Analysis of Radioactive Characterization in the Medical Linear Accelerator Shielding Wall Using Monte Carlo Method

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.

몬테칼로법을 이용한 의료용 선형가속기 차폐벽의 방사화 특성 분석

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.