Boron neutron capture therapy (BNCT) is a binary treatment modality that can selectively irradiate tumor tissue. BNCT uses drugs containing a stable isotope of boron, B-10, that are capable of preferentially accumulating in the tumor, which is then irradiated with thermal neutrons. The interaction of the B-10 with a thermal neutron causes the B-10 nucleus to split, releasing an alpha particle and a lithium nucleus. These products of the boron neutron capture reaction are very damaging to cells but have a path length in tissue of approximately 14 micrometers, or roughly the diameter of one or two cells. Thus, most of the ionizing energy imparted to tissue is localized to B-10-loaded cells.
Since the early 1980s, there have been considerable improvements in boron compounds and neutron beams. More is known now about the radiation biology of BNCT, which has reemerged as a potentially useful method for preferential irradiation of tumors. Clinical trials have been initiated at BNL and MIT, with an improved boron compound and epithermal neutrons.
At this time, nuclear reactors are the only demonstrated satisfactory sources of epithermal neutrons. While some reactors are available and within reach of cancer treatment centers, a question arises as to the feasibility and practicality of placing new epithermal neutron sources in hospitals.
In this thesis, we design a square reactor (that can easily be reconfigured into polygonal reactors as the need arises) with four slab type assemblies to produce two epithermal neutron beams and two thermal neutron beams for use in neutron capture therapy. This square reactor with four large-area faces consists of 1056 $U_3Si-Al$ fuel elements and 36 $B_4C$ control rods.
The proposed facility, based on this square reactor core with a maximum operating power of 300kW, provides an epithermal neutron beam of $3.2 \times 10^9 n_{epi}/cm^2 \cdot s}$ intensity with low contamination by fast neutrons ($＜1.6 \times 10^{-13} Gy \cdot cm^2/n_{epi}$) and gamma rays ($＜1.0 \times 10^{-13}} Gy \cdot cm^2/n_{epi}$) and a thermal neutron beam of $8.9 \times 10^9n_{th}/cm^2 \cdot s$ intensity with low contamination by fast neutrons ($＜1.1 \times 10^{-13} Gy \cdot cm^2/n_{th}$) and gamma rays ($＜1.2 \times 10^{-13} Gy \cdot cm^2/n_{th}$). Both neutron beams are highly forward-directed. Each beam can be turned on and off independently through its individual shutter.
A complete BNCT treatment using the designed epithermal neutron beam would take 14 min under the condition of assuming 12.3 μg $^10B/g$ in the blood. Such exposure times should be sufficiently short to maintain near-optimal target (e.g., $ ^{10}B$, $^{157}Gd$, $^{235}U$) distribution in tumor versus normal tissues throughout the irradiation.
With a low operating power of 300kW, the heat generated in the core can be removed by natural convection through a pool of light water. The proposed design in this study could be constructed for a dedicated clinical BNCT facility that would operate very safely.
보론 중성자 포획 암치료는 방사선에 민감한 암조직 세포를 효과적으로 치료할 수 있는 방법으로 보론($^{10}B$)을 함유한 화합물을 체내에 투여한 후 외부에서 중성자빔을 조사하게 된다. 보론 화합물은 암세포내에서 정상세포보다 상대적으로 농도가 높아야 하며, 보론 중성자 핵반응으로 생겨난 α와 $^7Li$의 투과 깊이가 대략 세포의 직경과 비슷하기 때문에 보론을 함유한 세포가 대부분의 핵반응 에너지를 흡수하게 된다. 즉, 세포단위로 암치료를 할 수 있기 때문에 매우 효과적이다.
1980년대 이후로 보론 화합물과 중성자빔에 주목할 만한 많은 향상이 있었고, BNL과 MIT에서 실제로 임상실험이 행해졌다.
원자로가 현재로서는 유일하게 실증되어진 보론 중성자 포획 암치료를 위한 중성자 발생원으로서 기존의 연구로를 개조하여 사용하고 있다. 그러나, 암치료의 수요가 높아지게 되면 기존의 연구로를 이용하는 방법은 실용성에 많은 어려움이 따르게 된다.
본 논문은 병원에 직접 설치 가능한 저출력의 보론중성자포획 암치료를 위한 원자로 개발에 관한 것으로서 슬랩형 핵연료 집합체를 4개 사용하여 정사각형 노심을 구성하였으며 노심 중앙에 중수탱크를 위치하여 중성자의 외부 유출을 극대화 하였다. 원자로 노심은 1056개의 $U_3Si-Al$ 핵연료로 이루어져 있고, 36개의 $B_4C$로 이루어진 제어봉으로 원자로의 운전을 제어한다. 열외중성자빔 튜브와 열중성자빔 튜브가 각각 2개로 구성되어져 있다.
각각의 중성자빔은 높은 방향성을 가지며(J/φ＞0.8), 열외중성자빔의 중성자속은 $3.2 \times 10^9n_{epi}/cm^2 \cdot s$이고 열외중성자당 고속중성자의 흡수 선량은 $1.6 \times 10$^{-13}Gy \cdot cm^2/n_{epi}$이고 감마선의 흡수 선량은 $＜1.0 \times 10$^{-13}Gy \cdot cm^2/n_{epi}$이다. 열중성자빔의 경우 중성자속은 $8.9 \times 10^9n_{th} /cm^2 \cdot s$이고 열중성자당 고속중성자의 흡수 선량은 $1.1 \times 10^{-13}Gy \cdot cm^2/n_{th}$, 감마선의 흡수 선량은 $＜1.2 \times 10$^{-13}Gy \cdot cm^2/n_{th}$이다.
혈중내에 보론의 농도가 $12.3 \mug ^{10}B/g$인 경우 열외중성자빔의 경우 치료시간이 14분정도가 소요된다. 원자로 노심의 최대출력이 300-kW로서 저출력으로도 보론중성자포획 암치료를 위해 충분한 양의 중성자를 공급할수 있으며, 자연대류에 의한 냉각으로 원자로의 안전성과 경제성이 높으며 병원에 직접 설치가능하다.
