Бор-нейтронозахатная терапия в НМИЦ онкологии им. Блохина

В рамках выполнения капитального ремонта помещений здания ФГБУ «НМИЦ онкологии им. Н.Н. Блохина» Минздрава России, расположенного по адресу: г. Москва, Каширское шоссе, дом 23, стр. 4 планируется размещение блока помещений ускорительного источника нейтронов для бор-нейтронозахватной терапии (БНЗТ) с планирующей системой. Проектная документация разработана ООО "Альфапроект". Получено положительное заключение Главгосэкспертизы РФ. 

БНЗТ является разновидностью лучевой терапии, при которой введенный в организм пациента изотоп бор‑10 в большом количестве накапливается в опухоли, которую затем облучают потоком нейтронов. Размещение блока БНЗТ планируется для оказания квалифицированной высокотехнологичной и специализированной медицинской стационарной и амбулаторной медицинской помощи, проведения фундаментальных и прикладных (в том числе клинических) исследований в области онкологии и оказания специализированной помощи пациентам с онкологическими заболеваниями.

Блок БНЗТ размещается в составе действующего отделения радиотерапии на площадях существующего каньона.

Бор-нейтронозахватная терапия является перспективным методом лечения злокачественных опухолей, позволяя избирательное уничтожение клеток злокачественных опухолей путём накопления в них стабильного изотопа бор-10 и последующего облучения нейтронами. Благодаря этому методу происходит уничтожение исключительно раковых клеток без хирургического вмешательства. Эффективность метода доказана, в т. ч. и на неизлечимых формах рака.

Работа методики происходит по следующим этапам:

1. Пациенту вводится препарат Бор-10. Сам препарат не является радиофармацевтическим, но при воздействии на него пучком нейтронов происходит их поглощение.

2. Пациента направляют в процедурную БНЗТ, где производят укладку на процедурный стол.

3.Во время облучения конкретного участка, заранее определенного специалистами во время планирования сценария облучения, происходит поглощение нейтронов атомами бора и дальнейшее выделение энергии альфа-частиц, уничтожение опухолевой клетки.   При этом здоровые клетки получают минимальную дозу радиации.

4. Далее пациент может отправляться домой, т.к. доза радиации , полученная во время облучения не является критическим показателем к изоляции.

При медицинских показаниях данная процедура может повторяться.

Время проведения процедуры при штатном терапевтическом воздействии составляет около 2 часов.

Аппарат БНЗТ разработан ИЯФ СО РАН и представляет собой ускоритель нейтронов мощностью не более до 100 кЭВ. Для получения нейтронов используется реакция 7Li (p, n) 7Be при облучении литиевой мишени пучком протонов из тандемного ускорителя. В ускорителе сначала происходит разгон отрицательных ионов водорода электростатическим полем с разностью потенциалов 1,2 МВ. Положительный электрод представляет собой металлическую фольгу, и при прохождении ионов через неё происходит "обдирка" электронной оболочки и смена знака иона, а получившийся пучок положительных ионов водорода (протонов) повторно ускоряется той же разностью потенциалов. В результате энергия протонов составляет около 2,3 МэВ, при токе до 10 мА. Пучок формируется и отклоняется с помощью электромагнитов, и направляется на специальную мишень из литиевой фольги толщиной 100 мкм на медной подложке, за которой расположены слой фторида магния (замедлитель) толщиной 21 см, окружённый отражателем из углерода, затем фильтры - слой титана 1 см, висмут 0,1 см, полиэтилен с примесью лития 0,1 см, и далее коллиматор, сформированный из углерода. Эти элементы окружены поглотителем - слоем свинца в несколько сантиметров и полиэтилена с примесью лития (до 1,5 см). Мишенный узел снабжён системой водяного охлаждения с замкнутым первичным контуром. Первичный контур заполнен дистиллированной водой и выполнен из нержавеющей стали, для снижения возможного накопления радионуклидов в охлаждающей воде за счёт поглощения нейтронов примесями. Параметры протонного пучка и конструкция мишенного узла оптимизированы по многим параметрам: с целью получения пучка нейтронов требуемой интенсивности с приемлемым спектром (эпитермальные нейтроны), для минимизации образования вредных побочных излучений и остаточной радиоактивности, как в направлении облучаемого пациента и в его теле, так и в других направлениях, а также для достижения технологических и технико-экономических преимуществ при изготовлении, эксплуатации и обслуживании установки. В ходе разработки конструкции и подбора параметров производились подробные спектрометрические, дозиметрические, радиометрические измерения, результаты которых могут быть использованы в качестве исходных данных как для планирования лечебных процедур, так и для расчётов радиационной безопасноcти.