂量率与超热中子通量的比值Fig.11 Ratio of fast neutron dose rate to epithermal neutron flux under different thicknesses of Pb filter

图12 不同厚度铅屏蔽层下的γ剂量率与超热中子通量的比值Fig.12 Ratio of gamma dose rate to epithermal neutron flux under different thicknesses of Pb filter

3 结语

综上所述，本文选用了半径为14 cm的天然铀球作为中子倍增层，50 cm厚的BiF3和10 cm厚的TiF3作为组合慢化层，17 cm厚的AlF3作为补充慢化层兼中子引出通道，0.2 mm厚的Cd作为热中子吸收层，3.5 cm厚的Pb作为γ屏蔽层，以及10 cm厚的Pb作为反射层，整体的BSA模型如图13所示。另外，计算了中子束出口处的中子单向流量与通量的比值，即J/Φ，该值可以很好反映出中子束的方向性。强度为1.0×1014n·s-1的D-T中子源经过该BSA慢化，最终得到的中子能谱和空气端出口处参数如图14和表2所示。

表2 D-T中子经BSA慢化整形后得到的空气端出口参数Table 2 The air exit parameters of D-T neutron after BSA moderation and shaping

图13 BSA模型图Fig.13 Diagram of BSA model

图14 D-T中子经BSA慢化整形后的中子能谱图Fig.14 Neutron energy spectrum of D-T neutron moderated and shaped by BSA

因此，D-T中子在经过优化的BSA之后所得到的参数均能很好地满足IAEA的建议值，说明D-T中子源在应用于BNCT上具有可行性。

作者贡献声明朱益楠负责文章的起草及最终版本修订；卢林远负责资料的收集；陈金根负责论文的修改；林作康、郁海燕负责资料的搜集及整理；谢雷东负责研究的提出及设计。