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Volume 38 Issue 1
Mar.  2021
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Article Navigation >  Nuclear Physics Review  > 2021  >  38(1): 80-88

Guangru LI, Wei JIANG, Lu ZHANG, Weiqiang CHEN, Qiang LI. Design of Beam Shaping Assembly for an Accelerator-based Multi-terminal BNCT Facility[J]. Nuclear Physics Review, 2021, 38(1): 80-88. doi: 10.11804/NuclPhysRev.38.2020051
Citation: Guangru LI, Wei JIANG, Lu ZHANG, Weiqiang CHEN, Qiang LI. Design of Beam Shaping Assembly for an Accelerator-based Multi-terminal BNCT Facility[J]. Nuclear Physics Review, 2021, 38(1): 80-88. doi: 10.11804/NuclPhysRev.38.2020051
shu

Design of Beam Shaping Assembly for an Accelerator-based Multi-terminal BNCT Facility

doi: 10.11804/NuclPhysRev.38.2020051
  • 1.

    Institute of Modern Physics, Chinese Academy of Sciences, Lanzhou 730000, China

  • 2.

    University of Chinese Academy of Sciences, Beijing 100049, China

  • 3.

    Key Laboratory of Heavy Ion Beam Radiation Biomedicine, Chinese Academy of Sciences, Lanzhou 730000, China

  • 4.

    Gansu Provincial Key Laboratory of Heavy Ion Beam Radiation Medical Application, Lanzhou, 730000, China

Funds:  National Key Research and Development Program Project Funding(2018YFC0115700); National Natural Science Fund Project(11875299); Major Science and Technology Special Plan of Gansu Province(1602FKDA005); Key Deployment Program of The Chinese Academy of Sciences(KFZD-SW-222); Light of West Project, Chinese Academy of Sciences(29Y86205); Project of Youth Innovation Promotion Association of Chinese Academy of Sciences(2017454)
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  • Corresponding author: E-mail: liqiang@impcas.ac.cn.
  • Received Date: 2020-07-15
  • Rev Recd Date: 2020-11-19
  • Publish Date: 2021-03-20
  • Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) is a new treatment of precision radiotherapy. Beam shaping assembly (BSA) is one of the key components in the facility of BNCT and of vital importance in producing neutron beams appropriate for BNCT treatment. BSA is used to moderate and fast neutrons to suitable energy range, reduce other unwanted ingredients, and meet the requirements for BNCT. In this work, based on a neutron source which produced by a 2.5 MeV/30 mA proton accelerator, the Monte Carlo simulation software MCNP was employed to design BSAs. A multi-terminal BSA scheme was designed to slow down the fast neutron beam generated by proton bombarded Li target to the thermal neutron energy range (<0.5 eV) and the epithermal neutron energy range (0.5 eV~10 keV). The proposed thermal neutron BSA scheme uses D2O as moderator, BeO as reflector, Bi as $\gamma $ filter, and for epithermal BSA, MgF2 was used as moderator, Pb as reflector, and 6LiF as thermal neutron filter. All the parameters of the thermal and epithermal neutron beams at the exit ports of the designed BSAs both meet the recommended values proposed by the International Atomic Energy Agency (IAEA).
  • [1] 孙可欣, 郑荣寿, 张思维, 等. 中国肿瘤, 2019, 28(1): 1. doi:  10.11735/j.issn.1004-0242.2019.01.A001

    SUN Kexin, ZHENG Rongshou, ZHANG Siwei, et al. China Cancer, 2019, 28(1): 1. (in Chinese) doi:  10.11735/j.issn.1004-0242.2019.01.A001
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    ZHANG Wenzhong, ZHANG Xiaomin, LUO Yisheng, et al. Atomic Energy Science and Technology, 2006, 40(5): 525. (in Chinese) doi:  10.3969/j.issn.1000-6931.2006.05.004
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通讯作者: 陈斌, bchen63@163.com
  • 1. 

    沈阳化工大学材料科学与工程学院 沈阳 110142

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Design of Beam Shaping Assembly for an Accelerator-based Multi-terminal BNCT Facility

doi: 10.11804/NuclPhysRev.38.2020051
  • 1. Institute of Modern Physics, Chinese Academy of Sciences, Lanzhou 730000, China
  • 2. University of Chinese Academy of Sciences, Beijing 100049, China
  • 3. Key Laboratory of Heavy Ion Beam Radiation Biomedicine, Chinese Academy of Sciences, Lanzhou 730000, China
  • 4. Gansu Provincial Key Laboratory of Heavy Ion Beam Radiation Medical Application, Lanzhou, 730000, China
Funds:  National Key Research and Development Program Project Funding(2018YFC0115700); National Natural Science Fund Project(11875299); Major Science and Technology Special Plan of Gansu Province(1602FKDA005); Key Deployment Program of The Chinese Academy of Sciences(KFZD-SW-222); Light of West Project, Chinese Academy of Sciences(29Y86205); Project of Youth Innovation Promotion Association of Chinese Academy of Sciences(2017454)
  • Received Date: 2020-07-15
  • Rev Recd Date: 2020-11-19
  • Publish Date: 2021-03-20

Abstract: Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) is a new treatment of precision radiotherapy. Beam shaping assembly (BSA) is one of the key components in the facility of BNCT and of vital importance in producing neutron beams appropriate for BNCT treatment. BSA is used to moderate and fast neutrons to suitable energy range, reduce other unwanted ingredients, and meet the requirements for BNCT. In this work, based on a neutron source which produced by a 2.5 MeV/30 mA proton accelerator, the Monte Carlo simulation software MCNP was employed to design BSAs. A multi-terminal BSA scheme was designed to slow down the fast neutron beam generated by proton bombarded Li target to the thermal neutron energy range (<0.5 eV) and the epithermal neutron energy range (0.5 eV~10 keV). The proposed thermal neutron BSA scheme uses D2O as moderator, BeO as reflector, Bi as $\gamma $ filter, and for epithermal BSA, MgF2 was used as moderator, Pb as reflector, and 6LiF as thermal neutron filter. All the parameters of the thermal and epithermal neutron beams at the exit ports of the designed BSAs both meet the recommended values proposed by the International Atomic Energy Agency (IAEA).

Guangru LI, Wei JIANG, Lu ZHANG, Weiqiang CHEN, Qiang LI. Design of Beam Shaping Assembly for an Accelerator-based Multi-terminal BNCT Facility[J]. Nuclear Physics Review, 2021, 38(1): 80-88. doi: 10.11804/NuclPhysRev.38.2020051
Citation: Guangru LI, Wei JIANG, Lu ZHANG, Weiqiang CHEN, Qiang LI. Design of Beam Shaping Assembly for an Accelerator-based Multi-terminal BNCT Facility[J]. Nuclear Physics Review, 2021, 38(1): 80-88. doi: 10.11804/NuclPhysRev.38.2020051
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    1.   引言

    • 近年来，恶性肿瘤已成为我国居民生命安全的首要威胁，2015年，全国新增恶性肿瘤患者392.9万名(男性215.1万名，女性177.8万名)，其中死亡病例233.8万例(男性148.0万例，女性85.8万例)[1]。目前，手术、放疗和化疗是治疗癌症的三大主要手段，而硼中子俘获治疗(Boron Neutron Capture Therapy，BNCT)则是一种新型的精准放射治疗方法，其原理是基于低能中子与10B的反应，首先将一种含硼物质注入患者体内，然后用适当的中子照射患者进行治疗。BNCT利用10B核对热中子的高俘获截面(3 837 b)来捕获热中子。在俘获热中子后，10B变为处于激发态的11B，并进一步通过以下反应之一立即裂变成α粒子和7Li：

      在此过程中产生的7Li和α粒子具有高线性能量传递(Linear Energy Transfer，LET)特性和较强的细胞杀伤力，并且其能量沉积在约10 μm的范围内，这与一个细胞的直径尺寸相当。若使10B富集在肿瘤细胞中，则可以实现对肿瘤细胞的精准杀伤，并保护肿瘤周围的健康细胞[2]。

      BNCT首先于1936年由Locher提出，并于1951年由Sweet[3]进行了首次实践，用于脑胶质瘤的临床试治。在过去的20多年里，世界各地的许多研究小组继续着Sweet的早期开创性工作，特别是日本学者Hatanaka等[4]的开创性临床研究。随后，在美国、瑞典、芬兰、捷克、阿根廷、欧盟(以荷兰为中心)和日本等国家进行了临床试验。中国的医院中子照射器(In-Hospital Neutron Irradiator, IHNI)[5]是世界首台专为BNCT治疗设计的中子源，该装置由周永茂院士团队设计建造，并于2014年治疗了三例黑色素瘤患者，取得了较好的效果。

      早期BNCT研究均是利用现有的反应堆进行，随着加速器技术的发展，基于加速器的BNCT装置(Accelerator-Based BNCT,AB-BNCT)，因其具有造价低、运维简单、易于产生低能中子等特点，越来越多地受到科学家的关注[6]。目前的AB-BNCT主要利用$^7{\rm{Li(p,n}}{{\rm{)}} ^{\rm{7}}}{\rm{Be}}$和$^9{\rm{Be(p,n}}{{\rm{)}}^{\rm{9}}}{\rm{B}}$这两种反应，其反应阈能分别为1.88 MeV和2.057 MeV，在质子能量低于10 MeV时, 7Li中子产额高于9Be，国际上BSA设计也多采用2.5 MeV/10 mA或相近参数的质子束轰击锂靶产生中子[7-10]。通过质子束轰击锂靶得到中子，但这种方法产生的快中子不可以直接用于治疗，需要通过束流整形组件(Beam Shaping Assembly, BSA)处理。BSA的作用是：将快中子能量(>10 keV)慢化到热中子(<0.5 eV)或超热中子(0.5 eV~10 keV)能量范围，前者适用于治疗浅表病灶，后者适用于治疗深层病灶；对中子束进行准直和聚焦；尽可能减少中子束中高能中子、$\gamma $射线的成分。BSA主要由以下几部分构成；靶、慢化体、反射体、$\gamma $屏蔽体、准直体等，如果需要慢化到超热中子能量范围，还需要有热中子过滤体。

      目前各国科学家所设计的BSA主要集中于产生超热中子束，因为其具有更强的穿透能力，可以治疗深部肿瘤，例如筑波大学[11]、名古屋大学[8]、京都大学[12]等，其中部分BSA已经成功安装到加速器中子源上。然而，热中子束的作用仍然不可忽视，它适用于治疗浅表肿瘤，例如黑色素瘤，也适用于进行早期研究的细胞和动物实验，目前已有一些可产生热中子束的BSA设计，如基于质子束轰击铍靶的意大利INFN的设计[13]。为了满足细胞和临床试验以及治疗不同深度病灶的需求，需要设计具有多终端的BNCT装置，因此也需要设计分别用于产生热中子和超热中子的多个BSA方案。本文将利用蒙特卡罗模拟程序MCNP，基于2.5 MeV/30 mA质子加速器轰击锂靶的BNCT进行BSA的优化设计，以期可以产生适合BNCT治疗的热中子束和超热中子束。

    2.   计算和优化指标

      2.1.   计算方法

    • MCNP是洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的蒙特卡罗计算程序，可用于模拟中子、光子、电子及部分带电粒子在物质中的输运过程。本文首先采用MCNP程序计算了2.5 MeV质子束(I=30 mA, φ=10 cm)轰击锂靶后出射的中子源信息，获得1 mA质子束流下的中子总产额约为1.03×1012个，对应的中子角分布和能谱如图1所示，其结果与文献数据[14-15]基本一致，这证明了锂靶出射的中子源信息的可靠性。然后，以获取的中子源信息为基础制作了输入卡的二次中子源项，以用于后续优化，可节约计算时间。

      其次，设定一个初始的BSA模型，如图2所示，该BSA模型整体是一个圆柱体结构，锂靶和束流孔道在圆柱体中心轴位置，其中，锂靶尺寸为直径10 cm，厚度100 μm，其下方还有厚度为2.3 cm的铜托，它可以起到散热和支撑的作用。束流管道选用316L不锈钢，厚度为1 cm，靶上方不锈钢的厚度为4 cm，可以降低反冲的中子和质子的辐照损伤。在BSA的外侧选用含硼聚乙烯(硼的质量百分比为10%)作为中子的吸收屏蔽体，下方的准直体也同样使用含硼聚乙烯，并在准直体的内侧设计一层γ屏蔽体，以进一步减少束流中的$\gamma $成分。另外，由于热中子主要用于动物实验及治疗浅表肿瘤，束流直径不必过大，故BSA出束口直径设置为14 cm。最后，我们利用MCNP计算评价指标中的相关参数，根据计算结果，重点关注影响BSA出口中子束参数的关键因素，包括慢化体、反射体以及$\gamma $屏蔽体的结构及材料，进而找到最优的组合方案。

      此外，在热中子方案优化过程中，由于热中子的能量与反射体、慢化体等材料的原子核热运动的动能大小接近，因此不能认为材料的原子核是静止的。若中子与运动的原子核发生碰撞时，除损失能量外，还可获得一部分的能量发生向上散射。因此，热中子的中子散射截面不仅与能量有关，还与慢化体、反射体等材料的温度及物理、化学性质有关。因此，在设计热中子方案时应当使用热中子散射数据库，本文统一选定ENDF/B-Ⅶ.0截面库中的Endf70sab作为模拟的热中子散射库[16]。

      • 2.2.   中子束参数及优化指标

    • 在优化计算时，需要有一个严格的优化指标来指导优化的方向和评价方案的质量，本文选用IAEA报告(IAEA-TECDOC-1223)[17]所推荐的几个重要参数为优化指标，如表1所示。对于热中子束方案，热中子通量Φth越大，代表有越多的热中子可以和10B发生俘获反应，进而产生越大的照射剂量，对肿瘤细胞造成越大的伤害；热中子比例Φth/Φtotal，指BSA出束口处热中子通量占总通量的比例；超热和快中子成分Depi-fast/Φth，反映了超热中子和快中子所造成的多余有害剂量和热中子通量的比值；$\gamma $成分D${}_\gamma $/Φth，反映了出口束流中$\gamma $射线造成的多余有害剂量和热中子通量的比值；对于超热中子束方案，各项参数和热中子方案类似，需要注意的是其热中子比例(Φth/Φepith)，是热中子通量和超热中子通量的比值。文中对BSA进行优化设计的目标为在满足以上参数前提下，尽可能提高有效中子通量，以提高治疗效率并缩短治疗时间。

      中子束参数推荐值
      热中子束Φth/(cm–2·s–1)≥1×109
      Φth/Φtotal>0.9
      Depi-fast/Φth/(Gy·cm2)≤2×10–13
      Dγ/Φth/(Gy·cm2)≤2×10–13
      超热中子束Φepith/(cm–2·s–1)≥1×109
      Φth/Φepith≤0.05
      Dfast/Φepith/(Gy·cm2)≤2×10–13
      Dγ/Φepith/(Gy·cm2)≤2×10–13
    3.   结果与讨论

      3.1.   热中子方案的优化设计

    • (1)慢化体材料及结构优化

      慢化体的作用是将质子打靶产生的中子慢化到热中子能区，同时尽量减少产生的$\gamma $射线。为了产生热中子，慢化体需要满足以下几个条件：1)超热和快中子散射截面大；2)热中子的散射截面小；3)中子的吸收截面小[18]。在早期的BNCT装置中，常使用反应堆作为中子源，而反应堆所产生的中子多为热中子。我们在查阅文献后，选择了几种较为常用的热中子慢化材料：聚乙烯、D2O和石墨[5, 13]。我们在基准模型中，分别使用这三种材料作为慢化体并对其产生的中子束的参数进行比较，材料的厚度变化范围为10~50 cm，步长为2 cm，慢化体半径设为22 cm，模拟结果如图3所示，可知在10~50 cm的范围内，相同厚度下，D2O作为慢化体材料时的热中子通量Φth最高，且当厚度大于30 cm时，D2O作为慢化体材料时的超热和快中子成分Depi-fast/Φth最低，热中子比例Φth/Φtotal最大，而$ \gamma$成分D${}_\gamma $/Φth虽略高于石墨，但差距不大，且远远小于聚乙烯。故选择D2O作为慢化体材料，厚度为40 cm。

      (2)反射体材料及结构优化

      中子源产生的中子在穿过慢化体时会向各个方向发散，反射体包裹在慢化体和中子源外侧，其作用是“反射中子”，将从慢化体逃逸出的中子反射回慢化体，增加中子利用率，使得出束口处中子通量尽可能高。因此，反射体材料需要在合适的中子能量区间内有较高的弹性散射截面和较低的吸收截面。我们分别选取Teflon、BeO、Al2O3、Pb和Fe作为反射体材料，并改变反射体的径向半径，范围为25~75 cm，步长为5 cm，结果如图4所示。首先，在五种反射体材料中，当BeO作为反射体时，可以得到最高的热中子通量Φth、最低的超热和快中子成分Depi-fast/Φth和最高的热中子比例Φth/Φtotal，$\gamma $成分D${}_\gamma $/Φth也低于Fe、Al2O3和Teflon，故选择BeO作为反射体材料；另外可以看到当径向半径大于45 cm时，反射体径向半径的变化对中子束参数无较大影响，考虑到节约材料并减小BSA尺寸的目的，反射体径向半径定为50 cm。

      (3) $\gamma $屏蔽体材料及结构优化

      在确定了慢化体和反射体的材料和尺寸后，还需要对$\gamma $屏蔽体进行优化设计。在中子慢化过程中会产生一部分$\gamma $射线，因为$\gamma $射线会对正常组织造成不必要的剂量，所以有必要在BSA中设置$\gamma $屏蔽体，降低热中子束中$\gamma $射线的成分。常用屏蔽材料主要有Pb和Bi。我们对这两种材料进行了模拟比较，在模拟时只改变慢化体下方屏蔽体的厚度，而准直器内壁的屏蔽体厚度不做变化，厚度变化范围是5~10 cm，步长为1 cm。结果如图5所示，Bi作为$\gamma $屏蔽体材料时表现出了较高的优势，相较于Pb，Bi的热中子通量Φth更高，超热和快中子成分Depi-fast/Φth、$\gamma $成分D${}_\gamma $/Φth更低，热中子比例(均大于0.9)也满足IAEA的要求，另外，当Bi的厚度在8 cm以上时，四项参数均可以满足IAEA的推荐值。故选择Bi作为$\gamma $屏蔽体材料。在考虑Bi的厚度时，由于热中子通量Φth和$\gamma $成分D${}_\gamma $/Φth随Bi的厚度增加都呈现出下降的趋势，而我们希望前者尽可能高，后者尽可能低，故需做出取舍。当Bi厚度TBi为8~10 cm时，MCNP模拟计算所得的中子束参数如表2所列，热中子通量Φth主要影响治疗时间的长短，通量越高，意味着单位时间内有越多的热中子和10B发生俘获反应，从而产生更高的剂量，而$\gamma $成分D${}_\gamma $/Φth则代表中子束中混杂的$\gamma $射线的成分，其会造成不必要的多余的剂量，综合考虑后我们选择9 cm的Bi作为$\gamma $屏蔽体。

      热中子束参数模拟计算值IAEA推荐值
      TBi=8 cmTBi=9 cmTBi=10 cm
      Φth/(cm–2·s–1)1.90×1091.82×1091.75×109≥1×109
      Φth/Φtotal1.43×10–141.35×10–141.32×10–14≤2×10–13
      Depi-fast/Φth/(Gy·cm2)0.9940.9940.994>0.9
      Dγ/Φth/(Gy·cm2)1.98×10–131.94×10–131.86×10–13≤2×10–13

      综上可得最终的热中子BSA设计方案，使用厚度为40 cm的D2O作为慢化体，径向半径为50 cm的BeO作为反射体，厚度为9 cm的Bi作为$\gamma $屏蔽体，热中子BSA的最终设计结构如图6所示，获得的中子束参数如表3所列，各项参数都达到了IAEA的推荐值，其结果与国际上其他BNCT装置的热中子束参数的比较如表3所列。可以看到，我们的热中子BSA方案所产生的热中子束的热中子通量Φth和热中子比例Φth/Φtotal较高，分别达到了1.82×109和0.994，超热和快中子成分比较低，达到了1.35×10–14，所有参数都满足IAEA报告中热中子束参数的推荐值。由其能谱可知热中子束具有较好的单能性，能量集中于0.03 eV附近。

      热中子束Φth/(cm–2·s–1)Depi-fast/Φth/(Gy·cm2)Φth/ΦtotalD${}_\gamma $/Φth/(Gy·cm2)
      热中子BSA1.82×1091.35×10–140.9941.94×10–13
      医院中子照射器IHNI[5]2.14×1091.70×10–13–9.73×10–14
      意大利INFN(4 MeV质子)[13]1.17±0.003×1098±2×10–160.991.38±0.003×10–13
      IAEA推荐值≥1×109≤2×10–13>0.9≤2×10–13

      另外，与其它热中子束的参数相比，我们的方案所得到的热中子束的热中子通量Φth虽略低于IHNI，但相差较小，并且后者是微型反应堆，相较于加速器BNCT有很多不足之处。意大利INFN的设计虽然可以得到较低的超热和快中子成分Depi-fast/Φth以及$\gamma $成分D${}_\gamma $/Φth，但其热中子通量Φth比较低，并且其使用4 MeV质子束打Be靶的方案，产生的中子能量较高，整形慢化难度更大，需要更高能量的质子束，对质子加速器的性能也拥有更高的要求。

      因此，我们的热中子BSA方案具有较大的优势，对于多终端BNCT装置的热中子束终端的设计和建造具有重要的参考价值和意义。

      • 3.2.   超热中子方案的优化设计

    • 由于超热中子方案与和热中子方案的设计思路基本相同，且主要区别在于BSA中各部分的材料和尺寸，故采用相同的优化方法设计超热中子方案。

      (1)慢化体材料及结构优化

      超热中子BSA所使用的慢化体材料主要有以下几种：AlF3, TiF2, CaF2, Fluental, MgF2和Al等。分别使用以上5种材料作为慢化体，厚度变化范围15~50 cm，步长设置为5 cm，慢化体半径为22 cm，结果如图7所示，可知厚度在15~35 cm的范围内，Fluental、AlF3的超热中子通量Φepith最高，MgF2、TiF2和CaF2略低于前两者，Al最低，故排除Al；另外，在25~35 cm范围内，AlF2、Fluental和MgF2的$\gamma $成分D${}_\gamma $/Φth最低，而TiF2和CaF2有较高的$\gamma $成分D${}_\gamma $/Φth，故排除TiF2和CaF2。考虑到MgF2有最低的快中子成分Dfast/Φepith，而Fluental材料难以获取，AlF3有毒性，故选择MgF2作为慢化体材料，厚度定为35 cm。

      (2)反射体材料及结构优化

      在确定慢化体的材料和尺寸后，分别选用Teflon、Al2O3和Pb作为反射体材料，改变反射体半径，范围为25~70 cm，步长为5 cm，结果如图8所示，可知当半径大于30 cm时，虽然Pb的快中子成分Dfast/Φepith较大，但Pb有最大的超热中子通量Φepith，最小的$\gamma $成分D$ {}_\gamma$/Φepith和热中子比例Φth/Φepith，故选择Pb作为反射体材料，另外，当半径大于45 cm时，各参数的值基本稳定，不随半径增大而变化，故出于节省材料和减小尺寸的目的，反射体半径定为50 cm。

      (3)热中子过滤体

      在确定慢化体和反射体的材料和尺寸后，由于热中子比例Φth/Φepith尚不满足IAEA的推荐值，故需增加热中子过滤体，常用的热中子过滤体材料为Li、B、Gd及它们的氟化物等。在慢化体下方，添加不同厚度的6LiF，厚度TLiF分别设为0.2和0.4 mm，模拟计算所得结果如表4所列，可知厚度为0.4 mm时，热中子比例满足IAEA的推荐值，从而得到了最终的优化结果。

      超热中子束参数模拟计算值IAEA推荐值
      TLiF=0.2 mmTLiF=0.4 mm
      Φepith/(cm–2·s–1)1.32×1091.26×109≥1×109
      Φth/Φepith0.0550.033≤0.05
      Dfast/Φepith/(Gy·cm2)1.77×10–131.77×10–13≤2×10–13
      D${}_\gamma $/Φepith/(Gy·cm2)1.44×10–131.48×10–13≤2×10–13

      综上可得超热中子BSA设计方案，使用厚度为35 cm的MgF2作为慢化体，半径为50 cm的Pb作为反射体，厚度为0.4 mm的6LiF作为热中子过滤体，结构如图9所示，所获得的超热中子束参数均达到了IAEA的推荐值，其结果与国际上同类BNCT装置参数指标的比较如表5所示。可以看到，我们设计的超热中子BSA整形慢化后得到的超热中子束，各项中子束参数均满足IAEA报告中对超热中子束参数的推荐值，超热中子通量Φepith达到了1.26×109，高于表5中所列的其他超热中子束。从整形慢化后能谱可以看出，中子束能量集中于1 keV附近，热中子和快中子比例低。

      超热中子束Φepith/(cm-2·s–1)Dfast/Φepith/(Gy·cm2)Φth/ΦepithD${}_\gamma $/Φepith /(Gy·cm2)
      超热中子BSA1.26×1091.77×10–130.0331.48×10–13
      京都大学[12]1.2×1095.8×10–13–7.8×10–14
      名古屋大学[19]1.05×1092×10–160.0582.19×10–13
      IAEA推荐值≥1×109≤2×10–13<0.05≤2×10–13

      综合来看，我们所设计的超热中子BSA，可以产生高通量、低污染、高前向性的超热中子束，对多终端BNCT的超热中子终端的设计和建造具有重要的参考价值和意义。

      • 3.3.   热中子方案与超热中子方案比较

    • 经优化后热中子和超热中子BSA主要部件的材料，如表6所列，慢化体材料的不同是两种BSA方案的最大区别，热中子方案需要将中子能量降到更低能量的热中子区，故选择D2O作为慢化体。而超热中子方案选择MgF2作为慢化体，原因在于氟的原子质量适中，并且在中子能量小于1 MeV时，氟有较高的非弹性散射截面，可以将快中子快速慢化到200 keV以下。对于反射体材料的选择，热中子方案选用了较高热中子弹性截面的BeO，而超热中子方案则选择有较高超热中子弹性截面的Pb。与热中子方案相比，超热中子方案还需要考虑热中子成分的影响，仅靠改变慢化体厚度很难满足IAEA的要求，故需要增加热中子过滤体(如本文中的6LiF)。而对于$\gamma $屏蔽体的材料，对于热中子和超热中子方案的BSA而言并无明显不同之处，多选择Pb、Bi等材料。

      BSA各组成部分热中子BSA超热中子BSA
      慢化体D2OMgF2
      反射体BeOPb
      热中子过滤体–6LiF
      $\gamma $屏蔽体BiPb

      另外，我们还模拟了热中子和超热中子BSA出口处所产生中子束的能谱，如图10所示。其中，红色虚线分别为0.5 eV和10 keV的能量分界线，将中子能量划分为热中子能区(<0.5 eV)、超热中子能区(0.5 eV~10 keV)和快中子能区(>10 keV)。图10(a)显示，中子能谱曲线峰值在1.2 keV左右，超热中子份额约为90.4%，图10(b)显示，中子能谱曲线峰值在6×10–5 keV左右，热中子份额约为99.4%。由此可知，两种BSA方案在出口处分别产生了较好的超热中子治疗束和热中子治疗束。

    4.   总结和展望

    • 本文利用蒙特卡罗程序MCNP对基于质子加速器产生质子轰击锂靶产生中子的BSA方案进行设计，优化后的热中子和超热中子BSA设计方案可保证出口处的束流参数全部满足IAEA要求，并有足够高的有效中子注量率。优化过程中着重探索了BSA的主要部件结构材料(慢化体，反射体和屏蔽体)尺寸对BSA出口束流品质的影响关系。最终的热中子和超热中子BSA优化设计方案可为基于加速器的多终端硼中子俘获治疗装置的BSA工程方案的重要参考。在后续工作中，还会进一步设计基于加速器的多终端BSA的转换装置，以便于灵活快捷的切换和更换BSA，保证装置安全地运行，更好地发挥多终端装置的优势，这将推动我国基于加速器驱动硼中子俘获治疗技术的发展。

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