乏燃料運輸容器屏蔽性能檢測技術

孫洪超，李國強，閆 峰，莊大杰，王學新

(中國輻射防護研究院，山西 太原 030006)

乏燃料運輸容器屏蔽性能檢測技術

孫洪超，李國強，閆 峰，莊大杰，王學新

(中國輻射防護研究院，山西 太原 030006)

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

乏燃料運輸容器；輻射測量；輻射屏蔽性能檢測

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。同時，由于乏燃料具有較強的輻射特性，乏燃料運輸安全問題受到社會公眾、業(yè)界專家和監(jiān)管部門廣泛關注。

國標《放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程》(GB 11806)中，規(guī)定了放射性物品運輸容器的輻射屏蔽性能需要滿足的相關要求[3]。其中，根據(jù)GB 11806的相關要求，對容器的屏蔽有效性的要求為：非獨家使用時，規(guī)定貨包表面輻射水平不得超過2 mSv/h，運輸指數(shù)不超過10(即100 uSv/h)，運輸工具外表面上任一點的輻射水平應不超過2 m Sv/h，而在距運輸工具外表面2 m處的輻射水平應不超過0.1 m Sv/h；獨家使用時，貨包表面輻射水平不得超過10 mSv/h，車輛表面任一點輻射水平不得超過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的相關要求，對容器的屏蔽完好性要求為：在經(jīng)過驗證經(jīng)受運輸正常條件的能力試驗后，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)過驗證經(jīng)受運輸事故條件的能力試驗后，能保持足夠的屏蔽能力，保證在運輸容器內(nèi)容物達到所設計的最大數(shù)量時，距運輸容器表面1 m處的輻射水平不會超過10 mSv/h。《規(guī)程》要求通過測量載源容器在運輸正常條件和事故條件驗證試驗前后外部的輻射水平，評定其輻射屏蔽性能檢是否滿足標準要求。

在國務院562號令《放射性物品運輸安全管理條例》(以下簡稱《條例》)頒布后，我國放射性物質(zhì)運輸?shù)陌踩O(jiān)管得到了進一步的重視和落實。然而，在實際的乏燃料運輸容器輻射屏蔽性能檢測中仍然反映出了一些尚需解決的問題和難點。本文針對乏燃料運輸容器輻射屏蔽性能檢測技術開展相關研究，期望對今后乏燃料運輸容器輻射屏蔽性能檢測技術的完善有一定的借鑒。

1 乏燃料運輸容器輻射屏蔽性能檢測

乏燃料運輸容器外部輻射水平由中子和伽馬射線組成，中子的貢獻占了相當大的份額。需要單獨測量其輻射水平。眾所周知，中子輻射測量儀器的準確性與被測量的中子射線能量分布密切相關。而乏燃料運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個量級。中子與物質(zhì)相互作用的形式復雜，截面隨中子能量變化大，更增加了中子測量的難度。此外，中子測量受現(xiàn)場條件的影響較大，這些因素均會對測量結(jié)果的準確性造成影響。

本文針對某型號乏燃料運輸容器進行輻射屏蔽性能檢測技術研究，采用多球中子譜儀[4]和便攜式中子劑量儀對載源容器外部輻射水平分別進行了測量。采用解譜程序(MAXED[5])對多球譜儀測量數(shù)據(jù)進行解譜來實現(xiàn)對未知輻射場的中子譜和劑量率的測量。便攜式中子劑量儀器在實驗前由國家計量站采用241Am-Be源進行校準檢定。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在+15%～-30%之間。

本工作重點針對容器外2 m處，該位置的散射影響較小，測量布點如圖1所示。

圖1 測量布點Fig.1 Layout of monitoring position

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

一次測量中兩種測量手段的測量結(jié)果對照列于表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量結(jié)果存在的差異較大，也說明在中子輻射測量中采用不同探測原理的探測器測量的結(jié)果可能差異顯著，誤差較大。為了進一步確定載源容器外部的輻射水平，嘗試結(jié)合MCNP程序模擬計算結(jié)果進行比較分析。

表1 現(xiàn)場各測量點的計算結(jié)果Table 1 The measurement results of neutron radiation level of spent fuel transport container

圖2 各測量點的中子能譜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算

載源容器輻射水平模擬計算采用MCNP程序。該程序是美國拉斯阿拉莫斯國家實驗室開發(fā)的一個通用蒙特卡羅模擬輸運程序[6]，能模擬復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具有重復結(jié)構(gòu)的能力，可以比較靈活地描述各種復雜的幾何結(jié)構(gòu)包括多級嵌套的柵陣結(jié)構(gòu)。

本工作描述乏燃料運輸容器的幾何結(jié)構(gòu)時，盡可能與容器實際結(jié)構(gòu)一致，但由于容器結(jié)構(gòu)十分復雜，因此在對容器幾何結(jié)構(gòu)進行描述時，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，對放置燃料組件的方形套筒進行描述，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、排水口和壓力檢測口，未對吊耳、旋轉(zhuǎn)凹槽、螺栓、容器制造缺陷等部位進行描述。在MCNP中模擬貨包的幾何圖形示于圖3。中子源項采用SCALE程序進行計算[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(裂變)產(chǎn)生新中子導致中子的發(fā)射率增大；結(jié)果記錄某個位置的注量，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—周圍劑量當量轉(zhuǎn)換因子(pSv/cm-2)，把計算得到的注量轉(zhuǎn)換成劑量率。計算結(jié)果列于表3。

表3 多球譜儀、便攜式中子劑量儀測量結(jié)果和MCNP計算結(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，測量結(jié)果均低于模擬計算結(jié)果，且在容器側(cè)面模擬計算結(jié)果和多球譜儀測量結(jié)果差別較小，而在頂端和底部差別較大?？紤]在建立MCNP模型時進行了簡化，但不影響容器的整體屏蔽效果，對模擬計算結(jié)果影響較小。那么造成模擬計算結(jié)果大于實際測量結(jié)果的原因主要有：1) 采用SCALE程序計算得到源項偏保守；2) 測量結(jié)果偏小，尤其是采用便攜式中子劑量儀的測量結(jié)果明顯低于多球譜儀測量結(jié)果和模擬計算結(jié)果。從圖2中子各測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某些能區(qū)的中子(中能中子或快中子)的響應較差。如果用于對未知能譜中子輻射場的測量，則有可能出現(xiàn)較大的誤差。目前對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存在較大差距，從而導致刻度結(jié)果較好的儀器，在實際測量時有可能存在很大的誤差。此外，復雜的現(xiàn)場條件與實驗室校準條件不同，也會對測量結(jié)果造成影響。

通過實際載源容器輻射水平測量經(jīng)驗可知，便攜式中子劑量儀測量結(jié)果誤差較大。中子多球譜儀測量精度相對較好。然而實際上對乏燃料運輸容器進行輻射屏蔽性能檢測時，多球譜儀比便攜式中子劑量儀高出十倍以上的測量時間和后期解譜過程，難以滿足對批量容器屏蔽性能檢測現(xiàn)場測量工作的要求。如何恰當?shù)剡x擇、刻度和使用中子測量儀表實施輻射測量應引起相關工作人員的關注。

3 結(jié)論

本文采用多球譜儀、便攜式中子劑量儀以及MCNP模擬計算相結(jié)合的方法開展乏燃料運輸容器輻射屏蔽性能檢測技術研究。分析比較了便攜式中子劑量儀、多球譜儀測量結(jié)果以及模擬計算結(jié)果。(1) 相較便攜式中子劑量儀，多球譜儀的測量結(jié)果與模擬計算結(jié)果符合得更好，反映出多球譜儀的測量結(jié)果相對準確。(2) 便攜式中子劑量儀的測量結(jié)果與多球譜儀和模擬計算的結(jié)果差別較大。主要原因是便攜式中子劑量儀對某些能區(qū)的中子(中能中子或快中子)的響應較差。對未知能譜中子輻射場的測量，有可能出現(xiàn)較大的誤差。(3) 目前對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存在較大差距，從而導致刻度結(jié)果較好的儀器，在實際測量時有可能存在很大的誤差。此外，復雜的現(xiàn)場條件與實驗室校準條件通常是不同的，這也會對測量結(jié)果造成影響。

為此，當載源容器輻射水平較高時，甚至接近限值的條件下，利用便攜式中子劑量儀開展巡測，找出劑量較高的特征點，再利用多球譜儀開展更精確的測量。并結(jié)合模擬計算結(jié)果，對乏燃料運輸容器輻射屏蔽性能進行評價。進一步開展對乏燃料運輸容器中子輻射測量的研究，提高測量的可靠性，盡快解決容器表面中子輻射水平測量結(jié)果的準確性問題。

[1] 樊明武. 發(fā)展核電保護環(huán)境[J]. 太原理工大學學報,2010,41(5):459-463.

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2015年(第28卷)1～4期總目次

第1期

5-羥色胺轉(zhuǎn)運蛋白顯像劑11C-DASB的自動化合成及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，紀麗紅(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63Ni片狀源β粒子發(fā)射率的測量方法

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)化對穩(wěn)定同位素分離經(jīng)濟性的影響研究

楊 坤，叢藝坤，牟 宏(33)

CO中12C18O同位素交換反應實驗研究

龍 磊，李虎林，許保云，吉永喆，姜永悅，田葉盛，蔡 揚，杜曉寧(37)

GasBench Ⅱ-IRMS測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)

國際原子能機構(gòu)應急計劃區(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展

鄒德慧，邱 東，許 波，周 靜(54)

第2期

用于AMS測量的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放射源運輸容器屏蔽性能檢測

孫洪超，李國強，閆 峰，莊大杰，孫樹堂，王學新(75)

從廢舊63Ni放射源中回收63Ni原料技術

王燕伶，高 巖，許芝劍，任春俠，許 亮，譚小明(81)

放射源結(jié)構(gòu)殼可靠性設計

蔡定勘，彭 慧，羅洪義，羅志福(84)

X射線熒光分析中原級譜分布的計算

趙江濱，何高魁，黃小健(89)

BNIF-1長中子計數(shù)器探測效率的刻度

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證

鄒德慧， 杜金峰， 尹延朋， 范曉強， 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用

張君麗，李洪玉(113)

18F標記正電子分子探針在腫瘤受體顯像的應用

賈麗娜，張 嵐(121)

第3期

分光光度計法測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)量控制標準

付 博，王曉靜，葉肇云，張 云，張文在(140)

無載體放射性碘標記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(160)

核燃料組件無損檢測探測系統(tǒng)設計

崔 堯，張向陽，何高魁(167)

放射性核素在核醫(yī)學應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)字輻射成像檢測技術回顧與展望

安繼剛(193)

同位素示蹤RRL腫瘤新生血管顯像的應用

王榮福(201)

我國加速器同位素的研制與應用

楊遠友，李飛澤，廖家莉，劉 寧(207)

腫瘤氨基酸代謝PET顯像研究進展

聶大紅，唐剛?cè)A(214)

穩(wěn)定同位素技術在中藥產(chǎn)地溯源方面的應用研究進展

王黎明，吳 浩，林光輝(225)

同位素技術的今天和明天——從IAEA年度NTR報告看同位素技術的發(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展

尤 強，陳 躍，黃占文，王 力(238)

碘標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標記的二噻吩查爾酮類Aβ斑塊顯像劑的制備與生物評價

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的合成及氘標記化合物作為檢測內(nèi)標的可行性探討

郭揚振，任敬霞，寧 君，梅向東，折冬梅(265)

乏燃料運輸容器屏蔽性能檢測技術

孫洪超，李國強，閆 峰，莊大杰，王學新(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