Количественное определение 10B и Gd в биологических пробах для нейтрон-захватной терапии на ядерном реакторе ИРТ МИФИ

• Автор: Липенгольц, Алексей Андреевич
• Шифр специальности: 01.04.01
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2010
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 131 с. : ил.

Содержание
Введение
Глава Г. Методы количественного анализа препаратов в биологических образцах для целей НЗТ
1.1 Измерение содержания 10В и Gil в биологических образцах методом нейтронного радиационного анализа

1.2 Инструментальный нейтронно-активационный анализ Gd

1.3 Количественное измерение 10В методом нейтронно-активационной

трековой авторадиографии

Выводы к главе

Глава 2. Измерительный комплекс ИРТ МИФИ для количественного анализа ШВ и Gd

2.1 Экспериментальная установка для определения содержания ,0В и Gd по мгновенному гамма-излучению на ИРТ МИФИ

2.2 Методика измерения 10В и Gd на установке для НРА на ГЭК-9 ИРТ МИФИ..

2.3 Визуализация геометрий нейтронных пучков и оценка однородности плотности потока нейтронов
2.4 Количественный анализ |0В методом нейтронно-активационной трековой авторадиографии на ИРТ МИФИ
2.5 Инструментальный нейтронный активационный анализ Gd
Выводы к главе
Глава 3. Исследование динамики препарата Дипентаст в организме лабораторных
крыс на измерительном комплексе ИРТ МИФИ
3.1. Описание препарата Дипентаст
3.2 Описание эксперимента
3.3 Результаты измерений и анализ
Выводы к главе
Глава 4. Перспективы контроля содержания нейтронозахватных элементов в тканях пациента in vivo во время сеансов НЗТ
4.1 Минимальные значимые концентрации |0В и Gd при НЗТ
4.2 Определение борсодержащих и Gd-содержащих препаратов томографическими методами
4.3 Определение |0В и Gd во время сеансов НЗТ методом однофотонной
эмиссионной компьютерной томографии по мгновенному гамма-излучению
Выводы к главе
Заключение
Выводы
Основные публикации по теме диссертации
Список сокращений
Список литературы

Введение
Актуальность темы
В последние десятилетия во всем мире постоянно увеличивается число онкологических больных, а смертность от рака занимает одно из первых мест в списке причин преждевременной смерти. По современным представлениям около 70% больных с тяжелыми формами злокачественных опухолей нуждаются в лучевой терапии.
Лучевая терапия представляет собой мощный инструмент в борьбе с онкологическими заболеваниями. В настоящее время в мире широко развивается новая технология лучевой терапии рака — нейтрон-захватная терапия (НЗТ). НЗТ является бинарной технологией лечения онкологических заболеваний, использующей для достижения терапевтического эффекта два фактора, каждый из которых в отдельности либо не имеет терапевтического воздействия, либо имеет его в недостаточной степени. В НЗТ эти два фактора - пучок тепловых или эпитепловых нейтронов и препарат, имеющий в своем составе элемент, обладающий высоким сечением захвата тепловых нейтронов (нейтронозахватный элемент). В НЗТ применяются препараты на основе ШВ и Об. Принципиальная схема НЗТ выглядит следующим образом. Пациенту вводится препарат, способный накапливаться в опухолевых тканях в большей степени, чем в здоровых. По достижению максимального отношения концентраций препарата в опухолевой и здоровой тканях производится локальное облучение пациента пучком тепловых либо эпитепловых нейтронов. В результате взаимодействия тепловых нейтронов с нейтронозахватным элементом (НЗЭ), входящим в состав препарата, происходит испускание короткопробежного сильноионизирующего излучения, поражающего опухолевые клетки. Таким образом, обеспечивается самонаведение излучения и избирательность поражения опухолевых тканей. Двухкомпонентность НЗТ позволяет избежать строгого очерчивания нейтронного пучка и позволяет облучать значительно большую область, чем

видимая, на томограмме область опухоли, не нанося при этом существенного ущерба здоровым тканям: Значительное же энерговыделение и, как следствие, поражение тканей происходят лишь в областях накопления препарата при взаимодействии нейтронов,с НЗЭ (l0B, Gd и-т.д.), входящим в его состав. Такой комбинированный, механизм поражения- требует совершенно иного подхода при планировании облучений и дозиметрии. Поглощенная доза излучения в мишени состоит из нескольких компонент, создаваемых излучениями разной природы. Полная поглощенная доза формируется следующими составляющими: доза от взаимодействия
тепловых нейтронов с НЗЭ препарата DE, поглощенная доза Df, создаваемая быстрыми нейтронами (главным образом за счет протонов отдачи), поглощенная доза от взаимодействия тепловых нейтронов с ядрами азота DN и поглощенная доза от фотонного излучения DY (главным образом, от реакции *Н(п,у)2Н). По экспериментальным и расчетным данным различных исследователей [1,2,3] DE компонента поглощенной дозы при НЗТ составляет от 50 до 80% при использовании 10В или Gd от общей поглощенной дозы. Если компоненты, Df, Dn и Dt определяются только распределением нейтронов в облучаемом объекте и к ним применимы традиционные подходы с фантомными измерениями и мониторированием нейтронного пучка на поверхности объекта, то составляющая DE, помимо пространственного распределения нейтронов, зависит также от распределения НЗЭ в облучаемом объекте. Учитывая значительный вклад данной компоненты в полную поглощенную дозу, становится понятной необходимость получения информации о распределении НЗЭ в тканях пациента для дозиметрии и корректного планирования облучений в НЗТ. Решение, задачи количественного определения содержания НЗЭ (10В и Gd) in vivo и in vitro является одной из основополагающих при создании клинических и исследовательских центров по НЗТ.
К настоящем}' времени известно несколько тысяч случаев успешного применения НЗТ для лечения глиобластомы мультиформной (ТБМ),
нейтронного пучка [27, 46] от гамма-излучения и быстрых нейтронов. Для реакторов с меньшей мощностью, как правило, используют отклонение пучка тепловых либо моноэнергетических нейтронов от первоначального направления, для чего используют либо длинные нейтроноводы [63, 42], либо системы преломления пучка нейтронов на монокристаллах [22, 23]. Выбор в пользу того или иного решения обуславливается геометрическими характеристиками реактора и его помещения. Для измерения спектров мгновенного излучения на всех известных установках используются детекторы из ОЧГ. Как правило, детектор размещается как можно ближе к позиции облучения измеряемых проб. Позиция облучения окружается защитой из свинца и материалов с добавлением 61л. Отдельного обсуждения требуют детектирующие системы для измерений на терапевтических нейтронных пучках для НЗТ. Как показал опыт европейских ученых на реакторе НП1 в Петтене, использование детекторов из ОЧГ в непосредственной близости от нейтронного пучка внутри терапевтической комнаты затруднено из-за высокого фона как фотонного, так и нейтронного излучений. Для решения подобной задачи необходимо либо отнести детектор из ОЧГ на значительное (более 1 метра) удаление от терапевтического нейтронного пучка, либо рассматривать возможность использования других типов детекторов (например, сцинтилляционных). Однако, наибольшую трудность при НРА составляет расчет количественного содержания исследуемого элемента по спектрам мгновенного излучения. Сложность таких расчетов обусловлена большой разнородностью измеряемых объектов как по своей природе (кровь, мягкие ткани, хрящи, кость и т.д.), так и по своим характеристикам, таким как масса, форма, концентрация измеряемого элемента. Более подробно данные аспекты будут рассмотрены в разделе 2.2.