D-T快中子治疗准直屏蔽体设计及中子特性模拟

张宇; 罗鹏; 姚泽恩; 杨巧云; 刘洋

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D-T快中子治疗准直屏蔽体设计及中子特性模拟

低能加速器技术、射线技术及应用 | 更新时间：2021-03-05

- D-T快中子治疗准直屏蔽体设计及中子特性模拟
- The beam-shaping-assembly design and performance simulation of D-T neutron source for fast neutron therapy
- 核技术 2010年33卷第8期
- 作者机构：
  
  1. 兰州大学核科学与技术学院
  2. 兰州大学教育部中子应用技术工程研究中心
- 作者简介：
- 基金信息：
  
  (No.ZX069)
- DOI：
  中图分类号： TH774
- 纸质出版日期：2010-08-01
- 稿件说明：
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[1]张宇,罗鹏,姚泽恩,杨巧云,刘洋.D-T快中子治疗准直屏蔽体设计及中子特性模拟[J].核技术,2010,33(08):580-583.

ZHANG Yu1, 2 LUO Peng1, 2 YAO Zeen1, et al. The beam-shaping-assembly design and performance simulation of D-T neutron source for fast neutron therapy[J]. Nuclear techniques, 2010, 33(8): 580-583.
[1]张宇,罗鹏,姚泽恩,杨巧云,刘洋.D-T快中子治疗准直屏蔽体设计及中子特性模拟[J].核技术,2010,33(08):580-583. DOI：

ZHANG Yu1, 2 LUO Peng1, 2 YAO Zeen1, et al. The beam-shaping-assembly design and performance simulation of D-T neutron source for fast neutron therapy[J]. Nuclear techniques, 2010, 33(8): 580-583. DOI：

摘要

设计了一个用于D-T快中子治疗的准直屏蔽体

通过D-T中子在准直屏蔽体中的MCNP模拟

计算了屏蔽体外透射中子和透射光子在水中的吸收剂量

由此评价了准直屏蔽体的屏蔽效果。利用MCNP程序

模拟了准直中子束及中子束中的γ射线在源皮距（SSD）100cm处的能谱

计算了γ射线与中子束在水中吸收剂量的比值

对准直中子束中γ射线的污染水平进行了评价。完成了准直中子束在人体组织等效水箱中输运的MCNP模拟

给出了吸收剂量深度分布、吸收剂量横向分布和吸收剂量等剂量曲线。

Abstract

A beam-shaping-assembly(BSA) of D-T neutron source for the fast neutron therapy was presented.The shielding effects of the BSA were evaluated by MCNP simulation and the calculation of the absorbed dose in water.The neutron energy spectrum and the gamma energy spectrum from the BSA beam at SSD=100 cm were simulated using MCNP code.The gamma contamination level in the BSA beam was analyzed by comparing the neutron dose and the gamma dose.The simulation of the BSA neutron beam transportation in a water phantom was carried out.The absorbed doses in the water phantom were calculated.Dose distribution along the axis

dose mapping of various depths and iso-dose contour in the water phantom were presented.

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