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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
이상봉 (한국원자력연구원) 김종일 (전북대학교) 정교성 (한국원자력연구원) 이현진 (한국원자력연구원) 이윤종 (한국원자력연구원) 이진우 (한국원자력연구원)
저널정보
한국방사선산업학회 방사선산업학회지 방사선산업학회지 제12권 제3호
발행연도
2018.1
수록면
163 - 168 (6page)

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ARTI (Advanced Radiation Technology Institute, KAERI) has been operating a30 MeV cyclotron and is going to produce 89Zr which is useful for diagnosis of cancer as analternative of FDG (FluoroDeoxyGlucose). It is produced by proton irradiation on 89Y target. Shielding analysis of a transport container has not been carried out, though there has beenfew cases of producing 89Zr in Korea. In this study, we carry out shielding analysis for the 89Zrtransport container with MCNPX code. 89Zr of which physical half life is 78.4 hours emits 0.909MeV energy through a gamma transition at 99.9% fraction and β+ emission at 23% fraction. Thematerial of transport container is 97% lead with 3% antimony alloy, and the shape is cylindricalwith diameter of 85 mm, height of 124 mm and weight about 8 kg. Radiation sources in transportcontainer and were modeled based on the above data. Detectors which is a cylindrical shape witha radius and a height of 1cm respectively were set up from the outside of the transport container. Total of 8 tallies defined as F4 tally were also applied to calculate of flux for volume. Calculationresults using MCNPX show that transport container can contain 89Zr up to approximately 40 mCito meet the radiation regulation of nuclear Act. This calculation is based on the surface radiationdose rate of 2 mSv·h-1 given in the radiation regulations. However, since the conditions used inanalyses are conservative, actual maximum activity would be higher.

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