Shielding Calculations of Accelerator Facility for Medical Isotope Production using MCNPX Code

MCNPX 코드를 이용한 의료용 방사성동위원소 생산을 위한 가속기 시설의 방사선차폐 및 선량 계산

Since production of radioactive isotope for using PET, a lot of neutrons were produced. The produced neutrons were mainly shielded by concrete facility. Secondary photons are generated and emitted from the concrete shielding wall of the PET cyclotron since the proton-generated neutrons are thermalized and absorbed in the concrete wall and emit secondary radiations, i.e., photons. This study calculated neutron dose and photon dose at outside of the accelerator facility using MCNPX code. As results of the calculation, total dose were calculated less than limited dose by law.

PET에 사용되는 조영제는 생산과정 중에 다량의 중성자가 발생한다. 발생된 중성자는 주로 콘크리트 구조물로 차폐를 하게 되며 가속기 시설의 차폐 평가는 구조물 외부로 방출되는 방사선의 선량을 측정하게 된다. 즉 콘크리트를 통과하면서 에너지를 잃은 중성자와 콘크리트를 이루는 물질과 중성자간의 상호작용으로 생성되는 광자의 선량을 측정하여 선량을 평가하게 된다. MCNPX 코드2)를 이용하여 가속기 시설의 콘크리트 구조물 외부로 방출되는 중성자 선량과 광자선량을 계산한 결과, 원자력법에서 정한 법정 제한 선량에 훨씬 못 미치는 것을 알 수 있었다.