孫洪超，李國強(qiáng)，閆 峰，莊大杰，王學(xué)新

(中國輻射防護(hù)研究院，山西 太原 030006)

乏燃料運(yùn)輸容器屏蔽性能檢測(cè)技術(shù)

孫洪超，李國強(qiáng)，閆 峰，莊大杰，王學(xué)新

(中國輻射防護(hù)研究院，山西 太原 030006)

我國放射性物質(zhì)運(yùn)輸安全監(jiān)管的一項(xiàng)重要內(nèi)容是對(duì)運(yùn)輸容器進(jìn)行輻射屏蔽性能檢測(cè)，確保其滿足《放射性物質(zhì)安全運(yùn)輸規(guī)程》的要求。在實(shí)際對(duì)乏燃料運(yùn)輸容器進(jìn)行輻射屏蔽性能檢測(cè)時(shí)反映出了一些尚需解決的問題和難點(diǎn)，如中子輻射水平測(cè)量的可靠性，表面中子輻射水平的準(zhǔn)確測(cè)量等。本文主要針對(duì)乏燃料運(yùn)輸容器屏蔽性能檢測(cè)中涉及的中子輻射水平測(cè)量可靠性開展相關(guān)研究。通過分析比較不同類型測(cè)量儀器的測(cè)量結(jié)果，結(jié)合乏燃料運(yùn)輸容器外部輻射水平的模擬計(jì)算結(jié)果，提出優(yōu)化乏燃料運(yùn)輸容器屏蔽性能檢測(cè)技術(shù)的建議，為技術(shù)的完善和乏燃料運(yùn)輸管理工作提供借鑒。

乏燃料運(yùn)輸容器；輻射測(cè)量；輻射屏蔽性能檢測(cè)

自1991年我國第一座核電站并網(wǎng)發(fā)電，大力發(fā)展核電已經(jīng)成為中國電力發(fā)展的重要措施[1-2]。目前，由于核電站乏燃料貯存水池容量的限制，核電站乏燃料急需外運(yùn)。同時(shí)，由于乏燃料具有較強(qiáng)的輻射特性，乏燃料運(yùn)輸安全問題受到社會(huì)公眾、業(yè)界專家和監(jiān)管部門廣泛關(guān)注。

國標(biāo)《放射性物質(zhì)安全運(yùn)輸規(guī)程》(GB 11806)中，規(guī)定了放射性物品運(yùn)輸容器的輻射屏蔽性能需要滿足的相關(guān)要求[3]。其中，根據(jù)GB 11806的相關(guān)要求，對(duì)容器的屏蔽有效性的要求為：非獨(dú)家使用時(shí)，規(guī)定貨包表面輻射水平不得超過2 mSv/h，運(yùn)輸指數(shù)不超過10(即100 uSv/h)，運(yùn)輸工具外表面上任一點(diǎn)的輻射水平應(yīng)不超過2 m Sv/h，而在距運(yùn)輸工具外表面2 m處的輻射水平應(yīng)不超過0.1 m Sv/h；獨(dú)家使用時(shí)，貨包表面輻射水平不得超過10 mSv/h，車輛表面任一點(diǎn)輻射水平不得超過2 mSv/h，距離車輛外表面2 m處鉛直面上輻射水平不超過100 uSv/h。根據(jù)GB 11806的相關(guān)要求，對(duì)容器的屏蔽完好性要求為：在經(jīng)過驗(yàn)證經(jīng)受運(yùn)輸正常條件的能力試驗(yàn)后，貨包任何外表面上的輻射水平增加不超過20%。保持足夠的屏蔽能力：經(jīng)過驗(yàn)證經(jīng)受運(yùn)輸事故條件的能力試驗(yàn)后，能保持足夠的屏蔽能力，保證在運(yùn)輸容器內(nèi)容物達(dá)到所設(shè)計(jì)的最大數(shù)量時(shí)，距運(yùn)輸容器表面1 m處的輻射水平不會(huì)超過10 mSv/h?！兑?guī)程》要求通過測(cè)量載源容器在運(yùn)輸正常條件和事故條件驗(yàn)證試驗(yàn)前后外部的輻射水平，評(píng)定其輻射屏蔽性能檢是否滿足標(biāo)準(zhǔn)要求。

在國務(wù)院562號(hào)令《放射性物品運(yùn)輸安全管理?xiàng)l例》(以下簡稱《條例》)頒布后，我國放射性物質(zhì)運(yùn)輸?shù)陌踩O(jiān)管得到了進(jìn)一步的重視和落實(shí)。然而，在實(shí)際的乏燃料運(yùn)輸容器輻射屏蔽性能檢測(cè)中仍然反映出了一些尚需解決的問題和難點(diǎn)。本文針對(duì)乏燃料運(yùn)輸容器輻射屏蔽性能檢測(cè)技術(shù)開展相關(guān)研究，期望對(duì)今后乏燃料運(yùn)輸容器輻射屏蔽性能檢測(cè)技術(shù)的完善有一定的借鑒。

1 乏燃料運(yùn)輸容器輻射屏蔽性能檢測(cè)

乏燃料運(yùn)輸容器外部輻射水平由中子和伽馬射線組成，中子的貢獻(xiàn)占了相當(dāng)大的份額。需要單獨(dú)測(cè)量其輻射水平。眾所周知，中子輻射測(cè)量儀器的準(zhǔn)確性與被測(cè)量的中子射線能量分布密切相關(guān)。而乏燃料運(yùn)輸容器外部中子射線的能量范圍很寬，基本覆蓋了從10-8～20 MeV 10個(gè)量級(jí)。中子與物質(zhì)相互作用的形式復(fù)雜，截面隨中子能量變化大，更增加了中子測(cè)量的難度。此外，中子測(cè)量受現(xiàn)場(chǎng)條件的影響較大，這些因素均會(huì)對(duì)測(cè)量結(jié)果的準(zhǔn)確性造成影響。

本文針對(duì)某型號(hào)乏燃料運(yùn)輸容器進(jìn)行輻射屏蔽性能檢測(cè)技術(shù)研究，采用多球中子譜儀[4]和便攜式中子劑量儀對(duì)載源容器外部輻射水平分別進(jìn)行了測(cè)量。采用解譜程序(MAXED[5])對(duì)多球譜儀測(cè)量數(shù)據(jù)進(jìn)行解譜來實(shí)現(xiàn)對(duì)未知輻射場(chǎng)的中子譜和劑量率的測(cè)量。便攜式中子劑量儀器在實(shí)驗(yàn)前由國家計(jì)量站采用241Am-Be源進(jìn)行校準(zhǔn)檢定。在理想情況下，儀器在熱中子～10 MeV范圍內(nèi)的中子劑量能量響應(yīng)在+15%～-30%之間。

本工作重點(diǎn)針對(duì)容器外2 m處，該位置的散射影響較小，測(cè)量布點(diǎn)如圖1所示。

圖1 測(cè)量布點(diǎn)Fig.1 Layout of monitoring position

多球測(cè)量結(jié)果是中子的計(jì)數(shù)，需要通過解譜來得到相應(yīng)位置的中子劑量。解譜程序使用德國PTB實(shí)驗(yàn)室開發(fā)的MXD解譜軟件，解譜中以歸一化的線性譜作為預(yù)置初始譜，并進(jìn)行多次迭代。采用該解譜方法對(duì)標(biāo)準(zhǔn)Am-Be源的測(cè)量數(shù)據(jù)進(jìn)行了解譜試驗(yàn)，其結(jié)果與標(biāo)準(zhǔn)譜參考值的誤差在20%以內(nèi)，對(duì)于多球解譜系統(tǒng)來說是可以接受的，也說明多球譜儀的測(cè)量結(jié)果和解譜過程是可信的。容器多球譜儀的測(cè)量結(jié)果列于表1。由線性譜多次迭代解譜得到的各測(cè)量位置的結(jié)果譜示于圖2。

一次測(cè)量中兩種測(cè)量手段的測(cè)量結(jié)果對(duì)照列于表2。從表2中的數(shù)據(jù)看，多球譜儀和便攜式中子劑量儀的測(cè)量結(jié)果存在的差異較大，也說明在中子輻射測(cè)量中采用不同探測(cè)原理的探測(cè)器測(cè)量的結(jié)果可能差異顯著，誤差較大。為了進(jìn)一步確定載源容器外部的輻射水平，嘗試結(jié)合MCNP程序模擬計(jì)算結(jié)果進(jìn)行比較分析。

表1 現(xiàn)場(chǎng)各測(cè)量點(diǎn)的計(jì)算結(jié)果Table 1 The measurement results of neutron radiation level of spent fuel transport container

圖2 各測(cè)量點(diǎn)的中子能譜Fig.2 The neurton spectrum of each monitoring position

表2 多球中子譜儀與便攜式中子劑量儀的測(cè)量結(jié)果Table 2 The measurement results of of neutron radiation level of spent fuel transport container by use of multi-sphere spectrometer and portable n dose rate meter

2 載源容器中子輻射水平模擬計(jì)算

載源容器輻射水平模擬計(jì)算采用MCNP程序。該程序是美國拉斯阿拉莫斯國家實(shí)驗(yàn)室開發(fā)的一個(gè)通用蒙特卡羅模擬輸運(yùn)程序[6]，能模擬復(fù)雜三維幾何條件下光子、電子、中子、光子電子耦合和中子光子耦合的輸運(yùn)過程。MCNP可以處理任意三維幾何結(jié)構(gòu)的問題，幾何區(qū)的界面可以是平面，二階以及某些特殊的四階曲面(如橢圓環(huán)環(huán)面)。MCNP具有重復(fù)結(jié)構(gòu)的能力，可以比較靈活地描述各種復(fù)雜的幾何結(jié)構(gòu)包括多級(jí)嵌套的柵陣結(jié)構(gòu)。

本工作描述乏燃料運(yùn)輸容器的幾何結(jié)構(gòu)時(shí)，盡可能與容器實(shí)際結(jié)構(gòu)一致，但由于容器結(jié)構(gòu)十分復(fù)雜，因此在對(duì)容器幾何結(jié)構(gòu)進(jìn)行描述時(shí)，做了一些簡化處理，包括：1) 容器側(cè)壁從里到外依次是304不銹鋼、鉛、304不銹鋼和中子屏蔽材料，底座和端蓋主要是304不銹鋼；2) 在描述容器吊籃時(shí)，對(duì)放置燃料組件的方形套筒進(jìn)行描述，套筒由兩層不銹鋼和中間一層中子吸收材料構(gòu)成的復(fù)合結(jié)構(gòu)；3) 忽略了端部焊件、傳熱盤和支撐盤，忽略了內(nèi)蓋上的排氣孔、排水口和壓力檢測(cè)口，未對(duì)吊耳、旋轉(zhuǎn)凹槽、螺栓、容器制造缺陷等部位進(jìn)行描述。在MCNP中模擬貨包的幾何圖形示于圖3。中子源項(xiàng)采用SCALE程序進(jìn)行計(jì)算[7]。

圖3 MCNP程序模擬的容器側(cè)視圖Fig.3 MCNP model of spent fuel transport container

MCNP模擬計(jì)算中采用核素的連續(xù)能量截面數(shù)據(jù)?？紤]核燃料中有裂變物質(zhì)235U，中子和235U發(fā)生核反應(yīng)(裂變)產(chǎn)生新中子導(dǎo)致中子的發(fā)射率增大；結(jié)果記錄某個(gè)位置的注量，單位為Particles/cm2, 結(jié)合MCNP提供的劑量能量/函數(shù)卡和ICRP推薦的注量—周圍劑量當(dāng)量轉(zhuǎn)換因子(pSv/cm-2)，把計(jì)算得到的注量轉(zhuǎn)換成劑量率。計(jì)算結(jié)果列于表3。

表3 多球譜儀、便攜式中子劑量儀測(cè)量結(jié)果和MCNP計(jì)算結(jié)果Table 3 The measurement results of of neutron radiation level of spent fuel transport container by multi-sphere spectrometer and portable n dose rate meter and the MCNP simulation results

從表3中的數(shù)據(jù)可見，在載源容器的側(cè)面、頂端和底部，測(cè)量結(jié)果均低于模擬計(jì)算結(jié)果，且在容器側(cè)面模擬計(jì)算結(jié)果和多球譜儀測(cè)量結(jié)果差別較小，而在頂端和底部差別較大。考慮在建立MCNP模型時(shí)進(jìn)行了簡化，但不影響容器的整體屏蔽效果，對(duì)模擬計(jì)算結(jié)果影響較小。那么造成模擬計(jì)算結(jié)果大于實(shí)際測(cè)量結(jié)果的原因主要有：1) 采用SCALE程序計(jì)算得到源項(xiàng)偏保守；2) 測(cè)量結(jié)果偏小，尤其是采用便攜式中子劑量儀的測(cè)量結(jié)果明顯低于多球譜儀測(cè)量結(jié)果和模擬計(jì)算結(jié)果。從圖2中子各測(cè)量位置的中子能譜可知，在頂部和底部熱中子份額較低，中能中子和快中子份額較高。由此看來，便攜式中子劑量儀對(duì)某些能區(qū)的中子(中能中子或快中子)的響應(yīng)較差。如果用于對(duì)未知能譜中子輻射場(chǎng)的測(cè)量，則有可能出現(xiàn)較大的誤差。目前對(duì)中子儀表的刻度多采用241Am-Be源和252Cf，其能譜和平均能量等有可能與未知場(chǎng)存在較大差距，從而導(dǎo)致刻度結(jié)果較好的儀器，在實(shí)際測(cè)量時(shí)有可能存在很大的誤差。此外，復(fù)雜的現(xiàn)場(chǎng)條件與實(shí)驗(yàn)室校準(zhǔn)條件不同，也會(huì)對(duì)測(cè)量結(jié)果造成影響。

通過實(shí)際載源容器輻射水平測(cè)量經(jīng)驗(yàn)可知，便攜式中子劑量儀測(cè)量結(jié)果誤差較大。中子多球譜儀測(cè)量精度相對(duì)較好。然而實(shí)際上對(duì)乏燃料運(yùn)輸容器進(jìn)行輻射屏蔽性能檢測(cè)時(shí)，多球譜儀比便攜式中子劑量儀高出十倍以上的測(cè)量時(shí)間和后期解譜過程，難以滿足對(duì)批量容器屏蔽性能檢測(cè)現(xiàn)場(chǎng)測(cè)量工作的要求。如何恰當(dāng)?shù)剡x擇、刻度和使用中子測(cè)量儀表實(shí)施輻射測(cè)量應(yīng)引起相關(guān)工作人員的關(guān)注。

3 結(jié)論

本文采用多球譜儀、便攜式中子劑量儀以及MCNP模擬計(jì)算相結(jié)合的方法開展乏燃料運(yùn)輸容器輻射屏蔽性能檢測(cè)技術(shù)研究。分析比較了便攜式中子劑量儀、多球譜儀測(cè)量結(jié)果以及模擬計(jì)算結(jié)果。(1) 相較便攜式中子劑量儀，多球譜儀的測(cè)量結(jié)果與模擬計(jì)算結(jié)果符合得更好，反映出多球譜儀的測(cè)量結(jié)果相對(duì)準(zhǔn)確。(2) 便攜式中子劑量儀的測(cè)量結(jié)果與多球譜儀和模擬計(jì)算的結(jié)果差別較大。主要原因是便攜式中子劑量儀對(duì)某些能區(qū)的中子(中能中子或快中子)的響應(yīng)較差。對(duì)未知能譜中子輻射場(chǎng)的測(cè)量，有可能出現(xiàn)較大的誤差。(3) 目前對(duì)中子劑量儀表的刻度多采用241Am-Be源和252Cf，其能譜和平均能量等有可能與未知場(chǎng)存在較大差距，從而導(dǎo)致刻度結(jié)果較好的儀器，在實(shí)際測(cè)量時(shí)有可能存在很大的誤差。此外，復(fù)雜的現(xiàn)場(chǎng)條件與實(shí)驗(yàn)室校準(zhǔn)條件通常是不同的，這也會(huì)對(duì)測(cè)量結(jié)果造成影響。

為此，當(dāng)載源容器輻射水平較高時(shí)，甚至接近限值的條件下，利用便攜式中子劑量儀開展巡測(cè)，找出劑量較高的特征點(diǎn)，再利用多球譜儀開展更精確的測(cè)量。并結(jié)合模擬計(jì)算結(jié)果，對(duì)乏燃料運(yùn)輸容器輻射屏蔽性能進(jìn)行評(píng)價(jià)。進(jìn)一步開展對(duì)乏燃料運(yùn)輸容器中子輻射測(cè)量的研究，提高測(cè)量的可靠性，盡快解決容器表面中子輻射水平測(cè)量結(jié)果的準(zhǔn)確性問題。

[1] 樊明武. 發(fā)展核電保護(hù)環(huán)境[J]. 太原理工大學(xué)學(xué)報(bào),2010,41(5):459-463.

[2] 胡珊. 淺談我國核電發(fā)展的現(xiàn)狀與未來[J]. 科技資訊,2011,(24):144-144.

[3] 國家環(huán)保總局核安全中心和核工業(yè)第二研究設(shè)計(jì)院. GB 18871—2002 放射性物質(zhì)安全運(yùn)輸規(guī)程[S]. 北京：中國標(biāo)準(zhǔn)出版社，2004.

[4] Bramblett R L, Ewing R I, Bonner T W. A New Type of Neutron Spectrometer[J]. Nucl Instrum Meth,1960, 9(1): 1-12.

[5] Reginatto M, Goldhagen P M. A Computer Code for the Deconvolution of Multisphere Neutron Spectrometer Data Using the Maximum Entropy Method[R]. USDOE Report: [s. n.], 1998: EML-595.

[6] Briesmeister J F(Ed.). MCNP-A General monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4B, La-12625-M[R]. Los Alamos National Laboratory, 1997.

[7] Gauld I C, Hermann O W, Westfall R M. ORIGEN-S: SCALE System Module to Calculate Fuel Depletion, Actinide Transmutation, Fission Product Buildup and Decay and Associated Radiation Source Terms[R]. ORNL: [s. n.], 2005.

2015年(第28卷)1～4期總目次

第1期

5-羥色胺轉(zhuǎn)運(yùn)蛋白顯像劑11C-DASB的自動(dòng)化合成及Micro PET/CT顯像

張曉軍，劉 健，李云鋼，田嘉禾，張錦明(1)

應(yīng)用宇生放射性同位素硅-32示蹤海洋過程的研究

周 鵬，李冬梅，劉廣山，蔡偉敘，黃楚光，方宏達(dá)，紀(jì)麗紅(7)

γ輻照聯(lián)合H2O2處理污泥濾液的研究

張皓嘉，凌永生，賈文寶，黑大千，單 卿(20)

強(qiáng)63Ni片狀源β粒子發(fā)射率的測(cè)量方法

張利峰，馬俊平，張 磊，張海旭，閆素娟，姚歷農(nóng)，羅志福(25)

60Co γ射線水吸收劑量量值傳遞方法初步研究

宋明哲，王 坤，葉宏生，魏可新，高 飛，侯金兵，王紅玉，倪 寧(28)

分離裝置結(jié)構(gòu)優(yōu)化對(duì)穩(wěn)定同位素分離經(jīng)濟(jì)性的影響研究

楊 坤，叢藝?yán)?，?宏(33)

CO中12C18O同位素交換反應(yīng)實(shí)驗(yàn)研究

龍 磊，李虎林，許保云，吉永喆，姜永悅，田葉盛，蔡 揚(yáng)，杜曉寧(37)

GasBench Ⅱ-IRMS測(cè)定微量碳酸鹽中碳氧同位素比值方法研究

梁翠翠，尹希杰，徐勇航，李云海(41)

國際原子能機(jī)構(gòu)應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的發(fā)展研究

鐘 霞，孫志剛(48)

中子輻射損傷等效性研究進(jìn)展

鄒德慧，邱 東，許 波，周 靜(54)

第2期

用于AMS測(cè)量的14C樣品制備方法

楊旭冉，龐義俊，何 明，竇 亮，姜 山(65)

氣態(tài)光源涂覆工藝中涂粉配方的優(yōu)化

鄧 蓓，平杰紅，李思杰，張利峰，孫玉華，韓世泉(69)

60Co放射源運(yùn)輸容器屏蔽性能檢測(cè)

孫洪超，李國強(qiáng)，閆 峰，莊大杰，孫樹堂，王學(xué)新(75)

從廢舊63Ni放射源中回收63Ni原料技術(shù)

王燕伶，高 巖，許芝劍，任春俠，許 亮，譚小明(81)

放射源結(jié)構(gòu)殼可靠性設(shè)計(jì)

蔡定勘，彭 慧，羅洪義，羅志福(84)

X射線熒光分析中原級(jí)譜分布的計(jì)算

趙江濱，何高魁，黃小健(89)

BNIF-1長中子計(jì)數(shù)器探測(cè)效率的刻度

汲長松，黃道榮，王婷婷，張慶威(93)

快中子臨界裝置大廳輻射屏蔽門研制及性能驗(yàn)證

鄒德慧， 杜金峰， 尹延朋， 范曉強(qiáng)， 楊成德，周 靜(98)

125I-rAncrod在大鼠體內(nèi)的組織分布與代謝

于秋菊，朱曉霞，王德才，孟志云，甘 慧，顧若蘭，吳卓娜，鄭 穎，李 儉，竇桂芳(107)

金屬核素在放射免疫治療藥物中的應(yīng)用

張君麗，李洪玉(113)

18F標(biāo)記正電子分子探針在腫瘤受體顯像的應(yīng)用

賈麗娜，張 嵐(121)

第3期

分光光度計(jì)法測(cè)量氨基聚醚的專屬性

張錦明，陳征宇，武向峰，張曉軍，朱 華，周 明，楊 志(129)

碘[131I]愛克妥昔單抗注射液細(xì)菌內(nèi)毒素檢查方法建立

孫祥敏，張 云，張 先，楊薇薇，蔡海燕(135)

來昔決南釤[153Sm]注射液質(zhì)量控制標(biāo)準(zhǔn)

付 博，王曉靜，葉肇云，張 云，張文在(140)

無載體放射性碘標(biāo)記MIBG的制備及初步生物分布

樊彩云，鄧新榮，劉子華，李鳳林，羅志福(148)

18F-FDG、18F-RGD和18F-FET在LN229腦膠質(zhì)模型體內(nèi)生物分布和Micro-PET顯像

高 霞，張 斌，王 斌 ，黃洪波，李新平(155)

氧-18水批量回收純化處理工藝

石 偉，溫 凱，李 光，劉涉洋，張 先，郭飛虎，趙貴植，樊紅強(qiáng)(160)

核燃料組件無損檢測(cè)探測(cè)系統(tǒng)設(shè)計(jì)

崔 堯，張向陽，何高魁(167)

放射性核素在核醫(yī)學(xué)應(yīng)用中的輻射劑量估算

曹 瑛，邱小平，葛 雙(171)

微乳液聚合法制備放射源

盧金輝，李忠勇(178)

加速器質(zhì)譜研究超重核進(jìn)展

王小明，何 明，董克君，武紹勇，竇 亮，楊旭冉，趙慶章，張 慧，徐永寧，龐芳芳，龐義俊，姜 山(183)

90Sr/90Y源的應(yīng)用及制備

于 雪，何 虎，武偉名，羅志福(189)

第4期

鈷-60數(shù)字輻射成像檢測(cè)技術(shù)回顧與展望

安繼剛(193)

同位素示蹤RRL腫瘤新生血管顯像的應(yīng)用

王榮福(201)

我國加速器同位素的研制與應(yīng)用

楊遠(yuǎn)友，李飛澤，廖家莉，劉 寧(207)

腫瘤氨基酸代謝PET顯像研究進(jìn)展

聶大紅，唐剛?cè)A(214)

穩(wěn)定同位素技術(shù)在中藥產(chǎn)地溯源方面的應(yīng)用研究進(jìn)展

王黎明，吳 浩，林光輝(225)

同位素技術(shù)的今天和明天——從IAEA年度NTR報(bào)告看同位素技術(shù)的發(fā)展

張華明，張建棟，羅順忠，魏洪源(233)

診斷黑色素瘤的放射性藥物研究進(jìn)展

尤 強(qiáng)，陳 躍，黃占文，王 力(238)

碘標(biāo)記毒死蜱及其在小鼠體內(nèi)的生物分布

刁 堯，廖琳丹，王 姝，姜玉艷，張大龍，任 鵬，段弘燁，孟洪顏，劉 博， 石文彬，閻 英，李亞明(248)

125I標(biāo)記的二噻吩查爾酮類Aβ斑塊顯像劑的制備與生物評(píng)價(jià)

彭 程，崔孟超，梁志剛，劉亭廷，張曉陽(253)

多發(fā)性硬化癥顯像劑11C-CIC的合成

張錦明，張曉軍，黃德暉，王 卉，劉 健，田嘉禾(259)

三聚氰胺-d6的合成及氘標(biāo)記化合物作為檢測(cè)內(nèi)標(biāo)的可行性探討

郭揚(yáng)振，任敬霞，寧 君，梅向東，折冬梅(265)

乏燃料運(yùn)輸容器屏蔽性能檢測(cè)技術(shù)

孫洪超，李國強(qiáng)，閆 峰，莊大杰，王學(xué)新(270)

2015(Vol28)No1～4 CONTENTS

No.1

Automatic Synthesis and Micro PET/CT Imaging Study of11C-DASB as a Serotonin Imaging Agent

ZHANG Xiao-jun, LIU Jian, LI Yun-gang, TIAN Jia-he, ZHANG Jin-ming(1)

Study on a Cosmic-ray-produced Silicon-32 as a Tracer for Ocean Processes

ZHOU Peng, LI Dong-mei, LIU Guang-shan, CAI Wei-xu, HUANG Chu-guang, FANG Hong-da, JI Li-hong(7)

the Treatment Effect of γ-rays Combined with H2O2on Sludge Filtrate

ZHANG Hao-jia, LING Yong-sheng, JIA Wen-bao, HEI Da-qian, SHAN Qing(20)

Test Method for High β Particle Emission Rate of63Ni Source Plate

ZHANG Li-feng, MA Jun-ping, ZHANG Lei, ZHANG Hai-xu, YAN Su-juan, YAO Li-nong, LUO Zhi-fu(25)

Preliminary Study on the Quantitative Value Transfer Method of Absorbed Dose to Water in60Co γ Radiation

SONG Ming-zhe,

WANG Kun, YE Hong-sheng, WEI Ke-xin, GAO Fei, HOU Jin-bing, WANG Hong-yu, NI Ning(28)

Study on the Effect of the Separating Unit Optimization on the Economy of Stable Isotope Separation

YANG Kun, CONG Yi-kun, MOU Hong(33)

Experimental Study on the Isotopes Exchange in CO Molecular

LONG Lei,

LI Hu-lin, XU Bao-yun, JI Yong-zhe, JIANG Yong-yue, TIAN Ye-sheng, CAI Yang, DU Xiao-ning(37)

Analytical Method for Carbon and Oxygen Isotope of Small Carbonate Samples with the GasBench Ⅱ-IRMS Device

LIANG Cui-cui, YIN Xi-jie, XU Yong-hang, LI Yun-hai(41)

Review and Progresses in Studies of Emergency Planning Zones in IAEA

ZHONG Xia, SUN Zhi-gang(48)

Studies on the Neutron Radiation Damage Equivalence

ZOU De-hui, QIU Dong, XU Bo, ZHOU Jing(54)

No.2

Method of14C Sample Preparation for AMS Measurement

YANG Xu-ran, PANG Yi-jun, HE Ming, DOU Liang, JIANG Shan(65)

Optimization of Coating Formula for Gaseous Light Sources in Coating Process

DENG Bei, PING Jie-hong, LI Si-jie, ZHANG Li-feng, SUN Yu-hua, HAN Shi-quan(69)

Shielding Performance Measurements on Container for60Co Radioactive Sources Transport

SUN Hong-chao, LI Guo-qiang, YAN Feng, ZHUANG Da-jie, SUN Shu-tang, WANG Xue-xin(75)

Technology on Recycling Nickel-63 from Spent Nickel-63 Radioactive Source

WANG Yan-ling, GAO Yan, XU Zhi-jian, REN Chun-xia, XU Liang, TAN Xiao-ming(81)

Reliability Design of Radioactive Source Structure Shell

CAI Ding-kan, PENG Hui, LUO Hong-yi, LUO Zhi-fu(84)

The Calculation of Primary Energy Spectrum Distribution in X-ray Fluorescence Analysis

ZHAO Jiang-bin, HE Gao-kui, HUANG Xiao-jian(89)

The Calibration of Detector Efficiency of BNIF-1 Long Neutron Counter

JI Chang-song, HUANG Dao-rong, WANG Ting-ting, ZHANG Qing-wei(93)

Development and Performance Verification of Radiation Screen Door in Fast Critical Assembly Hall

ZOU De-hui, DU Jin-feng, YIN Yan-peng, FAN Xiao-qiang, YANG Cheng-de, ZHOU Jing(98)

Tissue Distribution and Metabolism of125I-rAncrod in Wistar Rats

YU Qiu-ju, ZHU Xiao-xia,

WANG De-cai, MENG Zhi-yun, GAN Hui, GU Ruo-lan, WU Zhuo-na, ZHENG Ying, LI Jian, DOU Gui-fang(107)

Application of Metal Nuclides in Treatment Drugs of Radioimmunotherapy

ZHANG Jun-li, LI Hong-yu(113)

Application of18F-Labeling Positron Molecular Probes in Tumor Receptor Imaging

JIA Li-na, ZHANG Lan(121)

No.3

Specificity of the Spectrophotometry for Detecting Aminopolyether K2.2.2in18F-FDG

ZHANG Jin-ming,

CHEN Zheng-yu, WU Xiang-feng, ZHANG Xiao-jun, ZHU Hua, ZHOU Ming, YANG Zhi(129)

Establishment of Bacterial Endotoxin Test of Iodine [131I] Actuximab Injection

SUN Xiang-min, ZHANG Yun, ZHANG Xian, YANG Wei-wei, CAI Hai-yan(135)

Quality Control Standard of Samarium Sm-153 Lexidronam Injection

FU Bo, WANG Xiao-jing, YE Zhao-yun, ZHANG Yun, ZHANG Wen-zai(140)

Preparation and Preliminary Biodistribution of No-Carrier-Added Meta[*I] iodobenzylguanidine

FAN Cai-yun, DENG Xin-ring, LIU Zi-hua, LI Feng-lin, LUO Zhi-fu(148)

Biodistribution and Micro-PET Imaging of18F-FDG、18F-RGD and18F-FET in LN229 Glioma Model

GAO Xia, ZHANG Bin, WANG Bin, HUANG Hong-bo, LI Xin-ping(155)

Batch Recycle Purification Technological Process of18O-H2O Water

SHI Wei,

WEN Kai, LI Guang, LIU She-yang, ZHANG Xian, GUO Fei-hu, ZHAO Gui-zhi, FAN Hong-qiang(160)

Detection System for the Fuel Assembly Nondestructive Testing

CUI Yao, ZHANG Xiang-yang, HE Gao-kui(167)

Estimation of Radiation Dose with Radionuclides in Nuclear Medicine Application

CAO Ying, QIU Xiao-ping, GE Shuang(171)

Preparation of Radioactive Source by Polymerization of Microemulsions

LU Jin-hui, LI Zhong-yong(178)

Study of Super-heavy Nuclei with AMS

WANG Xiao-ming, HE Ming, DONG Ke-jun, WU Shao-yong, DOU Liang, YANG Xu-ran,

ZHAO Qing-zhang, ZHANG Hui, XU Yong-ning, PANG Fang-fang, PANG Yi-jun, JIANG Shan(183)

The Applications and Fabrication Methods of90Sr/90Y Sources

YU Xue, HE Hu, WU Wei-ming, LUO Zhi-fu(189)

No.4

Review and Prospect of Cobalt-60 Digital Radiography Inspection Technology

AN Ji-gang(193)

Application Study on Isotope Tracing RRL Tumor Angiogenesis Imaging

WANG Rong-fu(201)

Developmentand Application of Accelerator Isotopes in China

YANG Yuan-you, LI Fei-ze, LIAO Jia-li, LIU Ning(207)

Research Progress of Amino Acid Metabolism PET Imaging in Tumor

NIE Da-hong, TANG Gang-hua(214)

Progresses in Applications of Stable Isotope Technology to Determining Geographical Origins of Traditional Chinese Medicines

WANG Li-ming, WU Hao, LIN Guang-hui(225)

The Status and Trends of Isotopes Technology and Application——Based on NTR Printed by IAEA in Last Five Years

ZHANG Hua-ming, ZHANG Jian-dong, LUO Shun-zhong, WEI Hong-yuan(233)

Research Progress of Melanoma Imaging with Radionuclide Agents

YOU Qiang, CHEN Yue, HUANG Zhan-wen, WANG Li(238)

Radioiodine-Labeling of Chlorpyrifos and Its Biodistribution in Mice

DIAO Yao, LIAO Lin-dan, WANG Shu, JIANG Yu-yan, ZHANG Da-long,

REN Peng, DUAN Hong-ye, MENG Hong-yan, LIU Bo, SHI Wen-bin, YAN Ying, LI Ya-ming(248)

Synthesis and Evaluation of125I Labeled Chalcone Derivatives Containing Bithiophene Moiety as Potential Aβ Probes

PENG Cheng, CUI Meng-chao, LIANG Zhi-gang, LIU Ting-ting, ZHANG Xiao-yang(253)

Synthesis of11C-CIC for PET Imaging of Multiple Sclerosis

ZHANG Jin-ming, ZHANG Xiao-jun, HUANG De-hui, WANG Hui, LIU-jian, TIAN Jia-he(259)

Synthesis of Melamine-d6and the Feasibility of Deuterium Labeled Compounds as Internal Standard

GUO Yang-zhen, REN Jing-xia, NING Jun, MEI Xiang-dong, SHE Dong-mei(265)

Shielding Performance Measurements of Spent Fuel Transportation Container

SUN Hong-chao, LI Guo-qiang, YAN Feng, ZHUANG Da-jie, WANG Xue-xin(270)

Shielding Performance Measurements of Spent Fuel Transportation Container

SUN Hong-chao1, LI Guo-qiang1, YAN Feng, ZHUANG Da-jie, WANG Xue-xin1

(ChinaInstituteforRadiationProtection,Taiyuan030006,China)

The safety supervision of radioactive material transportation package has been further stressed and implemented. The shielding performance measurements of spent fuel transport container is the important content of supervision. However, some of the problems and difficulties reflected in practice need to be solved, such as the neutron dose rate on the surface of package is too difficult to measure exactly, the monitoring results are not always reliable, etc. The monitoring results using different spectrometers were compared and the simulation results of MCNP runs were considered. An improvement was provided to the shielding performance measurements technique and management of spent fuel transport.

spent fuel transport container; radiation monitoring; shielding performance measurements

10.7538/tws.2015.28.04.0270

2014-11-11;

2015-04-07

孫洪超(1983—)，男，博士，副研究員，粒子物理與原子核物理

TL93+2

A

1000-7512(2015)04-0270-05