本技术公开了一种加速器中子源混合辐射场量化方法三个步骤:建立加速器中子源计算模型,对加速器中子源模型进行网格剖分,获得所有网格内的核子材料密度,建立加速器中子源网格剖分模型;计算加速器中子源的中光子混合辐射场输运方程;基于建立的加速器中子源网格剖分模型和所述加速器中子源中光子输运方程,完成加速器中子源中光子输运计算,以此获得加速器中子源中光子混合辐射场以及加速器中子源出口位置的超热中子注量率。与现有技术相比,本发明可以快速地获得整体的辐射场以及特点位置的超热中子注量率,以便快速地检验加速器中子源机头出口位置处的超热中子注量率是否符合国际原子能机构关于医用中子的超热中子注量率的标准。
背景技术
硼中子俘获疗法(Boron Neutron Capture Therapy)简称BNCT,是一种肿瘤治疗方法,通过硼-10同位素对中子的高俘获概率来达到治疗肿瘤的目的。该疗法的基本原理是,患者首先会被注射含有硼-10同位素的化合物。然后,患者接受中子束的照射,这些中子会与硼-10发生俘获反应,释放出一个α粒子和一个氦离子,这对肿瘤组织有很高/的局部杀伤作用。由于硼-10同位素对中子的高俘获截面(俘获概率)以及反应产物的高能量释放,BNCT在肿瘤治疗中具有潜在的优势。因为中子束只会与带有硼-10的肿瘤细胞发生作用,相对于周围正常组织,可以实现更加精准的肿瘤治疗,从而减少了对健康组织的损伤。
加速器中子源由于几何设计复杂、材料成分众多,属于典型的大规模中子输运问题,尤其对于加速器中子源的机头出口的超热中子注量率的计算,需满足国际原子能机构的相关标准方可开展癌症患者的中子治疗,为确定加速器中子源的机头出口的混合辐射场数值以及超热中子注量率,需要对加速器中子源的混合辐射场进行量化。现有技术中,对加速器中子源的混合辐射场进行量化最重要的是加速器中子源混合辐射场输运方程的确定,在确定论计算加速器中子源混合辐射场输运方程过程中,需要使用子空间方法的群内输运方程迭代算法,而群内输运方程迭代算法往往迭代计算用时较长,不能满足实际治疗的需要。
实现思路