ES3060524T3 - Neutron dose detection apparatus and neutron capture therapy device - Google Patents

Abstract

La presente invención proporciona un aparato de detección de dosis de neutrones y un dispositivo de terapia de captura de neutrones. El aparato de detección de dosis de neutrones comprende al menos dos canales de tasa de conteo y una unidad de selección de canales de tasa de conteo que se utiliza para seleccionar uno de los canales de tasa de conteo. El canal de tasa de conteo comprende un detector que se utiliza para detectar neutrones y emitir una señal, una unidad de procesamiento de señales que se utiliza para procesar la señal emitida por el detector y un contador que se utiliza para contar la señal emitida por la unidad de procesamiento de señales. (Traducción automática con Google Translate, sin valor legal)

Description

[0001] DESCRIPCIÓN

[0002] Aparato de detección de dosis de neutrones y dispositivo de terapia de captura de neutrones

[0003] Campo técnico

[0004] La invención se refiere al campo de la irradiación con rayos radiactivos y, en particular, a un aparato de detección de dosis de neutrones y a un dispositivo de terapia de captura de neutrones.

[0005] Antecedentes

[0006] Con el desarrollo de la energía atómica, la radioterapia, tal como cobalto sesenta, un acelerador lineal, un haz de electrones o similares, se ha convertido en uno de los principales medios para tratar cánceres. Sin embargo, la terapia tradicional con fotones o electrones está restringida por las condiciones físicas de los propios rayos radiactivos y, por lo tanto, también dañará una gran cantidad de tejidos normales en la trayectoria del haz mientras destruye células tumorales. Asimismo, debido a los diferentes niveles de sensibilidad de las células tumorales a los rayos radiactivos, la radioterapia tradicional a menudo tiene un efecto terapéutico deficiente sobre los tumores malignos (por ejemplo, el glioblastoma multiforme y el melanoma), con radiorresistencia. Con el fin de reducir las lesiones por radiación en los tejidos normales alrededor de los tumores, se aplica a la radioterapia un concepto de terapia dirigida en la quimioterapia. Con respecto a las células tumorales con alta radiorresistencia, ahora también se están desarrollando activamente fuentes de irradiación con alta eficacia biológica relativa (RBE), tales como la terapia de protones, la terapia de partículas pesadas, la terapia de captura de neutrones o similares. En este caso, la terapia de captura de neutrones combina los dos conceptos mencionados anteriormente, por ejemplo, la terapia por captura de neutrones con boro. Mediante la adición específica de fármacos que contienen boro en las células tumorales y la cooperación con un control preciso del haz de neutrones, se proporciona una opción de tratamiento contra el cáncer mejor que los rayos radiactivos tradicionales.

[0007] Durante la terapia por captura de neutrones con boro, la dosis de irradiación aplicada a un paciente debe controlarse con precisión debido a los rayos radiactivos más fuertes del haz de neutrones que realizan la radioterapia sobre el paciente. Sin embargo, cuando se formula un plan de terapia, todavía existen problemas de ajuste inexacto de los parámetros de irradiación preestablecidos, tales como una dosis de irradiación de neutrones, y la detección inexacta de una dosis de irradiación real.

[0008] Además, durante una irradiación real, ocasionalmente se introduce una instrucción por error o se cambian las instrucciones y los parámetros de irradiación relevantes, debido al hecho de que un operario o un médico toca accidentalmente un panel de control por error, de modo que aumenta el riesgo médico.

[0009] El documento US 2003/026374 A1 describe un sistema para medir las emisiones de neutrones de una fuente que comprende: al menos un detector posicionado para recibir las emisiones de neutrones de la fuente, comprendiendo el al menos un detector al menos dos conjuntos de sensores, cada uno con una sensibilidad diferente. El sistema comprende además medios para cambiar automáticamente la sensibilidad del detector a las emisiones de neutrones, lo que cambia automáticamente el tren electrónico para conectarlo a uno diferente de los al menos dos conjuntos de sensores cuando la tasa de recuento de pulsos de salida de los componentes electrónicos supera o cae por debajo de las frecuencias preseleccionadas.

[0010] El documento US 2007/045546 A1 describe un detector de radiación de doble canal. El detector puede integrar continuamente las tasas de radiación medidas para determinar una dosis acumulada mientras cambia automáticamente entre el canal de alta sensibilidad y el canal de frecuencia ancha a medida que cambian las tasas de radiación.

[0011] El documento RU 79 681 U1 describe un detector de centelleo que comprende un sensor que comprende centelleadores fabricados en forma de dos placas con lados de contacto paralelos.

[0012] El documento US 2017/329028 A1 describe un dispositivo de detección térmica de neutrones. La capa de reacción de captura nuclear está laminada en un lado de la capa de centelleo sobre el que inciden los rayos gamma o las partículas cargadas, e incluye primeras regiones celulares y segundas regiones celulares bidimensionalmente, dispuestas de manera dispersa a lo largo de un plano de incidencia del rayo gamma o las partículas cargadas.

[0013] Compendio

[0014] Para resolver los problemas anteriores, en la reivindicación 1 se expone un aparato de detección de dosis de neutrones según la invención. Se proporcionan realizaciones preferidas en las reivindicaciones dependientes.

[0015] Los canales de tasa de recuento incluyen al menos un primer canal de tasa de recuento que incluye un primer detector y un segundo canal de tasa de recuento que incluye un segundo detector, y la sensibilidad del primer detector es diferente de la sensibilidad del segundo detector.

[0016] Un haz de partículas cargadas acelerado por un acelerador experimenta una reacción nuclear con una diana para generar el neutrón, y la unidad de selección del canal de tasa de recuento selecciona el canal de tasa de recuento según la potencia del acelerador, el flujo del haz de neutrones o la distancia entre el detector y una fuente de neutrones.

[0017] Además, el aparato de detección de dosis de neutrones puede incluir además una unidad de conversión configurada para convertir una tasa de recuento registrada por el canal de tasa de recuento que es seleccionada por la unidad de selección de canales de tasa de recuento en una tasa de flujo de neutrones o una tasa de dosificación de neutrones, y una unidad de integración configurada para integrar la tasa de flujo de neutrones o la tasa de dosificación de neutrones para obtener una dosis de neutrones.

[0018] Además, el aparato de detección de dosis de neutrones puede incluir además una pantalla configurada para mostrar la dosis de neutrones.

[0019] Además, el primer canal de tasa de recuento puede incluir una primera unidad de procesamiento de señales configurada para procesar la señal emitida desde el primer detector y un primer contador configurado para contar una señal emitida desde la primera unidad de procesamiento de señales; y el segundo canal de tasa de recuento puede incluir una segunda unidad de procesamiento de señales configurada para procesar la señal emitida desde el segundo detector, y un segundo contador configurado para contar una señal emitida desde la segunda unidad de procesamiento de señales, y el primer detector tiene una primera sensibilidad de detección del neutrón, el segundo detector tiene una segunda sensibilidad para detectar el neutrón, y la primera sensibilidad es menor que la segunda sensibilidad.

[0020] Además, en respuesta a que la potencia real del acelerador sea inferior a la mitad de la potencia máxima, la unidad de selección de canales de tasa de recuento puede seleccionar transmitir una tasa de recuento registrada por el segundo contador del segundo canal de tasa de recuento a la unidad de conversión para el cálculo de la dosis; de lo contrario, la unidad de selección de canales de tasa de recuento puede seleccionar transmitir una tasa de recuento registrada por el primer contador del primer canal de tasa de recuento a la unidad de conversión para el cálculo de la dosis.

[0021] Además, un flujo de neutrones generado cuando el acelerador está a una potencia máxima puede definirse como un flujo de neutrones máximo y, en respuesta a que un flujo de neutrones en tiempo real sea inferior a la mitad del flujo de neutrones máximo, la unidad de selección de canales de tasa de recuento puede seleccionar transmitir una tasa de recuento registrada por el segundo contador del segundo canal de tasa de recuento a la unidad de conversión para el cálculo de la dosis; de lo contrario, la unidad de selección de canales de tasa de recuento puede seleccionar transmitir una tasa de recuento registrada por el primer contador del primer canal de tasa de recuento a la unidad de conversión para el cálculo de la dosis.

[0022] El dispositivo de terapia de captura de neutrones incluye el aparato de detección de dosis de neutrones anterior. Además, el dispositivo de terapia de captura de neutrones puede incluir además un sistema de irradiación con haz de neutrones que incluye un módulo de generación de haces de neutrones configurado para generar un haz de neutrones, y un módulo de ajuste de haz configurado para ajustar el haz de neutrones e incluye un retardador configurado para desacelerar el haz de neutrones y un reflector configurado para guiar un neutrón desviado de vuelta al retardador.

[0023] Breve descripción de los dibujos

[0024] La FIG.1 es un diagrama esquemático de un sistema de irradiación por haz de neutrones de un dispositivo de terapia por captura de neutrones de la invención.

[0025] La FIG.2 es un diagrama esquemático de un cuerpo de conformación de haz de un dispositivo de terapia por captura de neutrones de la invención.

[0026] La FIG.3 es un diagrama esquemático de un sistema de irradiación por haz de neutrones y un sistema de detección de un dispositivo de terapia por captura de neutrones de la invención.

[0027] La FIG. 4 es un diagrama esquemático de un aparato de detección de dosis de neutrones en un ejemplo de un dispositivo de terapia de captura de neutrones, que no forma parte de la invención pero contiene información útil para entender la invención.

[0028] La FIG.5 es un diagrama esquemático de un aparato de detección de dosis de neutrones en una realización de un dispositivo de terapia por captura de neutrones de la invención.

[0029] La FIG. 6 es un diagrama esquemático de un sistema de monitorización de un dispositivo de terapia de captura de neutrones de la invención.

[0030] La FIG.7 es un diagrama esquemático de un sistema de protección contra el uso incorrecto en combinación con una parte de visualización y una parte de entrada de un dispositivo de terapia de captura de neutrones de la invención.

[0031] Descripción detallada

[0032] Con el fin de aclarar los propósitos, las soluciones técnicas y los efectos técnicos de la invención y permitir a los expertos en la materia implementarlos en consecuencia, la invención se describirá con más detalle a continuación en combinación con los dibujos y realizaciones adjuntos.

[0033] En las siguientes descripciones, los términos «primero», «segundo» o similares pueden usarse aquí para describir diversos elementos, pero estos elementos no están limitados por estos términos, y estos términos solo se usan para distinguir los objetos descritos sin ningún orden o significado técnico.

[0034] La radioterapia es un medio común para tratar el cáncer, y la terapia por captura de neutrones de boro (BNCT) es un medio eficaz para tratar los cánceres y se ha utilizado cada vez más en los últimos años. Como se muestra en las FIGS.1 a 7, un dispositivo de terapia de captura de neutrones que irradia un haz de neutrones de una dosis de neutrones preestablecida a un objeto para irradiar, tal como un paciente S, para realizar una BNCT incluye un sistema 1 de irradiación con haz de neutrones, un sistema de detección, un sistema 3 de monitorización, un sistema de corrección y un sistema de protección contra el uso incorrecto. El sistema 1 de irradiación con haz de neutrones está configurado para generar un haz de neutrones adecuado para realizar la terapia de irradiación con neutrones en el paciente S. El sistema de detección está configurado para detectar parámetros de irradiación, tales como una dosis de neutrones, o similares, durante la terapia de irradiación con neutrones. El sistema 3 de monitorización está configurado para controlar todo el proceso de irradiación con haz de neutrones. El sistema de corrección está configurado para corregir una dosis de neutrones preestablecida. El sistema de protección contra el uso incorrecto está configurado para evitar que el personal relacionado introduzca instrucciones e información incorrectas en el sistema 3 de monitorización.

[0035] El BNCT produce dos partículas muy cargadas,<4>He y<7>Li, mediante el uso de una característica de un fármaco que contiene boro (<10>B) que tiene una sección de captura alta para un neutrón térmico, y mediante la captura de neutrones de<10>B(n,α)<7>Li y una reacción de fisión nuclear. Cada una de las dos partículas muy cargadas tiene una energía promedio de aproximadamente 2,33 MeV y tiene características de alta transferencia lineal de energía (LET) y un alcance corto. La LET y el espectro de la partícula de<4>He son de 150 kEv/µm y 8 µm respectivamente, la LET y el espectro de la partícula de<7>Li muy cargadas son de 175 kEv/µm y 5 µm respectivamente, y el espectro total de las dos partículas muy cargadas es aproximadamente equivalente al tamaño de una célula, por lo que el daño por radiación a un organismo puede limitarse al nivel celular. El fármaco que contiene boro se recoge selectivamente en las células tumorales. Una vez que el haz de neutrones entra en el cuerpo del paciente S, experimenta una reacción nuclear con el boro en el cuerpo del paciente S, para producir dos partículas muy cargadas,<4>He y<7>Li, y las dos partículas muy cargadas,<4>He y<7>Li, destruyen localmente las células tumorales sin causar demasiado daño a los tejidos normales.

[0036] Como se muestra en la FIG. 1, el sistema 1 de irradiación con haz de neutrones incluye un módulo 11 de generación de haz de neutrones y un módulo 12 de ajuste de haz configurado para ajustar un haz de neutrones generado por el módulo 11 de generación de haz de neutrones.

[0037] El módulo 11 de generación de haz de neutrones genera el haz de neutrones irradiado al paciente S e incluye un acelerador 111 configurado para acelerar un haz de partículas cargadas, una diana 112 configurada para reaccionar con el haz de partículas cargadas para generar el haz de neutrones y una parte 113 de transporte del haz de partículas cargadas ubicada entre el acelerador 111 y la diana 112 y configurada para transportar el haz de partículas cargadas. La parte 113 de transporte del haz de partículas cargadas transporta el haz de partículas cargadas a la diana 112, y tiene un extremo conectado al acelerador 111 y el otro extremo conectado a la diana 112. Además, la parte 113 de transporte de haz de partículas cargadas está provista de un dispositivo de control de haz, tal como una parte de ajuste de haz (no mostrada), una parte de escaneo de partículas cargadas (no mostrada) o similares. La parte de ajuste de haz controla la dirección de desplazamiento y el diámetro de haz del haz de partículas cargadas. La parte de escaneo de haz de partículas cargadas escanea el haz de partículas cargadas y controla la posición de irradiación por haz de partículas cargadas con respecto a la diana 112.

[0038] El acelerador 111 puede ser un ciclotrón, un sincrotrón, un sincrociclotrón, un acelerador lineal o similares. La diana 112 utilizada habitualmente incluye una diana de litio (Li) y una diana de berilio (Be). El haz de partículas cargadas se acelera hasta una energía suficiente para superar la repulsión de Coulomb de los núcleos de la diana 112 y experimenta una reacción nuclear de<7>Li(p, n)<7>Be con la diana 112 para generar el haz de neutrones. La reacción nuclear habitualmente analizada incluye<7>Li(p, n)<7>Be y<9>Be(p, n)<9>B. Normalmente, la diana 112 incluye una capa diana y una capa antioxidante ubicadas en un lado de la capa diana y configuradas para evitar la oxidación de la capa diana, y la capa antioxidante está hecha de Al o acero inoxidable.

[0039] En las realizaciones descritas en la invención, el acelerador 111 acelera las partículas cargadas para permitirles experimentar una reacción nuclear con la diana 112 para suministrar una fuente de neutrones. En otras realizaciones, la fuente de neutrones puede suministrarse utilizando un reactor nuclear, un generador de neutrones D-T, un generador de neutrones D-D o similares. Sin embargo, independientemente de si la fuente de neutrones se suministra acelerando las partículas cargadas para permitir que se sometan a la reacción nuclear con la diana 112, como se describe en la invención, o si la fuente de neutrones es suministrada por el reactor nuclear, el generador de neutrones D-T, el generador de neutrones D-D o similares, se genera un campo de irradiación mixto, es decir, el haz generado incluye un haz de neutrones de alta velocidad, un haz de neutrones epitérmicos, un haz de neutrones térmicos y rayos gamma. Durante la BNCT, cuanto mayor sea el contenido del resto de los rayos de irradiación (denominados colectivamente contaminación de rayos de irradiación), excepto en el caso del neutrón epitérmico, mayor será la proporción de deposición de dosis no selectiva en los tejidos normales, por tanto la radiación que provoca una deposición de dosis innecesaria puede minimizarse.

[0040] El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) ha recomendado cinco factores de calidad del haz en aire para la fuente de neutrones utilizada por la BNCT clínica. Las cinco recomendaciones pueden comparar las ventajas y desventajas de las diferentes fuentes de neutrones y servir de referencia para seleccionar una vía de generación de neutrones y diseñar un cuerpo 121 de conformación de haz. Las cinco recomendaciones son las siguientes:

[0041] Flujo de neutrones epitérmicos >1 × 10<9>n/cm<2>s

[0042] Contaminación por neutrones rápidos <2 × 10<-13>Gy-cm<2>/n

[0043] Contaminación fotónica <2 × 10<-13>Gy-cm<2>/n

[0044] Relación de flujo de neutrones térmicos a epitérmicos <0,05

[0045] Relación entre la corriente de neutrones epitérmicos y el flujo >0,7 Nota: un neutrón epitérmico tiene una región de energía entre 0,5 eV y 40 keV, un neutrón térmico tiene una región de energía menor que 0,5 eV y un neutrón rápido tiene una región de energía mayor que 40 keV. Como se muestra en combinación con la FIG. 2 y la FIG. 3, el módulo 12 de ajuste de haz está configurado para ajustar rayos de irradiación mixtos generados en el módulo 11 de generación de haz de neutrones, a fin de minimizar la contaminación del rayo de irradiación que finalmente se irradia al paciente S y enfocar un neutrón epitérmico para tratar al paciente S en una parte del paciente S que necesita ser irradiada. El módulo 12 de ajuste de haz incluye el cuerpo 121 de conformación de haz configurado para desacelerar y proteger el haz de neutrones y un colimador 122 configurado para enfocar el neutrón epitérmico hacia el parte del paciente S que necesita ser irradiada. De manera específica, el cuerpo 121 de conformación de haz incluye un retardador 1211 configurado para desacelerar el haz de neutrones generado desde la diana 112 hasta una región de energía del neutrón epitérmico, un reflector 1212 configurado para guiar un neutrón desviado de vuelta al retardador 1211 para aumentar la intensidad del haz del neutrón epitérmico, un absorbedor 1213 de neutrones térmicos configurado para absorber un neutrón térmi

[0046] normales superficiales durante la terapia, y un escudo 1214 de radiación configurado para proteger frente a neutrones y fotones filtrados para reducir la deposición de dosis en tejidos normales en una región no irradiada. En otras realizaciones, el absorbedor de neutrones térmicos puede no estar incluido, sino que el neutrón térmico es absorbido por sustancias contenidas en el retardador o el reflector, o puede entenderse que el retardador y el absorbedor de neutrones térmicos se proporcionan integralmente. En otras realizaciones, el escudo de radiación puede no estar incluido, en su lugar, el escudo de radiación puede estar hecho del mismo material que el reflector, o se puede entender que el reflector y el escudo de radiación se proporcionan integralmente. El retardador 1211 puede formarse apilando múltiples materiales diferentes. El material del retardador 1211 se selecciona según factores, tales como la energía del haz de partículas cargadas, o similares. Por ejemplo, cuando la energía de un haz de protones del acelerador 111 es de 30 MeV y se utiliza la diana de Be, el material del retardador 1211 es plomo (Pb), hierro, aluminio (Al) o fluoruro de calcio. Cuando la energía del haz de protones del acelerador 111 es de 11 MeV y se utiliza la diana de Be, el material del retardador 1211 es agua pesada (D<2>O), fluoruro de plomo o similares. Como realización preferida, el retardador 1211 se forma mezclando MgF<2>y LiF, que es el 4,6 % del MgF<2>en porcentaje en peso, el reflector 1212 está hecho de Pb y el absorbedor 1213 de neutrones térmicos está hecho de<6>Li. El escudo de radiación 1214 incluye un escudo de fotones y un escudo de neutrones. Aquí, el escudo de fotones está hecho de Pb y el escudo de neutrones está hecho de polietileno (PE). El retardador 1211 puede formarse en una forma bicónica como se describe en la FIG. 2 o una forma cilíndrica como se describe en la FIG. 3. El reflector 1212 está dispuesto alrededor del retardador 1211 y tiene una forma que cambia de forma adaptativa según la forma del retardador 1211. Continuando con la referencia a la FIG.3, el sistema de detección incluye un aparato 21 de detección de dosis de neutrones configurado para detectar la dosis de neutrones del haz de neutrones en tiempo real, un aparato 22 de detección de temperatura configurado para detectar la temperatura de la diana 112, un aparato 23 de detección de desplazamiento configurado para detectar si el paciente S genera desplazamiento durante la terapia y un dispositivo de detección de concentración de boro (no mostrado) configurado para detectar la concentración de boro en el cuerpo del paciente S.

[0047] Como se muestra en combinación con la FIG. 4, el aparato 21 de detección de dosis de neutrones incluye un detector 211 configurado para recibir el neutrón y emitir una señal, una unidad 212 de procesamiento de señal configurada para procesar la señal emitida por el detector 211, un contador 213 configurado para contar una señal emitida desde la unidad 212 de procesamiento de señal para obtener una tasa de recuento, una unidad 214 de conversión configurada para convertir la tasa de recuento registrada por el contador 213 en una tasa de flujo de neutrones o una tasa de dosis de neutrones, una unidad 215 de integración configurada para integrar la tasa de flujo de neutrones o la tasa de dosis de neutrones para obtener la dosis de neutrones, y un visualizador 218 configurado para mostrar la dosis de neutrones. El detector 211, la unidad 212 de procesamiento de señal y el contador 213 forman un canal 20 de tasa de recuento.

[0048] El detector 211 puede colocarse en el cuerpo 121 de conformación de haz, también puede colocarse en el colimador 122, o también puede disponerse en cualquier posición adyacente al cuerpo 121 de conformación de haz, siempre que la posición en la que se encuentra el detector 211 pueda configurarse para detectar la dosis de neutrones del haz de neutrones.

[0049] El detector 211 capaz de detectar la dosis de neutrones del haz de neutrones en tiempo real está provisto de una cámara de ionización y un detector de centelleo. En este caso, un contador proporcional de He-3, un contador proporcional de BF<3>, una cámara de fisión y una cámara de ionización de boro utilizan una estructura de la cámara de ionización como sustrato, y el detector de centelleo contiene un material orgánico o un material inorgánico. Cuando se detecta el neutrón térmico, el detector de centelleo normalmente añade un elemento con alta sección de captura de neutrones térmicos, tal como Li, o B o similares. Un determinado elemento en dos tipos de detectores captura el neutrón que entra en el detector o experimenta la reacción de fisión nuclear con el neutrón que entra en el detector para liberar partículas muy cargadas y fragmentos de fisión nuclear, que generan una gran cantidad de pares de ionización en la cámara de ionización o el detector de centelleo, y estas cargas se recogen y forman una señal eléctrica. La unidad 212 de procesamiento de señal realiza un procesamiento de reducción, conversión y separación de ruido sobre la señal eléctrica, y la señal eléctrica se convierte en una señal de pulso. Una señal de pulso de neutrones y una señal de pulso γ se distinguen analizando la magnitud de un pulso de tensión. La señal de pulso de neutrones separada es registrada continuamente por el contador 213 para obtener la tasa de recuento (n/s) del neutrón. La unidad 214 de conversión calcula y convierte la tasa de recuento mediante software, programas internos o similares, para obtener la tasa de flujo de neutrones (cm<-2>s<-1>), y además calcula y convierte la tasa de flujo de neutrones para obtener la tasa de dosis de neutrones (Gy/s). Finalmente, la parte de integración integra la tasa de dosificación de neutrones para obtener la dosis de neutrones en tiempo real.

[0050] A continuación se hace una breve introducción a modo de ejemplo de la cámara de fisión, el detector de centelleo y el detector de BF<3>.

[0051] Cuando el haz de neutrones pasa a través de la cámara de fisión, se disocia con moléculas de gas dentro de la cámara de fisión o de una pared de la cámara de fisión para generar un electrón y un ion con carga positiva, que se denominan el par de iones como se ha descrito anteriormente. Debido a la alta tensión de un campo eléctrico aplicado en la cámara de fisión, el electrón se mueve hacia un cable de ánodo central y el ion con carga positiva se mueve hacia la pared de cátodo circundante, de modo que se genera una señal eléctrica medible.

[0052] Las sustancias, tales como una fibra óptica o similares, en el detector de centelleo absorben energía y luego generan luz visible, que usa radiación ionizante para excitar un electrón en un cristal o molécula hasta un estado excitado. La fluorescencia emitida cuando el electrón vuelve a un estado fundamental se recoge y a continuación sirve como detección del haz de neutrones. La luz visible emitida por la acción del detector de centelleo y el haz de neutrones se convierte en una señal eléctrica mediante el uso de un tubo fotomultiplicador, para ser emitida.

[0053] El detector de BF<3>se coloca en el cuerpo 121 de conformación de haz y está configurado para recibir irradiación por haz de neutrones, un elemento B del detector de BF<3>experimenta una reacción nuclear de<10>B(n, alfa)<7>Li con el neutrón, y las partículas alfa generadas por la reacción nuclear y las partículas eléctricas de<7>Li son recogidas por un electrodo de alta tensión al accionar la tensión, para generar una señal eléctrica. La señal eléctrica se transmite a la unidad 212 de procesamiento de señal a través de un cable coaxial, para ser sometida a amplificación, filtrado y conformación de la señal, a fin de formar una señal de pulso. La señal de pulso procesada se transmite al contador 213, para contar los pulsos en el mismo, a fin de obtener la tasa de recuento (n/s) a través de la cual se puede medir la intensidad del haz de neutrones, es decir, la dosis de neutrones, en tiempo real.

[0055] El aparato 22 de detección de temperatura es un termopar, y dos conductores con diferentes componentes (denominados cables de termopar o electrodos calientes), están conectados en ambos extremos para formar un bucle. Cuando la temperatura del punto de conexión es diferente, se puede generar una fuerza electromotriz en el bucle. Este fenómeno se denomina efecto termoeléctrico y la fuerza electromotriz se denomina potencial termoeléctrico. El termopar realiza la medición de temperatura utilizando este principio, del cual un extremo configurado directamente para medir la temperatura de un medio se denomina extremo de trabajo (también conocido como extremo de medición), y el otro extremo se denomina extremo frío (también conocido como extremo de compensación). El extremo frío está conectado a un instrumento visualizador o a un instrumento variado, y el instrumento visualizador puede indicar el potencial termoeléctrico generado por el termopar. Por supuesto, como saben los expertos en la técnica, el aparato 22 de detección de temperatura también puede ser cualquier detector 211 capaz de detectar la temperatura, tal como un termómetro de resistencia o similar.

[0056] El aparato 23 de detección de desplazamiento es un detector de señal infrarroja, y el detector de infrarrojos funciona detectando rayos infrarrojos emitidos por un cuerpo humano. El detector de infrarrojos recoge la radiación infrarroja del exterior y, a continuación, recoge la radiación infrarroja en un sensor de infrarrojos. El sensor de infrarrojos suele utilizar un elemento piroeléctrico, que libera cargas al exterior cuando cambia la temperatura de la radiación infrarroja, y se genera una alarma tras detectar y procesar las cargas. El detector 211 tiene como objetivo detectar radiación del cuerpo humano. Por tanto, un elemento sensible a la radiación debe ser muy sensible a la radiación infrarroja con una longitud de onda de aproximadamente 10 µm. Por supuesto, los expertos en la técnica saben bien que el aparato 23 de detección de desplazamiento puede ser cualquier aparato de detección adecuado para detectar cambio de desplazamiento de un objeto para irradiar, tal como un sensor de desplazamiento. El sensor de desplazamiento determina si el objeto para irradiar se mueve, según el cambio de desplazamiento del objeto para irradiar con respecto a un determinado objeto de referencia. Los expertos en la técnica también saben que el aparato 23 de detección de desplazamiento no solo puede configurarse para detectar el cambio de desplazamiento del objeto para irradiar, sino que también puede configurarse para detectar cambio de desplazamiento de un miembro de soporte y/o una mesa de tratamiento que fija el objeto para irradiar, conociendo de este modo indirectamente el cambio de desplazamiento del objeto para irradiar.

[0058] Durante la terapia de irradiación por haz de neutrones para el paciente S, se administra boro de forma continua al paciente S según sea necesario. La concentración de boro puede detectarse mediante una espectroscopia de plasma acoplada inductivamente, una autorradiografía α de alta resolución, una espectroscopia de iones cargados, una cámara de captura de neutrones, una toma de imágenes por resonancia magnética nuclear y una imagen por resonancia magnética, una tomografía por emisión de electrones positivos, una espectroscopia inmediata de rayos γ o similares, y un dispositivo involucrado en el método de detección anterior se denomina dispositivo de detección de concentración de boro.

[0060] La invención se describe mediante un ejemplo de calcular la concentración de boro en el cuerpo del paciente S mediante la detección de los rayos γ liberados por el paciente S. El haz de neutrones entra en el cuerpo del paciente y reacciona con el boro para generar rayos γ. Al medir la cantidad de rayos γ, se puede calcular la cantidad de boro que reacciona con el haz de neutrones, calculando de este modo la concentración de boro en el cuerpo del paciente S. El aparato de detección de la concentración de boro está configurado para medir la concentración de boro en el cuerpo del paciente S en tiempo real cuando el sistema 1 de irradiación por haz de neutrones realiza la terapia de irradiación por haz de neutrones sobre el paciente S.

[0062] El aparato de detección de la concentración de boro detecta los rayos γ (478 keV) generados por la reacción entre el neutrón y el boro, para medir la concentración de boro, y como aparato de detección de concentración de boro se utiliza un sistema de medición de distribución de boro (PG (Prompt-gamma)-SPECT) capaz de medir un rayo γ de energía única para medir la distribución de la concentración de boro. El aparato de detección de la concentración de boro incluye una parte de detección de rayos γ y una parte de cálculo de la concentración de boro. La parte de detección de rayos γ detecta información relacionada con los rayos γ emitidos por el cuerpo del paciente S, y la parte de cálculo de la concentración de boro calcula la concentración de boro en el cuerpo del paciente S según la información relacionada con los rayos γ detectada por la parte de detección de rayos γ. La parte de detección de rayos γ puede utilizar el centelleador y diversos otros dispositivos de detección de rayos γ. En la implementación, la parte de detección de rayos γ está dispuesta en la proximidad de un tumor del paciente S, por ejemplo, en una posición a unos 30 cm del tumor del paciente S.

[0064] El detector 211 del aparato 21 de detección de dosis de neutrones anterior, configurado para detectar la dosis de neutrones del haz de neutrones, pertenece a un detector de pulsos, y el intervalo de tiempo más corto entre dos neutrones incidentes consecutivos distinguidos por el detector 211 se define como un tiempo de resolución de pulsos τ(s). Es posible que el detector 211 no registre otros neutrones incidentes con precisión dentro del tiempo τ después de que un neutrón sea incidente sobre el detector 211, por lo tanto también se denomina tiempo muerto.

[0066] La sensibilidad del detector 211 que detecta el neutrón es una relación entre la salida total del detector 211 y una entrada total correspondiente. Para el detector 211 del aparato 21 de detección de dosis de neutrones ejemplificado en la invención, su cantidad física de entrada es el haz de neutrones, y su cantidad física de salida es normalmente una señal óptica o una señal eléctrica. Cuanto mayor sea la relación entre la salida total y la entrada total correspondiente, mayor será la sensibilidad del detector 211 que detecta el neutrón. Cuanto mayor sea la sensibilidad de detección del neutrón, menor será el tiempo de resolución τ del pulso correspondiente al detector 211. Normalmente, para reducir un error estadístico, el detector 211 con alta sensibilidad de detección del neutrón detecta un haz de bajo flujo, y el detector 211 con baja sensibilidad de detección del neutrón detecta un haz de alto flujo.

[0068] Las diferentes realizaciones se describen en detalle a continuación. Para mayor simplicidad, el mismo componente tiene el mismo identificador digital en diferentes realizaciones, y los componentes similares se distinguen por el mismo identificador digital más " ' " o " " " en diferentes realizaciones.

[0070] En el ejemplo descrito en la FIG.4, el aparato 21 de detección de dosis de neutrones solo está provisto de un canal 20 de tasa de recuento. Para detectar con precisión las dosis de neutrones de los haces de neutrones de diferentes flujos, en la realización descrita en la FIG. 5, el aparato 21' de detección de dosis de neutrones incluye al menos dos canales 20' de tasa de recuento. El detector 211' de cada canal 20' de tasa de recuento tiene una sensibilidad diferente para detectar el neutrón. Además, el aparato 21' de detección de dosis de neutrones incluye también una unidad 216 de selección de canal de tasa de recuento configurada para seleccionar un canal 20' de tasa de recuento adecuado según la potencia actual del acelerador 111 o un flujo de haz de neutrones. De manera específica, en la realización, el aparato 21' de detección de dosis de neutrones incluye al menos dos canales 20' de tasa de recuento , una unidad 216 de selección de canal de tasa de recuento configurada para seleccionar un canal 20' de tasa de recuento adecuado de entre los al menos dos canales 20' de tasa de recuento, una unidad 214 de conversión configurada para convertir una tasa de recuento registrada por el canal 20' de tasa de recuento seleccionado por la unidad 216 de selección de canal de tasa de recuento en la tasa de flujo de neutrones o la tasa de dosis de neutrones, y una unidad 215 de integración configurada para integrar la tasa de flujo de neutrones o la tasa de dosis de neutrones para obtener la dosis de neutrones.

[0072] Los dos canales 20' de tasa de recuento se denominan primer canal 201 de tasa de recuento y un segundo canal 202 de tasa de recuento, respectivamente. El primer canal 201 de tasa de recuento incluye un primer detector 2011 configurado para recibir el neutrón y emitir una señal, una primera unidad 2012 de procesamiento de señal configurada para procesar la señal emitida desde el primer detector 2011, y un primer contador 2013 configurado para contar una señal emitida desde la primera unidad 2012 de procesamiento de señal. El segundo canal 202 de tasa de recuento incluye un segundo detector 2021 configurado para recibir el neutrón y emitir una señal, una segunda unidad 2022 de procesamiento de señal configurada para procesar la señal emitida desde el segundo detector 2021 y un segundo contador 2023 configurado para contar una señal emitida desde la segunda unidad 2022 de procesamiento de señal. La unidad 216 de selección de canal de tasa de recuento selecciona un canal 20 de tasa de recuento adecuado según la potencia actual del acelerador 111 o un flujo de haz de neutrones. La unidad 214 de conversión convierte una tasa de recuento registrada por el canal 20 de tasa de recuento seleccionado por la unidad 216 de selección de canales de tasa de recuento en la tasa de flujo de neutrones o la tasa de dosificación de neutrones. La unidad 215 de integración integra la tasa de flujo de neutrones o la tasa de dosis de neutrones para obtener la dosis de neutrones.

[0074] Normalmente, un flujo de neutrones que puede generarse cuando el acelerador 111 está a una potencia máxima se define como un flujo de neutrones máximo. Cuando un flujo de neutrones en tiempo real detectado es menor que la mitad del flujo de neutrones máximo, se considera un flujo de neutrones pequeño. Cuando el flujo de neutrones en tiempo real detectado es mayor que o igual a la mitad del flujo de neutrones máximo, se considera un flujo de neutrones grande.

[0076] La sensibilidad del primer detector 2011 que detecta el neutrón es una primera sensibilidad, la sensibilidad del segundo detector 2021 que detecta el neutrón es una segunda sensibilidad y la primera sensibilidad es menor que la segunda sensibilidad. De manera específica, el primer detector 2011 está envuelto con una gran cantidad de materiales absorbentes de neutrones, tales como B<4>C, Cd, o está lleno de un gas de trabajo a baja presión, o está diseñado para ser de tamaño pequeño, lo cual reduce la sensibilidad de detección del neutrón. Cuando el flujo de neutrones es grande, el primer detector 2011 se usa para la detección, de modo que se puede reducir la pérdida de tasa de recuento provocada por el tiempo de resolución del pulso. En comparación con el primer detector 2011, el segundo detector 2021 está envuelto con una pequeña cantidad de materiales absorbentes de neutrones, o no está envuelto con ningún material, o está lleno de un gas de trabajo a alta presión, o está diseñado para ser de gran tamaño, de modo que la segunda sensibilidad es mayor que la primera sensibilidad. Cuando el flujo de neutrones es pequeño, el segundo detector 2021 se usa para la detección, de modo que se puede reducir el error estadístico de una tasa de recuento causado por una tasa de recuento baja.

[0077] Por consiguiente, la sensibilidad del primer canal 201 de tasa de recuento que detecta el neutrón es menor que la sensibilidad del segundo canal 202 de tasa de recuento que detecta el neutrón. Una unidad de selección de tasa de recuento selecciona un canal 20' de tasa de recuento adecuado según la potencia actual del acelerador 111 o un flujo de neutrones. Por ejemplo, en el caso donde la intensidad de haz máxima del acelerador 111 sea de 10 mA, cuando la intensidad de haz del acelerador 111 es mayor de 5 mA, se selecciona una tasa de recuento registrada por el primer contador 2013 del primer canal 201 de tasa de recuento con la primera sensibilidad para transmitirla a la unidad 214 de conversión para el cálculo de la dosis; y cuando la intensidad de haz del acelerador 111 es menor de 5 mA, una tasa de recuento registrada por el segundo contador 2023 del segundo canal 202 de tasa de recuento con la segunda sensibilidad se selecciona para que sea transmitida a la unidad 214 de conversión para el cálculo de la dosis. La unidad de selección de tasa de recuento selecciona una tasa de recuento más precisa para transmitirla a la unidad 214 de conversión para el cálculo de la dosis, obteniendo de este modo una dosis de irradiación de neutrones precisa.

[0078] El aparato 21 de detección de dosis de neutrones está provisto de al menos dos canales de tasa de recuento con diferentes sensibilidades de detección del neutrón, es decir, el primer canal 201 de tasa de recuento y el segundo canal 202 de tasa de recuento, y la unidad 216 de selección de canal de tasa de recuento selecciona una tasa de recuento más precisa según una situación real, para calcular la dosis de neutrones, de modo que se pueda reducir el error de pérdida de tasa de recuento provocado por el tiempo de resolución de pulso. Al mismo tiempo, se considera un error estadístico causado por una tasa de recuento baja, de modo que se mejora la precisión de la detección de la dosis de neutrones en tiempo real, mejorando de este modo la precisión de la dosis de neutrones del haz de neutrones irradiado al paciente S.

[0079] En otras implementaciones, los canales 20 y 20' de tasa de recuento pueden configurarse para ser cualquier número de canales de tasa de recuento, según sea necesario.

[0080] Además, en las implementaciones ejemplificadas anteriormente, el canal 20 de tasa de recuento se selecciona según la potencia del acelerador 111, el flujo de neutrones o similares. En otras implementaciones, el canal 20' de tasa de recuento puede seleccionarse según una distancia entre el detector 211 y la fuente de neutrones. Por ejemplo, cuando el detector 211 está dispuesto en una posición cercana a la fuente de neutrones, se selecciona el segundo canal 202 de tasa de recuento con la segunda sensibilidad; y cuando el detector 211 está dispuesto en una posición alejada de la fuente de neutrones, se selecciona el primer canal 201 de tasa de recuento con la primera sensibilidad.

[0081] El detector 211 del aparato 21 de detección de dosis de neutrones anterior pertenece a un detector de pulsos. Habitualmente, el detector de pulsos tiene un problema de resolución de tiempo. Un neutrón incidente reacciona con el detector 211 para generar un pulso de señal, que puede ir seguido de un intervalo de tiempo de τ. Todos los demás pulsos de señal generados dentro del intervalo de tiempo pueden considerarse el mismo pulso de señal por el detector 211. En este caso, siempre que el intervalo de tiempo entre dos pulsos de señal sea menor que τ, es posible que no se registre el segundo pulso. Por tanto, la tasa de recuento registrada por el contador 213 tiene una desviación y es necesario corregirla. La unidad 214 de conversión obtiene una tasa de flujo de neutrones y una tasa de dosis de neutrones Dt (Gy/s) precisas en tiempo real según la tasa de recuento corregida C<k>en combinación con el factor de conversión de dosis.

[0082] Como se muestra en combinación con la FIG. 4 y la FIG. 5 nuevamente, además, el aparato 21 de detección de dosis de neutrones incluye además una unidad 217 de corrección de tasa de recuento configurada para corregir la tasa de recuento. La unidad 217 de corrección de tasa de recuento incluye una parte de cálculo de corrección de tasa de recuento, una parte de cálculo de factor de corrección de tasa de recuento y una parte de cálculo de tiempo de resolución de pulsos.

[0083] La parte de cálculo de corrección de tasa de recuento calcula la tasa de recuento corregida C<k>mediante una fórmula (1-1):

[0084] C<k>= K ⋅ C<t>(1-1)

[0085] donde K es un factor de corrección de tasa de recuento; y

[0086] Ct es una tasa de recuento en tiempo real registrada por el contador 213.

[0087] La parte de cálculo de factor de corrección de tasa de recuento calcula el factor de corrección de la tasa de recuento K mediante una fórmula (1-2):

[0088] K =<n>

[0089] m (1-2)

[0090] donde n es el número de pulsos registrados por el contador 213 por unidad de tiempo, es decir, la tasa de recuento en tiempo real (n/s) por unidad de tiempo; y

[0091] m es el número de pulsos de señal realmente generados dentro del detector 211 por unidad de tiempo, es decir, el número de neutrones (n/s) que reaccionan con el detector 211 por unidad de tiempo.

[0092] Cuando el número de neutrones que entran en el detector 211 para reaccionar por unidad de tiempo es m, y el número de pulsos realmente registrados por el contador 213 por unidad de tiempo es n, el tiempo en el que un tubo de contador puede no funcionar es nτ, y el número total de neutrones que entran en el tubo de contador en este momento y no pueden registrarse es mnτ, es decir, el recuento perdido es m-n, y se obtiene una fórmula (1-3) mediante derivación:

[0095]

[0097] La fórmula (1-3) se sustituye en la fórmula (1-2) para obtener una fórmula (1-4):

[0100]

[0102] A partir de la fórmula anterior, se puede saber que cuando se conoce el tiempo de resolución τ del pulso, el factor de corrección de la tasa de recuento puede calcularse mediante la combinación del número de pulsos registrados por el contador 213 y la fórmula (1-4), y el factor de corrección de la tasa de recuento puede sustituirse en la fórmula (1-1) para calcular la velocidad de recuento corregida.

[0103] Los métodos de cálculo del tiempo de resolución de pulsos convencionales incluyen un método de doble fuente y un método de potencia de reactor. Los dos métodos requieren dos fuentes o reactores de neutrones naturales para calcularlos y tienen un coste relativamente alto. Las realizaciones de la invención calculan el tiempo de resolución de pulso basándose en el sistema de monitorización del dispositivo de terapia por captura de neutrones, que hace un uso completo de los dispositivos y recursos existentes para reducir los costes.

[0104] De manera específica, en primer lugar, el acelerador 111 funciona en un estado de flujo bajo y, en este momento, el flujo de haz de neutrones es un primer flujo de haz de neutrones I<1>, y la tasa de recuento registrada por el contador 213 es C<1>. Teóricamente, debido al estado de bajo flujo, el detector 211 no se ve afectado por el tiempo de resolución de pulso y hay pulsos de señal que pueden no registrarse. A continuación, el acelerador 111 funciona hasta un estado de flujo alto y, en este momento, el flujo de haz de neutrones es un segundo flujo de haz de neutrones I<2>, y la tasa de recuento registrada por el contador 213 es C<2>. En este momento, la tasa de recuento se ve afectada por el tiempo de resolución del pulso, de modo que una parte de los pulsos de la señal no se registra, y la parte de cálculo del tiempo de resolución del pulso calcula el tiempo de resolución del pulso τ mediante la fórmula (1-5):

[0107]

[0109] Cuando la posición del detector 211 no cambia, no es necesario calcular siempre el tiempo de resolución de pulso durante el funcionamiento del dispositivo. Sin embargo, después de que el detector 211 funcione durante un tiempo prolongado, los parámetros de rendimiento del detector 211 pueden cambiar para provocar un cambio en el tiempo de resolución de pulso, por tanto se requiere que el tiempo de resolución del pulso se calcule periódicamente.

[0110] La parte 217 de corrección de tasa de recuento puede calcular el tiempo de resolución de pulso del detector 211 y puede calcular el factor de corrección de tasa de recuento según el tiempo de resolución de pulso, de modo que se corrija un error de tasa de recuento provocado por el tiempo de resolución de pulso, se mejore aún más la precisión de la detección de la dosis de neutrones en tiempo real y se mejore aún más la precisión de la dosis de neutrones del haz de neutrones irradiado al paciente S.

[0111] Antes de la terapia de irradiación, la dosis total de neutrones que se administrará al paciente S, la tasa de flujo de neutrones o la tasa o corriente de dosis de neutrones durante la irradiación, y el tiempo de irradiación requerido, el ángulo de irradiación y otros parámetros de irradiación durante la irradiación se obtienen mediante simulación, cálculo o similares. Por conveniencia de la descripción, los parámetros anteriores se denominan de forma colectiva parámetros de irradiación preestablecidos. En otras realizaciones, una parte o más de los parámetros no mencionados, que incluyen los parámetros anteriores, pueden entenderse como los parámetros de irradiación preestablecidos, denominados dosis de neutrones preestablecida (Gy), una tasa de flujo de neutrones preestablecida (cm<-2>s<-1>), tasa de dosis de neutrones preestablecida (Gy s<-1>), una corriente preestablecida (A), un tiempo (s) de irradiación preestablecido o similares, respectivamente. Durante la irradiación, debido al cambio de algunos factores, se requiere que los parámetros de irradiación se ajusten periódicamente según los parámetros relevantes detectados por el sistema de detección. El parámetro de irradiación detectado por el sistema de detección se denomina parámetro de irradiación en tiempo real, y el parámetro de irradiación ajustado se denomina parámetro de irradiación corregido. El parámetro de irradiación ajustado puede ser el parámetro de irradiación preestablecido o el parámetro de irradiación corregido.

[0112] Como se muestra haciendo referencia a la FIG. 6, el sistema 3 de monitorización incluye una parte 31 de entrada configurada para introducir los parámetros de irradiación preestablecidos, una parte 32 de almacenamiento configurada para almacenar los parámetros de irradiación, una parte 33 de control configurada para realizar un plan de terapia según los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento, una parte 34 de lectura configurada para leer los parámetros de irradiación en tiempo real detectados por el sistema de detección, una parte 35 de cálculo configurada para calcular los parámetros de irradiación en tiempo real y los parámetros de irradiación preestablecidos/los parámetros de irradiación corregidos almacenados en la parte 32 de almacenamiento, una parte 36 de determinación configurada para determinar, según un resultado de cálculo de la parte 35 de cálculo, si es necesario corregir los parámetros de irradiación, una parte 37 de corrección configurada para corregir una parte de los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento cuando la parte 36 de determinación determina que es necesario corregir los parámetros de irradiación, y una parte 38 de visualización configurada para mostrar el tiempo de irradiación restante o el tiempo de irradiación restante y otros parámetros de irradiación en tiempo real.

[0113] Antes de corregir los parámetros de irradiación preestablecidos, los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento son los parámetros de irradiación preestablecidos, los parámetros de irradiación corregidos por la parte 37 de corrección son también los parámetros de irradiación preestablecidos, el tiempo de irradiación restante mostrado por la parte 38 de visualización es una diferencia entre el tiempo de irradiación preestablecido y un tiempo de irradiación en tiempo real, y el tiempo de irradiación mostrado por la parte 38 de visualización es el tiempo de irradiación preestablecido. Una vez corregidos los parámetros de irradiación preestablecidos, los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento son los parámetros de irradiación corregidos, los parámetros de irradiación corregidos por la parte 37 de corrección también son los parámetros de irradiación corregidos, el tiempo de irradiación restante mostrado por la parte 38 de visualización es el tiempo de irradiación restante corregido y los parámetros de irradiación mostrados por la parte 38 de visualización son los parámetros de irradiación corregidos. Por supuesto, los parámetros de irradiación preestablecidos y los parámetros de irradiación corregidos también pueden mostrarse al mismo tiempo.

[0114] En otras realizaciones, la parte 31 de entrada, la parte 32 de almacenamiento o similares pueden no estar incluidas.

[0115] El sistema 3 de monitorización está conectado eléctricamente al sistema de detección, de modo que la información relevante detectada por el sistema de detección puede transmitirse al sistema 3 de monitorización. El visualizador 218 del aparato 21 de detección de dosis de neutrones en el sistema de detección y la parte 38 de visualización del sistema 3 de monitorización pueden ser el mismo dispositivo, normalmente una pantalla de visualización.

[0116] El proceso de operación del sistema 3 de monitorización se muestra con referencia a la FIG. 6, y las descripciones específicas del mismo son las siguientes.

[0117] En S1, los parámetros de irradiación preestablecidos, tales como una tasa de flujo de neutrones preestablecida o una tasa de dosis de neutrones preestablecida o una corriente preestablecida, una dosis de neutrones preestablecida, un tiempo de irradiación preestablecido, una concentración de boro preestablecida y otros parámetros de irradiación, son introducidos por la parte 31 de entrada.

[0118] En S2, los parámetros de irradiación son almacenados por la parte 32 de almacenamiento.

[0119] En S3, el plan de terapia es realizado por la parte 33 de control según los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento.

[0120] En S4, los parámetros de irradiación en tiempo real detectados por el sistema de detección son leídos por la parte 34 de lectura.

[0121] En S5, los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento y los parámetros de irradiación en tiempo real leídos por la parte 34 de lectura son calculados por la parte 35 de cálculo.

[0122] En S6, la parte 36 de determinación determina si es necesario corregir los parámetros de irradiación almacenados en la parte de almacenamiento según un resultado de cálculo de la parte 35 de cálculo.

[0123] En S7, los parámetros de irradiación más recientes en la parte 32 de almacenamiento son corregidos por la parte 37 de corrección, en respuesta a que la parte 36 de determinación determine que es necesario corregir los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento; y

[0124] la parte 37 de corrección no realiza una acción de corrección, en respuesta a que la parte 36 de determinación determine que no es necesario corregir los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento.

[0125] En S8, el tiempo de irradiación restante o son el tiempo de irradiación restante y otros parámetros de irradiación mostrados por la parte 38 de visualización en tiempo real, según los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento.

[0126] Durante el funcionamiento del sistema 3 de monitorización, la parte 34 de lectura lee periódicamente los parámetros de irradiación en tiempo real, por ejemplo, lee los parámetros de irradiación en tiempo real cada 5 minutos y transmite los parámetros de irradiación en tiempo real a la parte 35 de cálculo para el cálculo relacionado. En respuesta a que la diferencia entre el parámetro de irradiación en tiempo real y el parámetro de irradiación preestablecido calculado por la parte 35 de cálculo sea mayor que un primer umbral, o en respuesta a que el parámetro de irradiación en tiempo real sea mayor que un segundo umbral o menor que un tercer umbral, la parte 36 de determinación da una instrucción de que es necesario corregir los parámetros de irradiación. A continuación, la parte 37 de corrección corrige los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento. Por el contrario, la parte 36 de determinación da una instrucción de que no es necesario corregir los parámetros de irradiación. En este momento, la parte 37 de corrección no corrige los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento. Por ejemplo, en respuesta a una diferencia entre la tasa de dosis de neutrones y la tasa de dosis de neutrones preestablecida calculada por la parte 35 de cálculo que es mayor que un primer umbral preestablecido, o en respuesta a una diferencia entre la tasa de flujo de neutrones en tiempo real y la tasa de flujo de neutrones preestablecida calculada por la parte 35 de cálculo que es mayor que un primer umbral preestablecido, o en respuesta a una diferencia entre una concentración de boro en tiempo real y la concentración de boro preestablecida calculada por la parte 35 de cálculo que es mayor que un primer umbral preestablecido, o en respuesta a una diferencia entre el tiempo de irradiación restante corregido y el tiempo de irradiación restante (una diferencia entre el tiempo de irradiación preestablecido y un tiempo de irradiación realmente implementado o el último tiempo de irradiación restante corregido) calculada por la parte 35 de cálculo que es mayor que un primer umbral, o en respuesta a que la parte 35 de cálculo obtiene por comparación que la tasa de dosis de neutrones en tiempo real o la tasa de flujo de neutrones en tiempo real o la concentración de boro en tiempo real es mayor que un segundo umbral o menor que un tercer umbral.

[0127] Antes de corregir los parámetros de irradiación preestablecidos, la parte 32 de almacenamiento almacena los parámetros de irradiación preestablecidos, y la parte 38 de visualización muestra el tiempo de irradiación restante y otros parámetros de irradiación preestablecidos en tiempo real. Una vez corregidos los parámetros de irradiación preestablecidos, la parte 32 de almacenamiento almacena un conjunto más reciente de parámetros de irradiación corregidos, y la parte 38 de visualización muestra el tiempo de irradiación restante corregido y un conjunto más reciente de otros parámetros de irradiación corregidos en tiempo real. La parte 38 de visualización también muestra de manera específica qué parámetros de irradiación, además del tiempo de irradiación restante, pueden seleccionarse según las necesidades reales. La parte 38 de visualización puede mostrar todos los parámetros de irradiación y también puede mostrar una parte de los parámetros de irradiación. Normalmente, la parte 38 de visualización muestra información tal como el tiempo de irradiación restante, la dosis de irradiación en tiempo real, la concentración de boro o similares.

[0128] En las realizaciones descritas en la invención, la parte 35 de cálculo combina la dosis de neutrones en tiempo real D<r>detectada por el aparato 21 de detección de dosis de neutrones y la dosis D<total>de neutrones preestablecida introducida por la parte 31 de entrada, para obtener el tiempo de irradiación restante corregido t<r>mediante cálculo. Aquí t<0>es el tiempo de irradiación preestablecido, t es el tiempo de irradiación en tiempo real detectado por el sistema de detección, es decir, un tiempo de irradiación implementado,Des un valor de dosis de neutrones promedio en un periodo de t, y P es un porcentaje de la dosis de neutrones en tiempo real con respecto a la dosis de neutrones preestablecida. P se calcula mediante la fórmula (2-1):

[0129] <P>D

[0130] = r ⋅100 %

[0131] D total (2-1)

[0133] Cuando P es menor que el 97 %, el tiempo de irradiación restante corregido t<r>se calcula mediante una fórmula (2-2) y una fórmula (2-3):

[0135] <D =>D r

[0136] t (2-2)

[0139]

[0142] En este momento, se requiere que la parte 37 de corrección corrija solo el tiempo de irradiación preestablecido o el tiempo de irradiación restante corregido almacenado en la parte 32 de almacenamiento.

[0144] Cuando P es mayor que o igual al 97 %, la parte 37 de corrección ajusta la tasa de dosis de neutrones a una primera tasa de dosis de neutrones menor que la tasa de dosis de neutrones preestablecida y, en consecuencia, aumenta el tiempo de irradiación para evitar que el paciente S absorba un exceso de neutrones. La primera tasa de dosis de neutrones es de 1/7 a 1/2 de la tasa de dosis de neutrones preestablecida. Preferiblemente, la tasa de dosis de neutrones se ajusta a 1/5 de la tasa de dosis de neutrones predeterminada I<d>, es decir, la primera tasa de dosis de neutrones es igual a I<d>/5, y el tiempo de irradiación restante corregido t<r>se calcula utilizando una fórmula (2-4):

[0147]

[0150] En este momento, se requiere que la parte 37 de corrección modifique el tiempo de irradiación restante y la tasa de dosis de neutrones preestablecida en la parte 32 de almacenamiento al tiempo de irradiación restante corregido t<r>y la tasa de dosis de neutrones corregida, respectivamente, y la parte 33 de control lleva a cabo el plan de terapia según los parámetros de irradiación corregidos. En otras implementaciones, la tasa de dosis de neutrones se puede ajustar a otros múltiplos, tales como 1/3, 1/4, 1/6, 1/7 o similares, de la tasa de dosis de neutrones preestablecida, para evitar que el paciente S absorba un exceso de neutrones bajo la irradiación por haz de neutrones con una tasa de dosis de neutrones alta. Además, la parte 37 de corrección puede ajustar la tasa de dosis de neutrones cuando P es mayor que o igual al 90 %, o mayor que o igual al 95 %, o mayor que o igual a otras relaciones, y la relación específica puede preestablecerse según las situaciones reales. Por supuesto, también se puede determinar si es necesario ajustar la tasa de dosis de neutrones a la primera tasa de dosis de neutrones menor que la tasa de dosis de neutrones preestablecida sin el valor de P calculado por la parte 35 de cálculo; en cambio, después de una condición donde se requiere corregir la tasa de dosis de neutrones en tiempo real con respecto a la dosis de neutrones preestablecida basándose en la dosis de neutrones preestablecida, se establece manualmente un umbral y se introduce en la parte 32 de almacenamiento mediante la parte 31 de entrada para su almacenamiento. Cuando la dosis de neutrones en tiempo real detectada es mayor que o igual al umbral, la parte 36 de determinación determina que es necesario corregir los parámetros de irradiación, y la parte 37 de corrección está habilitada para ajustar la tasa de dosis de neutrones para que sea la primera tasa de dosis de neutrones menor que la tasa de dosis de neutrones preestablecida.

[0152] En las realizaciones anteriores, cuando P es menor que el 97 %, la unidad 35 de cálculo calcula el tiempo de irradiación necesario para completar la irradiación con la dosis de neutrones preestablecida con la premisa de mantener inalterada la tasa de dosis de neutrones en tiempo real. En otras implementaciones, el propósito de completar la irradiación con la dosis preestablecida dentro del tiempo de irradiación preestablecido se logra cambiando la tasa de dosis de neutrones o la concentración de boro mientras se mantiene el tiempo de irradiación sin cambios. Los métodos para cambiar la tasa de dosis de neutrones incluyen cambiar la potencia del acelerador, cambiar el grosor de la capa diana de la diana 112, o similares. La tasa de dosis de neutrones corregida I<r>se calcula mediante la fórmula (2-5):

[0153]

[0156] Ya que la tasa de dosis de neutrones se calcula a partir de la tasa de flujo de neutrones mediante el factor de conversión, y la tasa de flujo de neutrones se obtiene integrando la tasa de recuento de neutrones, la tasa de dosis de neutrones corregida es equivalente a la tasa de flujo de neutrones corregida y la tasa de recuento de neutrones.

[0158] En la implementación, cuando P es mayor que o igual al 97 %, para evitar que el paciente S absorba un exceso de neutrones bajo la irradiación del haz de neutrones con una tasa de dosis de neutrones alta, la tasa de dosis de neutrones aún se ajusta a 1/5 de la tasa de dosis de neutrones preestablecida, y el tiempo de irradiación restante corregido t<r>se calcula utilizando la fórmula (2-4).

[0160] Cuando el tiempo de irradiación realmente implementado alcanza el tiempo de irradiación preestablecido, o cuando la dosis de neutrones realmente irradiada alcanza la dosis de neutrones preestablecida, la parte de control envía, al dispositivo de terapia de captura de neutrones, una instrucción para detener la irradiación.

[0161] El sistema 3 de monitorización está provisto de la parte 37 de corrección que corrige los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento y configurada para llevar a cabo el plan de terapia, por tanto se garantiza que la dosis de neutrones del haz de neutrones irradiado al paciente sea básicamente coherente con la dosis de neutrones preestablecida, y se mejora aún más la precisión de la dosis de neutrones del haz de neutrones con que se irradia al paciente S. Además, cuando el porcentaje de la dosis de neutrones en tiempo real con respecto a la dosis de neutrones preestablecida es mayor que o igual al 97 %, la tasa de dosis de neutrones se reduce y el tiempo de irradiación aumenta en consecuencia, para evitar que el paciente S absorba un exceso de neutrones bajo la irradiación por haz de neutrones con una alta tasa de dosis de neutrones, lo que también tiene el efecto de mejorar la precisión de la dosis de neutrones del haz de neutrones con que se irradia al paciente S.

[0163] En las implementaciones enumeradas anteriormente, se puede determinar, según la dosis de neutrones en tiempo real obtenida por el aparato 21 de detección de dosis de neutrones, si es necesario corregir los parámetros de irradiación preestablecidos, y los parámetros de irradiación corregidos se calculan según los parámetros de irradiación en tiempo real y los parámetros de irradiación preestablecidos. En otras implementaciones, se puede determinar, según los parámetros de irradiación en tiempo real detectados por el aparato 22 de detección de temperatura, el aparato 23 de detección de desplazamiento o el aparato de detección de concentración de boro, si es necesario corregir los parámetros preestablecidos, y los parámetros de irradiación corregidos se calculan según los parámetros de irradiación en tiempo real detectados por estos aparatos de detección. Por ejemplo, cuando el dispositivo de detección de la concentración de boro detecta que la concentración de boro en el cuerpo del paciente S es incompatible con la concentración de boro preestablecida o no se encuentra dentro de un intervalo preestablecido, la parte 37 de corrección corrige el tiempo de irradiación restante o corrige la tasa de administración de boro al cuerpo del paciente. Por lo general, es difícil corregir la concentración de boro en el cuerpo del paciente S en un corto periodo de tiempo cuando la terapia de irradiación está más cerca del final. En este momento, el tiempo de irradiación restante generalmente se selecciona para corregirlo.

[0165] La precisión de la dosis de irradiación por haz de neutrones es crucial en una terapia práctica. Las dosis de irradiación excesivas pueden causar un daño potencial al paciente S, y una cantidad de dosis de irradiación demasiado baja puede reducir la calidad de la terapia. Tanto un error de cálculo en el cálculo de la dosis de neutrones preestablecida como una desviación entre el parámetro de irradiación en tiempo real y el parámetro de irradiación preestablecido durante la irradiación real pueden causar una dosis de irradiación de neutrones inexacta. Por lo tanto, además de los parámetros de irradiación corregidos en tiempo real, el cálculo de los parámetros de irradiación preestablecidos también es crucial durante la irradiación real. Por lo tanto, se requiere que el sistema de corrección corrija la dosis de neutrones preestablecida, para garantizar que la dosis de irradiación de neutrones aplicada al paciente S sea más precisa. Cuando se corrige la dosis de neutrones preestablecida del haz de neutrones, se debe considerar la influencia de factores tales como una desviación de posicionamiento del paciente S, una desviación de la tasa de dosis de neutrones en tiempo real, la concentración de boro en el cuerpo del paciente, el flujo de neutrones o similares.

[0167] Los coeficientes de corrección utilizados por el sistema de corrección incluyen un coeficiente de corrección de neutrones K<1>y un coeficiente de corrección de boro K<2>. En este caso, el coeficiente de corrección de neutrones K<1>está relacionado con un coeficiente de corrección de posicionamiento K<p>y un coeficiente de corrección de intensidad del haz de neutrones K<i>. El coeficiente de corrección de boro K<2>está relacionado con un coeficiente de corrección de concentración de boro K<b>y un coeficiente de corrección del efecto de autoapantallamiento de boro K<s>.

[0168] Una desviación entre la tasa de dosis de neutrones en tiempo real y la tasa de dosis de neutrones preestablecida puede provocar directamente una desviación de la dosis de neutrones finalmente irradiada al paciente. Por tanto, el coeficiente de corrección de posicionamiento K<p>y el coeficiente de corrección de intensidad del haz de neutrones K<i>se introducen para corregir la dosis de irradiación de neutrones.

[0169] El efecto de autoapantallamiento significa que cuando hay una concentración de boro diferente, una trayectoria del haz de neutrones irradiado en una parte del tumor también es diferente. De manera específica, cuanto mayor sea la concentración de boro en el cuerpo del paciente S, menor será la capacidad de penetración del haz de neutrones, más corta será la trayectoria del haz de neutrones irradiado en el tumor y, por lo tanto, el haz de neutrones puede reaccionar con el boro en una trayectoria menos profunda. Por el contrario, cuanto más larga sea la trayectoria del haz de neutrones irradiado en el tumor, el haz de neutrones puede reaccionar con el boro en una trayectoria más profunda. De manera específica, el aparato de detección de la concentración de boro obtiene un primer valor de concentración de boro en el cuerpo del paciente, se proporciona una primera trayectoria del haz de neutrones irradiado a la parte del tumor y el sistema de corrección obtiene un primer coeficiente de corrección de boro. El aparato de detección de la concentración de boro obtiene un segundo valor de concentración de boro en el cuerpo del paciente, se proporciona una segunda trayectoria del haz de neutrones irradiado a la parte del tumor y el sistema de corrección obtiene un segundo coeficiente de corrección de boro. En este caso, el primer valor de concentración de boro es mayor que el segundo valor de concentración de boro, la primera trayectoria es menor que la segunda trayectoria y el primer coeficiente de corrección de boro es menor que el segundo coeficiente de corrección de boro. Por lo tanto, cuando se calcula la dosis de irradiación de neutrones, debe tenerse en cuenta la influencia del efecto de autoapantallamiento en un efecto de irradiación real del haz de neutrones y su trayectoria de irradiación, por lo que se introducen el coeficiente de corrección de concentración de boro K<b>y el coeficiente de corrección del efecto de autoapantallamiento de boro K<s>para corregir la dosis de irradiación de neutrones.

[0170] De manera específica, el coeficiente de corrección de neutrones K<1>, el coeficiente de corrección de posicionamiento K<p>y el coeficiente de corrección de intensidad del haz de neutrones K<i>se calculan utilizando una fórmula (3-1), una fórmula (3-2) y una fórmula (3-3) respectivamente, y las fórmulas relevantes son las siguientes.

[0171] K<1>= K<p>⋅ K<i>(3-1)

[0172] <Kp =>D

[0174] D<0>(3-2)

[0177]

[0179] donde D es una dosis de terapia real, es decir, la dosis de neutrones en tiempo real D<r>medida por el aparato 21 de detección de dosis de neutrones;

[0180] D<0>es una dosis de neutrones preestablecida no corregida;

[0181] I es una intensidad real del haz de neutrones, es decir, la tasa de dosis de neutrones en tiempo real medida por el aparato 21 de detección de dosis de neutrones; e

[0182] I<0>es una intensidad teórica del haz, es decir, la tasa de dosis de neutrones preestablecida introducida por la parte 31 de entrada.

[0183] El coeficiente de corrección de boro K<2>, el coeficiente de corrección de concentración de boro K<b>y el coeficiente de corrección del efecto de autoapantallamiento de boro K<s>se calculan utilizando una fórmula (3-4), una fórmula (3-5) y una fórmula (3-6), respectivamente, y las fórmulas relevantes son las siguientes.

[0184] K<2>= K<b>⋅ K<S>(3-4)

[0185] <Kb =>B

[0187] B<0>(3-5)

[0189] ϕ B

[0191] <K S>=

[0193] <ϕ>B 0 (3-6)

[0194] donde B es una concentración real de boro en el cuerpo del paciente S, es decir, la concentración de boro en tiempo real detectada por el aparato de detección de concentración de boro;

[0195] B<0>es un valor establecido de concentración de boro en el plan de terapia, es decir, la concentración de boro preestablecida introducida por la parte 31 de entrada;

[0196] φ<B>es un flujo de neutrones térmicos en el cuerpo del paciente S cuando la distribución de la concentración de boro es B; y

[0197] φ<B0>es un flujo de neutrones térmicos en el cuerpo del paciente S cuando la distribución de la concentración de boro es B<0>.

[0198] La dosis de neutrones preestablecida no corregida D<0>se calcula utilizando una fórmula (3-7) de la siguiente manera.

[0201]

[0203] La dosis D<total>de neutrones preestablecida corregida en el plan de terapia se calcula utilizando una fórmula (3-8) de la siguiente manera.

[0205] donde D<B>es una dosis a una concentración de boro de 1 ppm y tiene una unidad Gy;

[0206] B<con>es una concentración de boro realmente medida y tiene como unidad ppm;

[0207] D<f>es una dosis rápida de neutrones y tiene una unidad Gy;

[0208] D<th>es una dosis de neutrones térmicos y tiene una unidad Gy;

[0209] RBE<n>es una eficacia biológica relativa (RBE) del neutrón;

[0210] D<r>es una dosis gamma y tiene una unidad Gy; y

[0211] RBE<r>es un RBE de gamma.

[0212] Durante la terapia real, el sistema de corrección corrige una dosis de neutrones preestablecida en un plan de terapia preformulado, para evitar aplicar una dosis de neutrones inexacta al paciente S.

[0213] El sistema de corrección considera exhaustivamente la influencia de factores tales como la desviación de posicionamiento del paciente S, la desviación de la tasa de dosis de neutrones en tiempo real, la concentración de boro en tiempo real o similares en la dosis de neutrones preestablecida, e introduce el coeficiente de corrección de neutrones K<1>y el coeficiente de corrección de boro K<2>para corregir la dosis de neutrones preestablecida, de modo que la precisión de la dosis de neutrones del haz de neutrones irradiado al paciente S esté garantizada desde la fuente.

[0214] Durante la terapia real, después de que la parte 31 de entrada complete la entrada de los parámetros de irradiación preestablecidos, un operario pone en marcha el dispositivo de terapia por captura de neutrones para realizar la terapia de irradiación. Una vez que comienza la irradiación, la función de entrada de la parte 31 de entrada se bloquea y es posible que los parámetros de irradiación relevantes no se vuelvan a introducir, por lo que se puede garantizar que se evite una situación donde se introduzcan parámetros e instrucciones incorrectos debido a un toque accidental o a un funcionamiento erróneo durante la irradiación. Sin embargo, cuando el proceso de terapia es ligeramente incompatible con un estado ideal, la irradiación puede interrumpirse o continuarse según el estado anómalo, y es posible que los parámetros no se corrijan a tiempo o que las instrucciones no se cambien a tiempo durante la irradiación. Sin embargo, cuando una interfaz de funcionamiento simplemente se configura para que funcione en tiempo real, la parte 31 de entrada aún puede introducir los parámetros de irradiación y las instrucciones de control después de que comience la irradiación, por lo que se puede garantizar que los parámetros e instrucciones de irradiación correctos puedan introducirse en tiempo real durante la irradiación. Sin embargo, todavía existe el riesgo de que el resultado de la irradiación se vea afectado por la introducción de parámetros e instrucciones incorrectos o por la introducción repetida de instrucciones de operación debido a un funcionamiento erróneo durante la irradiación.

[0216] Como se muestra haciendo referencia a la FIG. 7, el dispositivo de terapia por captura de neutrones está provisto de una interfaz de control. La interfaz de control consiste en la parte 31 de entrada anterior, la parte 38 de visualización, un botón 51 de confirmación de información sin errores, un botón 52 de inicio de irradiación, un botón 53 de pausa de irradiación, un botón 54 de cancelación de irradiación y un botón 55 de generación de informes. Un operario activa el botón 51 de confirmación de información sin errores para transmitir, al sistema 3 de monitorización, una señal de que se ha confirmado que toda la información está libre de errores. Después de que el sistema 3 de monitorización reciba la señal de que se ha confirmado que toda la información está libre de errores, se cumple una condición necesaria para iniciar el dispositivo de terapia por captura de neutrones para la irradiación por haz de neutrones. Después de que el sistema 3 de monitorización reciba la señal de que se ha confirmado que toda la información está libre de errores, se activa el botón 52 de inicio de irradiación y se cumple una condición suficiente para iniciar el dispositivo de terapia por captura de neutrones para la irradiación por haz de neutrones. Una vez iniciado el dispositivo de terapia por captura de neutrones, la irradiación por haz de neutrones puede pausarse mediante el botón 53 de pausa de irradiación, y la irradiación por haz de neutrones puede cancelarse mediante el botón 54 de cancelación de irradiación. Una vez completada la irradiación, el botón 55 de generación de informes puede activarse para generar automáticamente un informe relacionado con la terapia de irradiación. Cuando se detiene la irradiación por haz de neutrones, significa que todos los parámetros e instrucciones de irradiación se mantienen sin cambios. Al activar nuevamente el botón 52 de inicio de irradiación, la irradiación por haz de neutrones se realiza con los parámetros e instrucciones de irradiación originales. Cuando se cancela la irradiación por haz de neutrones, significa que se borran todos los parámetros e instrucciones de irradiación. Cuando se vuelve a realizar la irradiación por haz de neutrones, es necesario volver a introducir los parámetros e instrucciones de irradiación, y el botón 51 de confirmación de información sin errores y el botón 52 de inicio de irradiación se activan en secuencia.

[0218] El sistema de protección contra el uso incorrecto considera exhaustivamente dos factores de operatividad y seguridad, y está provisto de una parte de confirmación secundaria y una parte a prueba de errores para garantizar una irradiación segura y precisa, mientras que el sistema no carece de operatividad en tiempo real. Antes de que el operario active la parte de confirmación secundaria para transmitir, al aparato de terapia por captura de neutrones, la señal de que se ha confirmado que toda la información está libre de errores, es posible que el dispositivo de terapia por captura de neutrones no se inicie para llevar a cabo el plan de terapia de irradiación, es decir, no se puede iniciar el botón 52 de inicio de irradiación. Durante el inicio de la parte a prueba de errores, la parte 31 de entrada, que puede modificar e introducir los parámetros e instrucciones de irradiación, y el botón 55 de generación de informes están bloqueados.

[0220] En las realizaciones descritas en la invención, la parte de confirmación secundaria es el botón 51 de confirmación de información libre de errores en la interfaz de control. Antes de que un médico inicie un programa para llevar a cabo el plan de terapia, es necesario confirmar la información relevante dos veces. Después de que el operario confirme que la entrada no contiene errores y haga clic en el botón 51 de confirmación de información libre errores para introducir, en el sistema 3 de monitorización, una instrucción de confirmación de que la información está libre de errores, el dispositivo puede ponerse en marcha para ejecutar el plan de terapia, reduciendo de este modo el riesgo de introducir incorrectamente instrucciones de control incorrectas debido a un error de funcionamiento. Por ejemplo, antes de realizar la terapia de irradiación sobre el paciente S, el médico debe comprobar la información del paciente (tal como el nombre, el sexo, la edad o similares), los parámetros de irradiación (tales como la dosis de irradiación, el número de colimador o similares), o similares. Tras comprobar que toda la información es correcta, la función de inicio de la irradiación solo puede activarse haciendo clic en el botón 51 de confirmación de información libre de errores de la interfaz de control. De lo contrario, aunque el médico haga clic en el botón 52 de inicio de irradiación, el dispositivo se niega a iniciar la irradiación por haz de neutrones y emite un aviso de que la información no está confirmada.

[0222] En las realizaciones descritas en la invención, la parte a prueba de errores es el botón 52 de inicio de irradiación. Una vez que el botón 52 de inicio de irradiación inicia el plan de terapia, la función de entrada de la parte 31 de entrada se bloquea y no se puede introducir ninguna información. De manera específica, antes de la terapia de irradiación, la parte 31 de entrada introduce las instrucciones y los parámetros de irradiación relevantes. Tras introducir los parámetros e instrucciones de irradiación relevantes en el sistema 3 de monitorización, el operario comprueba si los parámetros y las instrucciones de irradiación relevantes son correctos. Tras confirmar que los parámetros e instrucciones de irradiación relevantes son correctos, el operario activa el botón 51 de confirmación de información libre de errores, a continuación la parte 31 de entrada puede bloquearse y los parámetros e instrucciones de irradiación relevantes no pueden modificarse ni añadirse a través de la parte 31 de entrada, para evitar una entrada incorrecta. Los parámetros e instrucciones de irradiación relevantes pueden introducirse nuevamente solo después de que la parte 31 de entrada esté desbloqueada. En las realizaciones descritas en la invención, tras pulsar el botón 53 de pausa de irradiación o el botón 54 de cancelación de irradiación, se detiene la terapia de irradiación. Al mismo tiempo, la parte 31 de entrada configurada para introducir información relevante se desbloquea y, a continuación, la información relevante puede modificarse o añadirse a través de la parte 31 de entrada. Por supuesto, la parte de entrada puede desbloquearse automáticamente una vez finalizada la terapia de irradiación. De esta manera, se evita una entrada errónea, a la vez que se garantiza la operatividad del sistema. Por ejemplo, tras comprobar que la información del paciente S, los parámetros de irradiación y otra información son correctos, el personal médico hace clic en el botón 51 de confirmación de información libre de errores en la interfaz de control y, a continuación, hace clic en el botón 52 de inicio de irradiación. A continuación, el sistema inicia la terapia de irradiación. En este momento, la parte 31 de entrada configurada para introducir la información relevante está bloqueada y no se puede introducir información.

[0223] Antes de que se complete la terapia de irradiación, el botón 55 de generación de informes también está bloqueado, y solo después de que se complete la terapia de irradiación, el botón 55 de generación de informes puede desbloquearse automáticamente, es decir, puede habilitarse la función de generación de informes de terapia.

[0224] La parte a prueba de errores no se limita a aplicarse al botón 52 de inicio de irradiación en la realización anterior, y también es adecuada para otros botones y ventanas de entrada de parámetros importantes. Además, un soporte para realizar la confirmación secundaria y la protección de botones puede ser un software o un hardware; por ejemplo, la parte de protección contra errores también puede ser una tecla o un interruptor de dial en un panel de control. Antes de encender la tecla o el interruptor, es posible que no se realicen ciertas operaciones y solo se pueden realizar las operaciones pertinentes cuando la tecla o el interruptor estén encendidos.

[0226] En las realizaciones descritas en la invención, las instrucciones y los parámetros de irradiación se introducen por medio de una pantalla táctil. En otras implementaciones, se puede usar una tecla (por ejemplo, una tecla mecánica) para la entrada.

[0228] El sistema de protección contra el uso incorrecto no solo puede garantizar las funciones de establecimiento de parámetros y entrada de instrucciones de control si es necesario, sino también reducir la entrada errónea de parámetros o la entrada repetida de instrucciones debido a un error de funcionamiento u otros motivos, reduciendo de este modo el riesgo de uso del dispositivo.

[0230] En el dispositivo de terapia por captura de neutrones de la invención, el aparato 21 de detección de dosis de neutrones está provisto de al menos dos canales de tasa de recuento con diferentes sensibilidades de detección del neutrón, es decir, el primer canal 201 de tasa de recuento y el segundo canal 202 de tasa de recuento, y la unidad 216 de selección de canal de tasa de recuento, que selecciona una tasa de recuento más precisa según una situación real, para calcular la dosis de neutrones, de modo que puede evitarse un error de pérdida de tasa de recuento provocado por el tiempo de resolución de pulso. Al mismo tiempo, se considera un error estadístico provocado por una tasa de recuento baja, de modo que se mejora la precisión de la detección de dosis de neutrones en tiempo real, mejorando de este modo la precisión de la dosis de neutrones del haz de neutrones irradiado al paciente S. Asimismo, el aparato 21 de detección de dosis de neutrones también está provisto de una unidad 217 de corrección de tasa de recuento que puede calcular el tiempo de resolución de pulso del detector 211 y puede calcular el factor de corrección de tasa de recuento según el tiempo de resolución de pulso, de modo que se corrija un error de tasa de recuento provocado por el tiempo de resolución de pulso, se mejore aún más la precisión de la detección de la dosis de neutrones en tiempo real y se mejore aún más la precisión de la dosis de neutrones del haz de neutrones irradiado al paciente S.

[0232] El dispositivo de terapia por captura de neutrones de la invención también está provisto del sistema 3 de monitorización. El sistema 3 de monitorización está provisto de la parte 37 de corrección que corrige periódicamente los parámetros de irradiación almacenados en la parte 32 de almacenamiento y configurada para llevar a cabo el plan de terapia, por lo tanto se garantiza que la dosis de neutrones del haz de neutrones con que se irradia al paciente S sea básicamente coherente con la dosis de neutrones preestablecida, y se mejora aún más la precisión de la dosis de neutrones del haz de neutrones con que se irradia al paciente S. Además, cuando el porcentaje de la dosis de neutrones en tiempo real con respecto a la dosis de neutrones preestablecida es mayor que o igual al 97 %, la tasa de dosis de neutrones se reduce y el tiempo de irradiación aumenta en consecuencia, para evitar que el paciente S absorba un exceso de neutrones bajo la irradiación por haz de neutrones con una alta tasa de dosis de neutrones, lo que también tiene el efecto de mejorar la precisión de la dosis de neutrones del haz de neutrones con que se irradia al paciente S.

[0234] El dispositivo de terapia por captura de neutrones de la invención también está provisto del sistema de corrección. El sistema de corrección considera exhaustivamente la influencia de factores tales como la desviación de posicionamiento del paciente S, la desviación de la tasa de dosis de neutrones en tiempo real, la concentración de boro en tiempo real o similares en la dosis de neutrones preestablecida, e introduce el coeficiente de corrección de neutrones K<1>y el coeficiente de corrección de boro K<2>para corregir la dosis de neutrones preestablecida, de modo que la precisión de la dosis de neutrones del haz de neutrones irradiado al paciente S esté garantizada desde la fuente.

[0236] En conclusión, el dispositivo de terapia por captura de neutrones de la invención puede aplicar una dosis precisa de irradiación por haz de neutrones al paciente y reducir el riesgo de funcionamiento del dispositivo provocado por un error de funcionamiento con la premisa de garantizar la operatividad del dispositivo.

[0238] La invención se define en las reivindicaciones. Otras realizaciones, ejemplos, elementos, dispositivos, etc. no forman parte de la invención.

Claims (8)

1. REIVINDICACIONES

1. Un aparato (21') de detección de dosis de neutrones, que comprende al menos dos canales (201, 202) de tasa de recuento y una unidad (216) de selección de canales de tasa de recuento configurada para seleccionar uno de los al menos dos canales de tasa de recuento, comprendiendo el canal de tasa de recuento un detector (2011, 2021) configurado para detectar un neutrón y emitir una señal, una unidad (2012, 2022) de procesamiento de señales configurada para procesar la señal emitida desde el detector y un contador (2013, 2023) configurada para contar una señal emitida desde la unidad de procesamiento de señales para obtener una tasa de recuento,

en donde los canales (201, 202) de tasa de recuento comprenden al menos un primer canal (201) de tasa de recuento que comprende un primer detector (2011) y un segundo canal (202) de tasa de recuento que comprende un segundo detector (2021), y la sensibilidad del primer detector (2011) que detecta el neutrón es diferente de la sensibilidad del segundo detector (2021) que detecta el neutrón, y

en donde un haz de partículas cargadas acelerado por un acelerador sufre una reacción nuclear con una diana para generar el neutrón,

caracterizado por que

la unidad (216) de selección

de canales de tasa de recuento selecciona el canal de tasa de recuento según la potencia del acelerador, un flujo del haz de neutrones o la distancia entre el detector y una fuente de neutrones.

2. El aparato (21') de detección de dosis de neutrones de la reivindicación 1, que comprende además una unidad (214) de conversión configurada para convertir una tasa de recuento registrada por el canal de tasa de recuento que es seleccionada por la unidad (216) de selección de canales de tasa de recuento en una tasa de flujo de neutrones o una tasa de dosificación de neutrones, y una unidad de integración (215) configurada para integrar la tasa de flujo de neutrones o la tasa de dosificación de neutrones para obtener una dosis de neutrones.

3. El aparato (21') de detección de dosis de neutrones de la reivindicación 2, que comprende además un visualizador (218) configurado para mostrar la dosis de neutrones.

4. El aparato (21') de detección de dosis de neutrones de una cualquiera de las reivindicaciones 2 o 3, en done el primer canal (201) de tasa de recuento comprende una primera unidad (2012) de procesamiento de señales configurada para procesar la señal emitida desde el primer detector (2011) y un primer contador (2013) configurado para contar una señal emitida desde la primera unidad (2012) de procesamiento de señales; en donde el segundo canal (202) de tasa de recuento comprende una segunda unidad (2022) de procesamiento de señales configurada para procesar la señal emitida desde el segundo detector (2021), y un segundo contador (2023) configurado para contar una señal emitida desde la segunda unidad (2022) de procesamiento de señales, y el primer detector tiene una primera sensibilidad de detección del neutrón, el segundo detector tiene una segunda sensibilidad para detectar el neutrón y la primera sensibilidad es menor que la segunda sensibilidad.

5. El aparato (21') de detección de dosis de neutrones de la reivindicación 4, en donde, en respuesta a que la potencia real del acelerador sea inferior a la mitad de la potencia máxima, la unidad (216) de selección de canales de tasa de recuento selecciona transmitir una tasa de recuento registrada por el segundo contador (2023) del segundo canal (202) de tasa de recuento a la unidad (214) de conversión para el cálculo de la dosis; de lo contrario, la unidad (216) de selección de canales de tasa de recuento selecciona transmitir una tasa de recuento registrada por el primer contador (2013) del primer canal (201) de tasa de recuento a la unidad (214) de conversión para el cálculo de la dosis.

6. El aparato (21') de detección de dosis de neutrones de la reivindicación 4, en donde un flujo de neutrones generado cuando el acelerador está a una potencia máxima se define como un flujo de neutrones máximo y, en respuesta a que un flujo de neutrones en tiempo real sea inferior a la mitad del flujo de neutrones máximo, la unidad (216) de selección de canales de tasa de recuento selecciona transmitir una tasa de recuento registrada por el segundo contador (2023) del segundo canal (202) de tasa de recuento a la unidad (214) de conversión para el cálculo de la dosis; de lo contrario, la unidad (216) de selección de canales de tasa de recuento selecciona transmitir una tasa de recuento registrada por el primer contador (2013) del primer canal (201) de tasa de recuento a la unidad (214) de conversión para el cálculo de la dosis.

7. Un dispositivo de terapia de captura de neutrones, que comprende el aparato (21') de detección de dosis de neutrones de una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 6.

8. El dispositivo de terapia de captura de neutrones de la reivindicación 7, que comprende un sistema (1) de irradiación con haz de neutrones que comprende un módulo (11) de generación de haces de neutrones configurado para generar un haz de neutrones, y un módulo (12) de ajuste de haz configurado para ajustar el haz de neutrones y que comprende un retardador (1211) configurado para desacelerar el haz de neutrones y un reflector (1212) configurado para guiar un neutrón desviado de vuelta al retardador (1211).