몬테칼로법을 이용한 의료용 선형가속기 차폐벽의 방사화 특성 분석 Analysis of Radioactive Characterization in the Medical Linear Accelerator Shielding Wall Using Monte Carlo Method원문보기
본 연구는 의료용 선형가속기를 차폐하고 있는 차폐벽에 대하여 방사화 분석을 함으로서 추후 선형가속기 시설의 해체 시 해체비용의 절반이상을 차지하는 차폐벽에 대하여 폐기물 준위를 평가하고 이에 따른 폐기물 처리방법을 분석함으로서 해체비용 측면에 있어서 이득을 얻을 수 있는 방법에 대하여 논의하고자 한다. 실험결과, 선형가속기에서 발생하는 중성자 양은 차폐벽을 방사화 시키기에 충분한 양이 측정되었으며, 방사화 분석 결과 약 20 개 이상의 핵종이 분석되었다. 이 중 $^{24}Na$, $^{45}Ca$, $^{59}Fe$ 핵종이 규제해제 농도를 초과하는 것으로 분석되었으며, 그 값은 차폐벽 깊이가 깊어질수록 농도는 줄어들었다. 이를 바탕으로 특정 세 구역(E,F,G)은 매립이나 재활용이 불가능한 것으로 평가되었으며, 나머지 구역은 일정 깊이 이상일 경우 매립이나 재활용이 가능한 것으로 평가되었다.
본 연구는 의료용 선형가속기를 차폐하고 있는 차폐벽에 대하여 방사화 분석을 함으로서 추후 선형가속기 시설의 해체 시 해체비용의 절반이상을 차지하는 차폐벽에 대하여 폐기물 준위를 평가하고 이에 따른 폐기물 처리방법을 분석함으로서 해체비용 측면에 있어서 이득을 얻을 수 있는 방법에 대하여 논의하고자 한다. 실험결과, 선형가속기에서 발생하는 중성자 양은 차폐벽을 방사화 시키기에 충분한 양이 측정되었으며, 방사화 분석 결과 약 20 개 이상의 핵종이 분석되었다. 이 중 $^{24}Na$, $^{45}Ca$, $^{59}Fe$ 핵종이 규제해제 농도를 초과하는 것으로 분석되었으며, 그 값은 차폐벽 깊이가 깊어질수록 농도는 줄어들었다. 이를 바탕으로 특정 세 구역(E,F,G)은 매립이나 재활용이 불가능한 것으로 평가되었으며, 나머지 구역은 일정 깊이 이상일 경우 매립이나 재활용이 가능한 것으로 평가되었다.
This study analyzed for the radioactive shielding wall, which shields the medical linear accelerator. This allows to evaluate the level of waste with respect to the shield wall, which accounts for more than half of the cost of dismantling later linac facility. In addition, by analyzing the waste pro...
This study analyzed for the radioactive shielding wall, which shields the medical linear accelerator. This allows to evaluate the level of waste with respect to the shield wall, which accounts for more than half of the cost of dismantling later linac facility. In addition, by analyzing the waste processing method according we discuss the way to obtain the benefits in terms of dismantling cost. Results of the simulate, the amount sufficient to screen the amount of neutron radiation occurring in the shielding wall linac was measured. And neutron activation analysis results were analyzed nuclides more than about 20. This analysis was in excess of that, $^{24}Na$, $^{45}Ca$, $^{59}Fe$ nucleus paper deregulation concentration. The value is reduced is greater the deeper the depth of the shielding wall concentration. Based on this, three specific areas (E, F, G) was estimated to be impossible to landfill or recycling. The rest area was estimated to be buried or recycled if possible more than a predetermined depth.
This study analyzed for the radioactive shielding wall, which shields the medical linear accelerator. This allows to evaluate the level of waste with respect to the shield wall, which accounts for more than half of the cost of dismantling later linac facility. In addition, by analyzing the waste processing method according we discuss the way to obtain the benefits in terms of dismantling cost. Results of the simulate, the amount sufficient to screen the amount of neutron radiation occurring in the shielding wall linac was measured. And neutron activation analysis results were analyzed nuclides more than about 20. This analysis was in excess of that, $^{24}Na$, $^{45}Ca$, $^{59}Fe$ nucleus paper deregulation concentration. The value is reduced is greater the deeper the depth of the shielding wall concentration. Based on this, three specific areas (E, F, G) was estimated to be impossible to landfill or recycling. The rest area was estimated to be buried or recycled if possible more than a predetermined depth.
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문제 정의
본 연구는 선형가속기 장비를 교체 없이 최대한 사용할 수 있을 것으로 유추되는 기간을 30년으로 설정하였고, 이 기간 동안 지속적으로 가동한다는 가정 하에 모의실험을 진행하였으며, 선형가속기 장비 해체 시 폐기물 비용의 대부분을 차지하는 콘크리트 벽에 대한 방사화양을 벽 두께 깊이에 따라 평가하고자 하였다. 선형가속기에서 발생하는 광자와 차폐벽이 받는 중성자의 양을 MCNPX(Ver.
본 연구는 의료용 선형가속기 해체에 있어서 가장 큰비용을 차지하는 차폐벽에 대한 연구로서, 방사화로 인해 발생하는 핵종과 방사화 정도를 예측, 분석하고자 하였다.
본 연구에서 모사한 선형가속기에서 발생하는 광자에 대하여 스펙트럼과 플루언스율(photon number/㎠•sec•e)을 분석하였다. 이것은 모사한 선형가속기의 신뢰성 검증과 전자 1 개를 수송하였을 때를 기준으로 생성된 광자의 양과 중성자의 양을 비교, 평가하기 위한 것이다.
이에 본 연구는 의료분야에서 쓰이는 장비 중 사용 빈도가 많으며, 상대적으로 고에너지를 사용하는 선형 가속기를 대상으로 방사화 정도를 평가하여 시설해체에 있어서 방사성폐기물 처리방법과 처리 비용 측면에서 이득을 얻을 수 있는 방안에 대하여 논의하고자 한다.
이에 본 연구에서는 차폐벽을 5㎝ 두께별로 깊이에 따라 각각 구분하여 폐기물 준위를 분류하고 폐기물 처리방법에 대하여 평가하였다.
가설 설정
방사화 평가는 보수적인 평가를 위해 20 MV 광자선을 사용하였을 때 발생한 중성자 플루언스율을 적용하고 선형가속기의 가동 시간은 하루 8시간을 기준으로 30년 동안 쉬지 않고 가동한다는 가정 하에 평가를 진행하였으며, 발생한 핵종들에 대하여 Bq/kg으로 방사화 양을 분석하였다.
제안 방법
광자 측정 지점은 타깃 바로 아래 10 ㎝ 인 지점에서 측정하였으며, Tally F5번을 사용, 반경 5 ㎝인 가상의 구형 디텍터를 통해 입사한 광자의 개수를 분석하였다.
마지막으로 중성자의 측정은 [그림 2]와 같이 차폐벽을 A ∼ I 까지 총 9 부분으로 나누어 각각의 벽을 두께 5㎝ 간격으로 분할하였다.
본 연구는 FISPACT-2010 코드를 통해 앞서 MCNPX를 이용해 측정한 중성자 플루언스율을 입력값으로 사용하여 방사화 정도를 분석하였다.
본 연구는 선형가속기 해체 시 해체비용의 절반 이상을 차지하는 차폐벽에 대한 내용으로서 30년을 가동하 였다는 가정 하에 차폐벽이 받는 중성자 양을 평가한 후, 방사화 정도를 분석하였다.
본 연구에서 모사한 선형가속기에서 발생하는 광자에 대하여 스펙트럼과 플루언스율(photon number/㎠•sec•e)을 분석하였다.
본 연구에서 모사한 선형가속기의 경우 실제 임상에서 사용하는 장비를 단순화시켜 헤드부분만을 모사하였다. 모사한 부품은 타깃(Target), 1차 조리개(Primary collimator), 선속평탄여과판(Flattening filter), 2차 조리개(secondary collimator), 다엽조리개(Multi-leaf collimator)를 표현하였다.
이 때 스펙트럼은 10 keV 간격으로 나누어 측정하고 생성된 그래프, 평균에너지, 특성에너지를 평가하였다.
이 후, 5㎝ 간격으로 분할된 각각의 두께에 대하여 Tally F4번을 지정함으로서 중성자 플루언스율(neutron number/㎠·sec·e)을 측정하였으며, 분당 선량률은 6 Gy로 가정하고 초당 중성자 플루언스율(neutron number/㎠·sec)을 환산하여 FISPACT-2010 코드의 입력값으로 사용하였다.
이에 방사화 평가는 중성자 플루언스율이 20000, 15000, 10000, 5000, 2500, 1000, 500, 300, 150, 50개/㎠·sec 일 경우에 대하여 평가를 하였다.
하지만 그에 반해 방사화에 대한 핵 데이터가 없는 단점을 가지고 있다. 이에 영국 원자력 공사(UKAEA)에서 MCNPX 프로그램과 연계하여 핵 융합시설, 핵분열로 고에너지 가속기 등의 방사화 평가에 적용할 수 있는 코드인 FISPACT-2010을 개발하여 IAEA를 통해 배포하였다[12].
대상 데이터
이 때, 벽의 두께는 100 ㎝로 하였으며, 선형가속기가 회전하면서 1차선이 조사되는 부분은 50 ㎝ 두께의 콘크리트를 추가하였다. 다음으로 콘크리트 재질은 일반적으로 가장 많이 사용되고 있는 Ordinary(NBS03)를 사용하였으며, [표 1]에 밀도와 재질을 나타내었다. 이는 한국원자력연구원의 고에너지 차폐 방법에 대한 연구에서 보고된 콘크리트 재질이다 [11].
본 연구에서 모사한 선형가속기의 경우 실제 임상에서 사용하는 장비를 단순화시켜 헤드부분만을 모사하였다. 모사한 부품은 타깃(Target), 1차 조리개(Primary collimator), 선속평탄여과판(Flattening filter), 2차 조리개(secondary collimator), 다엽조리개(Multi-leaf collimator)를 표현하였다. 이 때, 사용한 재질과 밀도는 Tunsten(182W, 183W, 184W, 186W), 19.
선형가속기를 차폐하고 있는 차폐벽에 대한 기하학적 구조는 IAEA에서 제시한 설계를 참고하였으며[10], 일반적으로 임상에서 적용하고 있는 미로형으로 모사하였다[그림 2]. 이 때, 벽의 두께는 100 ㎝로 하였으며, 선형가속기가 회전하면서 1차선이 조사되는 부분은 50 ㎝ 두께의 콘크리트를 추가하였다. 다음으로 콘크리트 재질은 일반적으로 가장 많이 사용되고 있는 Ordinary(NBS03)를 사용하였으며, [표 1]에 밀도와 재질을 나타내었다.
모사한 부품은 타깃(Target), 1차 조리개(Primary collimator), 선속평탄여과판(Flattening filter), 2차 조리개(secondary collimator), 다엽조리개(Multi-leaf collimator)를 표현하였다. 이 때, 사용한 재질과 밀도는 Tunsten(182W, 183W, 184W, 186W), 19.4 g/㎤와 Copper( 63Cu, 65Cu), 8.94 g/㎤를 이용하였다.
데이터처리
본 연구는 선형가속기 장비를 교체 없이 최대한 사용할 수 있을 것으로 유추되는 기간을 30년으로 설정하였고, 이 기간 동안 지속적으로 가동한다는 가정 하에 모의실험을 진행하였으며, 선형가속기 장비 해체 시 폐기물 비용의 대부분을 차지하는 콘크리트 벽에 대한 방사화양을 벽 두께 깊이에 따라 평가하고자 하였다. 선형가속기에서 발생하는 광자와 차폐벽이 받는 중성자의 양을 MCNPX(Ver.2.5.0)을 사용하여 측정한 후, 측정된 중성자 플루언스 값을 입력값으로 사용하여 FISPACT-2010 코드를 통해 방사화 정도를 평가하였다. [그림 1]은 본 실험에서 사용한 모의실험 프로그램과 방사화 평가방법에 대한 간략한 연구절차와 목표이다.
이론/모형
선형가속기를 차폐하고 있는 차폐벽에 대한 기하학적 구조는 IAEA에서 제시한 설계를 참고하였으며[10], 일반적으로 임상에서 적용하고 있는 미로형으로 모사하였다[그림 2].
성능/효과
그 결과, 생성된 핵종은 3H, 14C, 24Na, 31 Si, 32,33 P, 35S, 36,38Cl, 42,43K, 45,47Ca, 46,47,48Sc, 51Cr, 56Mn, 55,59 Fe, 60Co으로 나타났다.
농도를 초과한 3가지 핵종을 분석해 보면, 24Na는 중성자 플루언스율이 500 개/㎠·sec 일 때, 971 Bq/kg으로 규제해제 농도를 만족하였으며, 45Ca는 1000 개/㎠· sec 일 때 54800 Bq/kg, 59Fe는 1000 개/㎠·sec 일 때 410 Bq/kg으로 규제해제 농도 이하를 만족시키는 것으로 나타났다.
다음으로 차폐벽이 받은 중성자 양을 보면, 선형가속기 헤드를 중심으로 거리가 이격될수록 중성자 플루언 스율이 낮아지는 것으로 분석되었다. 이와 같은 결과는 치료실 내 위치별 중성자양을 평가한 박[16]의 연구와 유사한 결과를 보였다.
이와 같은 결과는 치료실 내 위치별 중성자양을 평가한 박[16]의 연구와 유사한 결과를 보였다. 또한, 차폐벽 중 E,F가 다른 지점에 비해 높은 값이 측정되었으며, G의 경우 헤드를 중심으로 먼 거리를 유지함에도 불구하고 상대적으로 높은 값을 나타냈다. 이는 중성자를 받을 수 있는 표면 적이 영향을 미친 것으로 E,F,G의 경우 다른 벽에 비해 3면이 중성자에 노출이 되어있기 때문인 것으로 분석 된다.
마지막으로 방사화를 분석해 보면, 중성자 플루언스 양이 낮을수록 방사화양은 낮게, 핵종의 종류는 적게 측정되었다. 이 때, 핵종은 약 20 종 이상이 발생 되었으 며, 이 중 규제해제 농도를 초과하는 핵종은 24Na, 45Ca, 59Fe로 분석되었다.
먼저 본 연구에서 모사한 선형가속기의 신뢰성을 확보하기 위해 측정한 광자 플루언스율과 스펙트럼의 경우 기존의 이[15]등의 연구와 비교하면, 에너지 스펙트럼의 경우 약 4 MeV 이하에서 대부분의 광자들이 발생하는 것이 유사하였다. 하지만 본 연구에서는 특성에너지 피크가 확실하게 나타나며 차이를 보였다.
그 결과, 생성된 핵종은 3H, 14C, 24Na, 31 Si, 32,33 P, 35S, 36,38Cl, 42,43K, 45,47Ca, 46,47,48Sc, 51Cr, 56Mn, 55,59 Fe, 60Co으로 나타났다. 생성된 핵종 대부분 자체처분을 가능하게 할 수 있는 규제해제 이하의 농도로 측정되었으나, 24Na, 45Ca, 59Fe 핵종은 규제해제 농도를 초과하는 것으로 나타났다.
이를 분석해 보면, E, F, A, G, I, C, D, H, B 순으로 높은 중성자 양을 보였으며, 약 30 ∼ 35 ㎝에서 중성자 양이 절반으로 줄어드는 것으로 나타났다.
종합적으로 차폐벽의 폐기물 처리방법을 평가하면, 차폐벽 E,F,G 부분은 규제해제 농도 기준을 만족하지 못함으로 저준위 폐기물로 분류하여 처리를 해야 하며, 나머지 부분에서는 일정 깊이 이상이 되면 규제해제 농도 기준이하를 만족하여 매립이나 재활용 등을 할 수 있을 것으로 판단된다.
평가 결과, 차폐벽이 받는 중성자의 양은 방사화를 일으키기에 충분한 양이 측정되었으며, 방사화로 인해 발생한 핵종은 약 20가지 이상으로 나타났다.
하지만, 중성자 플루언스율이 500 ~ 1000 개/㎠·sec로 줄어들면 핵종 모두 규제해제 농도 이하로 줄어드는 것을 확인할 수 있었다.
후속연구
본 연구는 차폐벽에 대한 핵종과 방사능 재고량을 정확하게 분석하여 기준을 제시함으로서 추후 선형 가속기 시설의 해체에 있어서 폐기물 재활용 가능성을 파악함으로서 비용적인 측면에서 이득을 얻을 수 있을 것으로 생각된다.
하지만 오늘날 의료 분야에서 사용하는 장비는 기술의 발달로 인하여 방사선의 에너지가 높아졌으며, 이에 따라 2차적으로 일어나는 방사화 문제가 대두 되고 있다[3][4]. 이와 같이 발생하는 방사화는 장비를 사용하는 기간이 길수록 그 양은 늘어나며, 추후 장비 해체 시 작업자에 대한 피폭 문제와 더불어 해체 비용 측면에서 문제가 될 것이다. 그러므로 1970년대부터 미국이나 유럽 등에서는 시설 해체에 대한 연구가 진행 중이며, 특히 방사성 폐기물 처리 방법과 해체 비용에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다[5-8].
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
MCNPX(Ver.2.5.0)의 단점은 무엇인가?
0)는 입자의 수송 계산에 있어서 다양한 종류의 입자를 적용할 수 있다는 점, 연산 시간이 빠르다는 점, 또한 정확성이 높은 장점을 가지고 있다. 하지만 그에 반해 방사화에 대한 핵 데이터가 없는 단점을 가지고 있다. 이에 영국 원자력 공사(UKAEA)에서 MCNPX 프로그램과 연계하여 핵 융합시설, 핵분열로 고에너지 가속기 등의 방사화 평가에 적용할 수 있는 코드인 FISPACT-2010을 개발하여 IAEA를 통해 배포하였다[12].
MCNPX(Ver.2.5.0)의 장점은 무엇인가?
5.0)는 입자의 수송 계산에 있어서 다양한 종류의 입자를 적용할 수 있다는 점, 연산 시간이 빠르다는 점, 또한 정확성이 높은 장점을 가지고 있다. 하지만 그에 반해 방사화에 대한 핵 데이터가 없는 단점을 가지고 있다.
방사선이용시설은 어디에 분포하며 방사선의 위험성은 어떤가?
방사선이용시설은 연구소 및 대학, 의료기관, 산업체 등 다양하게 분포하고 있으며, 일반적으로 발전소나 산업체보다 의료에서 사용하는 방사선의 위험성은 적다고 볼 수 있다[1]. 이에 따라 과거 의료분야에 있어서 방사선 발생 장치를 설치 시 누설선의 차폐가 중점이었으며, 방사선을 사용함으로서 2차적으로 일어날 가능성은 염두에 두지 않았던 것이 사실이다.
참고문헌 (16)
조운갑, 송민철, 김용민, 박병현, 김우란, 방사선 이용시설 국내 운영현황 및 국외 해체사례 분석, 한국원자력안전기술원, 2014.
이재호, 사이클로트론 시설 방사성 콘크리트 폐기물 발생량 평가 및 감축기법 개발, 한양대학교 대학원, 석사학위논문, 2016.
H. W. Fischer, B. E. Tabot, and B. Poppe, "Activation processes in a medical linear accelerator and spatial distribution of activation products," Phys. Med. Biol., Vol.51, pp.N461-N466, 2006.
Y. Z. Wang, M. D. C. Evans, and D. B. Podgorsak, "Characteristics of induced activity from medical accelerators," Med. Phys., Vol.32, No.9, pp.2899-2910, 2005.
European Commission Nuclear Safety and the Environment, Evaluation of the Radiological and Economic Consequences of Decommissioning Particle Accelerators, Leuxembourg, 1999.
E. T. Cheng and G. Saji, "Activation and waste management considerations of fusion materials," Journal of nuclear materials, Vol.212-215, No.1, pp.621-627, 1994.
Bob Major, Pet cyclotron Design for Decommissioning and Waste Inventory Reduction, The American Society of Mechanical Engineers, 2009.
R. Calandrino, A. del Vecchino, A. Savi, S. Todde, V. Griffoni, S. Brambilla, R. Parisi, G. Simone, and F. Fazio, "Decommissioning Procedures for an 11 MeV Self-shielded Medical Cyclotron After 16 Years of Working Time," Health Phys., Vol.90, No.6, pp.588-596, 2006.
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