붕소- 중성자 포획치료를 위한 미세 속중성자 선량 특성 연구

• 영문명: Dosimetry of the Low Fluence Fast Neutron Beams for Boron Neutron Capture Therapy
• 발행기관: 대한방사선종양학회
• 저자명: 이동한(Dong Han Lee) 지영훈(Young Hoon Ji) 이동훈(Dong Hoon Lee) 박현주(Hyun Joo Park) 이석(Suk Lee) 이경후(Kyung Hoo Lee) 서소희(So Heigh Suh) 김미숙(Mi Sook Kim) 조철구(Chul Koo Cho) 류성렬(Seong Yul Yoo) 유형준(Hyung Jun Yu) 곽호신(Ho Shin Gwak) 이창훈(Chang Hun R
• 간행물 정보: 『대한방사선종양학회지』제19권 제1호, 66~73쪽, 전체 8쪽
• 주제분류: 의약학 > 종양학
• 파일형태: PDF
• 발행일자: 2001.03.31

국문 초록

목 적 :붕소-중성자 포획치료법(Boron Neutron Capture Therapy, BNCT)을 위해 원자력병원 싸이클로트론에서 발생되는 최대에너지 34.4 MeV의 속중성자(Fast neutron)를 70 cm 파라핀으로 감속시킨 후 선량 특성을 조사하였다. 그 결과를 토대로 열외중성자(Epithermal neutron) 선량 측정법에 대한 프로토콜을 확립하여 원자로에서 방출되는 열외중성자 선량 특성 평가의 기초를 삼고, 가속기를 이용한 BNCT 연구에 대한 타당성 여부를 조사하고자 한다. 대상 및 방법 :공기 중 선량 및 물질 내 선량 분포 측정을 위해 Unidos 10005 (PTW, Germany) 전기계와 조직 등가 물질인 A- 150 플라스틱으로 제작된 IC- 17 (Far West, USA) 및 IC- 18, EIC- 1 이온함을 사용하였고, 감마선의 측정을 위해서는 마그네슘으로 제작된 IC- 17M이온함을 이용하였으며 조직등가 기체와 아르곤 기체를 분당 5 cc 씩 주입하며 측정하였다. 중성자, 광자, 전자가 혼합된 장의 모의 수송 해석을 위해 이용되는 Monte Carlo N- Particle (MCNP) transport code를 사용하여 2차원적 선량 분포 및 에너지 분포를 계산하였으며 이 결과를 측정값과 비교하였다. 결 과 :BNCT에서의 유효 치료 깊이인 물 팬텀 4 cm에서의 선량은 치료기 1 MU 당 6.47×10- 3 cGy로 미세하였으며, 이때 감마 오염도(contamination)는 65.2±0.9%로 중성자보다는 감마선에 의한 선량 기여분이 우세하였다. 깊이에 따른 선량 분포 특성에서는 중성자 선량은 선형적으로 감쇠 되었고, 감마선량은 지수적으로 보다 급격히 감쇠되는 경향을 보였으며 전체 선량의 D20/D10은 0.718 이었다. MCNP에 의한 에너지 분포 전산 계산의 결과 2.87 MeV 이하에서 중성자 피크가 나타났으며, 저에너지 영역에서는 감마선이 연속적으로 분포되는 양상을 보였다. 결 론 :벽 물질이 서로 다른 두 개의 이온함을 사용한 직접 선량 측정과 MCNP 전산 시뮬레이션을 이용한 공간선량분포 계산으로 미세 속중성자 빔에 대한 선량 특성을 파악할 수 있었으며, 원자로 열외중성자 주(Epithermal neutron column)에 대한 선량 평가 자료로 확보하였다. 아울러 가속기에 대한 연구가 진행되어 고전압, 고전류를 발생시키는 전원 공급장치와 표적핵(Target) 물질이 개발되고 비스무스나 납 등에 의해 감마 오염도를 줄일 경우, 싸이크로트론에 의한 보론-중성자 포획치료도 가능해질 것으로 판단된다.

영문 초록

Purpose : For the research of Boron Neutron Capture Therapy (BNCT), fast neutrons generated from the MC- 50 cyclotron with maximum energy of 34.4 MeV in Korea Cancer Center Hospital were moderated by 70 cm paraffin and then the dose characteristics were investigated. Using these results, we hope to establish the protocol about dose measurement of epi- thermal neutron, to make a basis of dose characteristic of epi- thermal neutron emitted from nuclea r reactor, and to find feasibility about accelerator- based BNCT. Method and Materials : For measuring the absorbed dose and dose distribution of fast neutron beams, we used Unidos 10005 (PTW, Germany) electrometer and IC- 17 (Far West, USA), IC- 18, EIC- 1 ion chambers manufactured by A- 150 plastic and used IC- 17M ion chamber manufactured by magnesium for gamma dose. There chambers were flushed with tissue equivalent gas and argon gas and then the flow rate was 5 cc per minute. Using Monte Carlo N- Pa rticle (MCNP) code, transport program in mixed field with neutron, photon, electron, two dimensional dose and energy fluence distribution was calculated and there results were compa red with measured results. Results :The absorbed dose of fast neutron beams was 6.47×10- 3 cGy per 1 MU at the 4 cm depth of the water phantom, which is assumed to be effective depth for BNCT. The magnitude of gamma contamination intermingled with fast neutron beams was 65.2±0.9% at the same depth. In the dose distribution according to the depth of water, the neutron dose decreased linearly and the gamma dose decreased exponentially as the depth was deepened. The factor expressed energy level, D20/D10 , of the total dose was 0.718. Conclusion :Through the direct measurement using the two ion chambers, which is made different wall materials, and computer calculation of isodose distribution using MCNP simulation method, we have found the dose characteristics of low fluence fast neutron beams. If the power supply and the target material, which generate high voltage and current, will be developed and gamma contamination was reduced by lead or bismuth, we think, it may be possible to accelerator- based BNCT.

키워드

붕소-중성자 포획치료법 싸이클로트론 Monte Carlo N- Particle (MCNP) Boron neutron capture therapy (BNCT) Cyclotron Monte carlo N-Particle (MCNP)