목적: 의료용 중하전입자가속기의 경우 고에너지 방사선에 의해 2차 중성자 및 입자 파편이 생성되며, 생성된 2차 방사선은 조사야 밖의 피폭선량 증가 및 시설 방사화를 발생한다.
이에 방사선 방호 관점에서 기존의 방사선 치료시설과 차별화된 안전관리 방법이 필요하나, 국내는 고에너지 방사선 차폐설계, 종사자 피폭선량평가 등을 포함한 전반적인 방사선학적 영향평가 자료가 아직 미비한 실정이다.
이에 본 연구에서는 몬테카를로 모의모사를 통해 국내 도입된 중하전입자가속기를 모사하고, 사용환경에 따른 인체 피폭선량의 정량적 분석 및 방사선관리구역 공기와 콘크리트의 방사화 해석을 진행하였다.
본 연구 결과를 바탕으로 중하전입자가속기 방사선안전관리 방안을 제시하고, 생성핵종 재고량 평가를 통해 시설의 유지, 보수 및 해체시의 효과적인 처리 및 처분방안을 제시하고자 한다.

재료 및 방법: 몬테카를로 모의모사를 활용하여 중하전입자가속기 노즐 및 차폐체를 모의모사 하였으며, 모사된 선원항을 표준참고자료와 비교하여 신뢰도를 확보하였다. 노즐에서 발생되는 이차방사선 선속 및 에너지스펙트럼 평가를 토대로 단기사용 시점에서의 공간방사선량률, 공기의 방사화 해석을 통해 종사자의 피폭선량을 분석하였으며, 장기사용 시점에서 노즐 내 구성품 및 콘크리트의 방사화 핵종 재고량을 평가하여 방사성 폐기물의 처분 방안 및 작업자의 피폭선량을 분석하였다.

결과: 모사된 선원항의 평가를 위하여 미국표준연구소의 비정자료와 비교를 진행하였으며, 치료영역 대 에너지인 150 MeV에서 250 MeV 에너지 구간에 대해 양성자 비정은 약 5%이내의 일치율을 나타내었다. 또한 치료 환경을 모사하기 위해 노즐 내 산란체의 두께를 조절하여 물 팬텀 내 최대비정 20 cm, 플래토우 길이 6 cm의 치료체적을 구현하였다.
노즐 내 양성자와 중성자의 선속 분포는 원자번호가 높고 밀도가 큰 산란체부분에서 높은 분포를 나타내었으며, 중성자의 에너지 스펙트럼분포의 경우 물질의 방사화를 발생시킬 수 있는 낮은 에너지의 중성자가 높은 비율로 발생하였으며, 중성자의 에너지가 높아질수록 선속의 양은 줄어들며 평탄한 형태의 분포를 나타내었다.
단기사용 평가결과 발생되는 방사화 핵종의 대부분은 반감기가 짧고 투과력이 약한 베타선 방출핵종이며 노즐 내 구성성분에 따라 상이한 핵종의 분포를 나타내었으며, 생성 총 방사능은 시간에 따라서 지수 함수적인 감쇠를 보였다.
치료실내 공기의 방사화로 인한 내부피폭은 약 12.44 pSv로 공기방사화 물질에 의한 인체영향은 미미할 것으로 나타났다.
단기사용 시 잔류핵종에 의한 공간선량률의 경우 0.241 mSv/h로 나타났으며 15분경과 시 처음 선량의 약 3.4배의 감소를 나타내었다. 장기사용에 대한 평가에서는 단기사용과는 다르게 장반감기 핵종인 204Tl(3.78y), 207Bi(31.55y), 63Ni(100.1y), 60Co(5.26y), 55Fe(2.73y), 3H(12.3y), 14C(5730y)의 방사능이 높게 관찰되었다.
장기사용에 따른 콘크리트 방사화 분석 결과 콘크리트 내 중성자 선속의 경우 일정 깊이에서 최대가 되었으며 점차 감소하는 경향을 나타냈으며 본 연구에서는 152Eu, 55Fe, 60Co, 54Mn, 154Eu, 51Cr, 134Cs, 3H, 24Na, 22Na, 37Ar등의 방사성동위원소가 생성되었다. 콘크리트 방사화로 인한 작업자의 피폭선량은 10 cm 거리에서 6.25E-07 mSv, 1 m 거리에서 3.48E-07 mSv로 나타났다.

결론: 중하전입자가속기 가동에 따른 피폭선량 및 방사화 물질을 평가한 결과 중하전입자가속기에서 발생되는 중성자의 분포는 원자번호가 높고 밀도가 큰 물질일수록 그 발생량이 증가하였으며 선원에서 위치가 멀어짐에 따라 줄어드는 경향성을 나타내었다. 생성 이차 중성자의 경우 에너지에 따라 물질과의 상호작용이 상이하므로 각 시설환경에 적합한 중성자의 선속 및 에너지스펙트럼의 분석이 시설의 방사화 해석에 반드시 필요할 것으로 판단된다.
단기사용에 따른 생성 방사화 핵종의 대부분은 단 반감기 및 베타선 방출핵종으로 일정시간의 경과만으로 인체의 피폭을 줄일 수 있을 것으로 판단되며, 공기의 방사화로 인한 내부피폭은 공기의 순환 및 환기 등을 고려할 때 인체에 대한 영향은 미미할 것으로 사료된다.
중하전입자 가속기의 사용에 따라 장반감기 방사화 핵종의 증가를 나타내었으며 이는 종사자 피폭선량 및 폐기물의 양을 증가시킬 것으로 추론된다.
또한, 콘크리트의 경우 직접적인 선속의 조사 부분의 방사능 값은 자체처분 및 저준위 처분을 상회하는 값을 나타내므로 적합한 처리방안이 모색되어야 할 것으로 판단된다.
본 연구를 토대로 중하전입자가속기의 인체피폭선량 및 방사화평가의 정보가 방사선종사자 및 방사성폐기물의 안전관리의 틀을 제공할 수 있을 것으로 생각된다.

Purpose: Unnecessary secondary neutrons and particle fragments are generated by high-energy radiation in medical heavy-charged particle accelerators, the generated secondary radiation increases unnecessary exposure doses outside of the field and causes activation of facilities and machine component.
Therefore, in terms of radiation protection, a safety management method differentiated from existing radiation treatment facilities is required, and in Korea, data on overall radiological impact assessment including high-energy radiation shielding design and worker’s dose exposure assessment are still insufficient.
In this study, the proton accelerator was simulated through Monte Carlo simulation, and the exposure dose analysis to the human according to the use environment and the radioactivity analysis of air and concrete were conducted.
Based on the results of this study, we propose a radiation safety management plan for heavy charged particle accelerators, and an effective treatment and disposal plan for facility maintenance, repair, and dismantling through inventory evaluation of generated nuclides.

Material and Methods: The proton accelerator nozzle and shield were simulated using Monte Carlo simulation, and reliability was secured by comparing the simulated source term with standard reference data. Based on the evaluation of the secondary radiation flux and energy spectrum generated from the nozzle, the exposure dose of workers was analyzed through the spatial radiation dose rate and activation in the air at the time of short-term use. Inventory was evaluated and the disposal plan of radioactive waste and the exposure dose of workers were analyzed at th time of long-term use.

Results: For the evaluation of the simulated source term, comparisons were made with the standard data of the American Standards Institute, and the agreement rate was within 5% for the energy range of 150 MeV to 250 MeV, which is the use of therapeutic range. In addition, in order to simulate the proton treatment environment, the thickness of the scattering materials in the nozzle was adjusted to achieve a treatment volume with a maximum ratio of 20 cm plateau length and 6 cm proton range in the water phantom.
The distribution of the protons and neutrons in the nozzle showed a high distribution in the part of the scattering material with a high atomic number and high density. Most of the radionuclides generated as a result of short-term use were beta-ray emitting nuclides with a short half-life and weak penetrating power, and showed different distributions of nuclides depending on the components in the nozzle. the total radioactivity produced exponentially decayed with time.
The internal exposure due to the air activation products in the treatment room was about 12.44 pSv, indicating that human risk by the air-radiating substances was minimal. In the case of short-term use, the spatial dose rate due to residual nuclides was 0.241 mSv/h, and after 15 minutes, it was about 3.4 times less than the initial dose.
In the evaluation of long-term use, unlike short-term use, long half-life nuclides 204Tl(3.78y), 207Bi(31.55y), 63Ni(100.1y), 60Co(5.26y), 55Fe(2.73y), 3H(12.3y), 14C (5730y) of radioisotope was observed.
In the analysis of concrete according to long-term use, neutrons in concrete reached a maximum at a certain depth and gradually decreased. In this study, 152Eu, 55Fe, 60Co, 54Mn, 154Eu, 51Cr, 134Cs, 3H, 24Na, 22Na, 37Ar Radioisotopes were generated. The exposure dose to workers due to concrete radiation was 6.25E-07 mSv at a distance of 10 cm and 3.48E-07 mSv at a distance of 1 m.

Conclusion: In this study, the distribution of neutrons generated by the heavy charged particle accelerator increases higher atomic number and the higher the density materials.
In the case of generated secondary neutrons, the interaction with matter is different depending on the energy, so it is considered that the analysis of the beam energy spectrum is essential for each facility.
Most of the radionuclides generated by short-term use are only short half-life and beta-ray emission nuclides, and it is believed that worker’s exposure can be reduced only after entered the facility in a certain period of time, and internal exposure due to activation product in the air should take into account air circulation and ventilation. It is thought that the effect on the human risk will be insignificant.
The use of heavy charged particle accelerator showed an increase in long-half-lived radionuclide, which is thought to increase worker exposure dose and waste amount.
In addition, in the case of concrete, since the radioactivity value of the irradiated part of the direct spot represents a value that exceeds the self-disposal and low-level disposal, it is considered that an appropriate treatment plan should be sought.
Based on this study, it is thought that the information on the exposure dose to human of the heavy charged particle accelerator and the evaluation of radioactivity can provide a framework for the safety management of radiation workers and radioactive waste.