Proton therapy is prospective and expanding field worldwide with advanced medical merit. But additional neutron generation during therapeutic process is giving potential health risk to human. Considering that ICRP’s radiation protection threshold is 100mSv, several hundred of secondary neutron dose should be treated as an interest of health physics. This study have a purpose of neutron dose assessment and its reduction with above backgrounds.
Main idea for neutron dose assessment is MCNP6 monte carlo simulation. Through the proton beam nozzle manufacture’s CAD drawings and architectural plan review, accurate modeling input was built. Before main simulation, the validity of standard nozzle modeling was checked with proton beam output range comparison to NIST data and it had a good accordance within 0.9%. Then, main simulation was conducted. Five common beam settings (190MeV to 230MeV) were considered, 3D neutron dose equivalent profile base on ICRP 74 (Ambient dose equivalent dose conversion factor) and energy spectrums were acquired. Detailed data was compared among beam settings and dose & energy distribution features were analyzed. Additionally, photon contribution was checked and it was very low (Max. 3.6% at target, Max. 1.9% except for target). To support validity of simulation data, He-3 embedded neutron detector measurement was conducted in six points around the nozzle and measurement was maximum 13% lower than simulation. Finally, simulation data was compared to former researches. Neutron doses on the axis from the edge of the proton beam to 150cm was extracted with a unit of milisievert per unit proton absorbed dose. Doses varied from 3.361 mSv/Gy to 3.971 mSv/Gy at the edge of the proton beam field depending on the beam setting. And these results were comparable to other researches.
In latter part, various options were tried to reduce neutron doses. Through the energy distribution analysis, it was found that high energy neutrons near 500keV, 2MeV and 50MeV were dominantly contribute to total dose and main sources were first scatterer, range modulator, second scatterer, snout and aperture. On the basis of above knowledge, three dose reduction options were applied. In nozzle shielding cases, 5 cm uniform polyethylene option was the practical (average 58% reduction). In Patient shielding cases, 5cm polyethylene shielding was practical (average 40% reduction). And in snot material substitution case, aluminum alloy substitution showed average 32% reduction. Additionally, combination of above cases was considered. The average dose reduction rate was 69%.
The most conservative additional neutron dose was 3.971 mSv per proton absorbed dose at the edge of the proton beam field. This means if someone was administrated 72Gy proton therapy plan, the maximum possible dose at just beside of target organ is 285.9 mSv in total. And this dose is able to be reduced to 88.6 mSv with proper reduction plan (combination option: 69%).
Major achievements in this study are neutron dose/flux profile in the treatment room and shielding plan to protect patient. Neutron dose/flux profile would be a reference data to understand neutron field at proton therapy and shielding plan would be applicable to facility directly. Additionally, mid step output such as MCNP modeling would give advantages for future researches.
Secondary neutron study is required certainly for radiation safety. And, as facilities are increasing, technologies are improving and patient safety is strengthen, demands will grow. Achievements in this study are expected to play a role of providing useful technical aspect and reference data for these demands.
최근 양성자를 포함한 중하전입자 암 치료기술은 기존의 광자보다 향상된 치료효과를 장점으로 하여 전 세계적으로 수요가 증가하고 있다. 2014년 현재 운영중인 56개 시설에 추가하여 29개 시설이 건설 중에 있으며 국내에도 2007년 최초의 양성자 치료시설이 도입된 이후 대형병원 및 국가 연구시설에 도입되었거나 준비 중에 있다. 하지만, 치료과정에서 양성자와 노즐 구조물 등 과의 핵반응에 의하여 발생되는 이차 방사선의 피폭, 특히 중성자에 의한 피폭은 환자에 대한 방호, 시설의 차폐 및 종사자의 안전성 확보와 관련하여 중요한 이슈가 되고 있다.
본 연구는 양성자 치료실내에서 발생하는 이차 중성자 선량을 평가하고 이를 저감화 할 수 있는 기술적 방법을 모색함으로써 환자 및 종사자를 보호하고 궁극적으로는 시설의 방사선 안전성 향상에 기여하고자 수행되었다. 연구대상은 국내에 처음 되어 운영중인 국립암센터의 양성자 치료시설을 기준으로 하여, 가장 많은 중성자가 발생하는 것으로 알려진 이중산란 양성자 빔 모드를 대상으로 하였으며 중성자 선량 평가와 이를 저감화 하기 위한 방안의 두 부분으로 수행하였다.
중성자 선량 평가는 MCNP6를 기반으로 하는 전산모사를 핵심 방법으로 활용하였다. 좀더 정밀한 수준의 결과를 얻기 위하여 노즐 제작사의 CAD 도면과 시설의 건축도면에 대한 세밀한 검토를 통하여 모델링을 수행하였으며, 완성된 표준 모델은 미국 표준연구소(NIST)의 데이터와 비교하여 양성자 선의 물속에서 비정이 0.9% 미만인 것을 확인하였다. 이를 바탕으로 치료모드에서 가장 일반적으로 선택되는 5가지 빔 세팅을 에너지 별로(190, 200, 210, 220, 230MeV) 설정하여 계산에 적용하였다. 계산방법은 측정 포인트를 각 방향의 10cm 거리에 격자형태로 배열, X축(좌우 방향)으로는 -800에서 850cm, Y축(바닥에서 천정방향)으로는 -120에서 0cm, Z 축(빔 방향)으로는 -400에서 1150cm까지, 총 183,530개의 데이터를 바탕으로 연속적인 3차원 형태의 선속 및 선량 프로파일을 얻는 것이었다. MCNP6의 F4, F5, F6 및 mesh tally를 이용한 계산결과 중성자 선속 및 ICRP74 선량환산계수를 적용한 선량 분포에 대한 데이터를 얻었으며 아울러 표적 및 환자 주변의 정해진 지점에서 에너지 분포 데이터도 획득함으로써 치료실 내부에서 예상되는 중성자 선량 특성을 다양하게 분석할 수 있었다. 이 데이터의 유효성을 확인하는 방법으로 He-3가 내장된 중성자 측정기를 이용하여 국립암센터에서 실측한 결과 측정값이 최대 13% 낮음을 확인하였다. 가장 보수적인 가정을 통하여 얻어지는 중성자 선량은 양성자 1Gy가 표적에 흡수되는 동안 최대 3.97mSv로서 다른 연구자들의 연구결과와 비교하여 합리적인 수준으로 판단되었다.
연구의 후반부에는 앞서 확인된 중성자 선량을 저감화 하는 방안을 모색하였다. 우선 앞서 얻은 선속 및 선량 정보로부터 데이터를 추출하여 초기 생성된 중성자의 에너지 특성과 선원의 위치 및 강도를 살펴봄으로써 저감화 방안에 대한 배경정보를 확보하였다. 선량 저감화의 방안으로 3가지 옵션을 적용해 보았는데, 노즐표면을 차폐하는 경우에는 폴리에틸렌 재질의 5cm 두께가 합리적인 선택(58% 저감)이었고, 환자를 원통형 차폐로 보호하는 경우는 5cm 폴리에틸렌 차폐가 적절(40% 저감) 하였으며, snout 나 aperture를 기존의 황동(Brass)에서 중성자 생성이 적은 알루미늄 합금 재질로 바꾸는 경우에는 32%의 저감효과를 확인할 수 있었다. 추가적으로 위의 세가지를 모두 합한 경우에는 69%의 저감효과를 확인할 수 있었다.
이를 앞서 평가한 중성자 선량에 적용하여보면, 전신 치료 등의 이유로 72Gy의 양성자 치료선량을 처방 받은 환자의 경우 치료기간 동안 표적에 바로 인접한 장기에 예상되는 총 피폭(등가)선량은 285.9 mSv 이며, 여기에 적절한 저감화 방안이 적용되는 경우 88.6 mSv까지 낮출 수 있음을 확인하였다.
본 연구에서 얻은 핵심결과물은 선속과 선량에 대한 3차원 프로파일과 선량 저감화 계획 및 저감효과에 대한 데이터이다. 선속 및 선량프로파일은 시설의 방사선 특성과 선량평가에 활용될 수 있을 것이며, 저감화 계획은 현재 시설의 개선 및 피폭선량 저감에 대한 기술적인 관점과 구체적으로 참고할만한 정보를 제시해 줄 수 있을 것으로 기대된다. 부가적으로, 연구과정에서 얻어진 기술적 접근 방법과 MCNP 모델링은 pencil beam mode등 최근에 시도되고 있는 양성자 치료모드에 대한 이차 중성자 평가 등 관련한 연구와 향후 건설되는 다른 시설에도 적용이 가능할 것으로 판단된다.
양성자 치료과정에서 발생하는 중성자 선량에 대한 연구는 치료목적의 본질을 다루지는 않으나 시설과 환자 및 종사자의 방사선 안전성을 확보하기 위하여 반드시 필요한 분야이며 향후 관련시설의 증가가 예상되는 시점에서 본 연구에서 얻어진 결과물들은 유용하게 활용 될 수 있을 것으로 기대된다.
