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炭素ターゲットに対する炭素イオン入射中性子生成二重微分断面積測定

Measurement of carbon ion incident neutron production double differential cross sections for carbon target

執行 信寛*; 魚住 祐介*; 梶本 剛*; 森口 大輔*; 上山 正彦*; 吉岡 正勝*; 古場 裕介*; 中村 泰博*; 佐藤 大樹; 佐波 俊哉*; 高田 真志*; 松藤 成弘*

Shigyo, Nobuhiro*; Uozumi, Yusuke*; Kajimoto, Tsuyoshi*; Moriguchi, Daisuke*; Ueyama, Masahiko*; Yoshioka, Masakatsu*; Koba, Yusuke*; Nakamura, Yasuhiro*; Satoh, Daiki; Sanami, Toshiya*; Takada, Masashi*; Matsufuji, Naruhiro*

陽子や重イオンによるがん治療は、腫瘍への線量集中性の高さから注目を集めている。患者に陽子や重イオンを照射すると、患者体内の元素と原子核反応を起こしさまざまなエネルギーの中性子を生成するが、この中性子による患者への影響は十分に考慮されてこなかった。今後、治療の高精度化のためには、中性子に対する線量評価が重要となってくる。本研究では、重イオンがん治療で多く利用されている290MeV/uの炭素イオンを生体構成元素の一つである炭素ターゲットに入射し、原子核反応により生成される中性子の二重微分断面積(DDX)を測定した。実験は、放射線医学総合研究所HIMACにて行った。中性子検出器としてNE213シンチレータを採用し、測定角度は15$$^{circ}$$, 30$$^{circ}$$, 45$$^{circ}$$, 60$$^{circ}$$, 75$$^{circ}$$及び90$$^{circ}$$とした。中性子の運動エネルギーは飛行時間法に基づき決定した。データ解析の結果、2.8MeV以上のエネルギーの中性子についてDDXデータを導出することができた。これは既存の実験データの下限エネルギーに比べ約1/5であり、生物学的効果を考察するうえで重要となる低エネルギー領域の中性子をほぼ測定できている。取得したDDXデータは、汎用粒子輸送コードPHITSの計算結果と比較した。両者は全エネルギー領域において良い一致を示した。PHITSは重イオン入射の原子核反応を記述するために量子分子動力学(QMD)モデルを採用しているが、このエネルギー領域におけるQMDモデルの妥当性が確認できた。

Radiation dose by neutrons produced by proton and heavy ion induced nuclear reactions around tumor is essential for dose assessment in proton and heavy ion radiotherapies. Double differential cross section (DDX) of neutron production is one of important physical quantities for dose estimation by radiation transport codes. Some experimental data of neutron production DDXs have been reported above 5 MeV of neutron energy for heavy ion incident reactions. Neutron production DDX for carbon ion incidence on carbon target was measured at the Heavy Ion Medical Accelerator in Chiba (HIMAC) including low neutron energy region for validation of radiation transport codes. Incident carbon energy was 290 MeV/u. NE213 liquid organic scintillators were deployed as neutron detectors and placed at 15$$^{circ}$$, 30$$^{circ}$$ 45$$^{circ}$$, 60$$^{circ}$$, 75$$^{circ}$$ and 90$$^{circ}$$. Neutron energies were determined by the time-of-flight methods. Neutron detection efficiency was calculated by the SCINFUL-QMD code. The obtained minimum neutron energy was about 2.8 MeV. The experimental data of neutron production DDX was compared with that by one of radiation transport codes, PHITS.

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