乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术

孙洪超，李国强，闫 峰，庄大杰，王学新

(中国辐射防护研究院，山西 太原 030006)

乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术

孙洪超，李国强，闫 峰，庄大杰，王学新

(中国辐射防护研究院，山西 太原 030006)

我国放射性物质运输安全监管的一项重要内容是对运输容器进行辐射屏蔽性能检测，确保其满足《放射性物质安全运输规程》的要求。在实际对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时反映出了一些尚需解决的问题和难点，如中子辐射水平测量的可靠性，表面中子辐射水平的准确测量等。本文主要针对乏燃料运输容器屏蔽性能检测中涉及的中子辐射水平测量可靠性开展相关研究。通过分析比较不同类型测量仪器的测量结果，结合乏燃料运输容器外部辐射水平的模拟计算结果，提出优化乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术的建议，为技术的完善和乏燃料运输管理工作提供借鉴。

乏燃料运输容器；辐射测量；辐射屏蔽性能检测

自1991年我国第一座核电站并网发电，大力发展核电已经成为中国电力发展的重要措施[1-2]。目前，由于核电站乏燃料贮存水池容量的限制，核电站乏燃料急需外运。同时，由于乏燃料具有较强的辐射特性，乏燃料运输安全问题受到社会公众、业界专家和监管部门广泛关注。

国标《放射性物质安全运输规程》(GB 11806)中，规定了放射性物品运输容器的辐射屏蔽性能需要满足的相关要求[3]。其中，根据GB 11806的相关要求，对容器的屏蔽有效性的要求为：非独家使用时，规定货包表面辐射水平不得超过2 mSv/h，运输指数不超过10(即100 uSv/h)，运输工具外表面上任一点的辐射水平应不超过2 m Sv/h，而在距运输工具外表面2 m处的辐射水平应不超过0.1 m Sv/h；独家使用时，货包表面辐射水平不得超过10 mSv/h，车辆表面任一点辐射水平不得超过2 mSv/h，距离车辆外表面2 m处铅直面上辐射水平不超过100 uSv/h。根据GB 11806的相关要求，对容器的屏蔽完好性要求为：在经过验证经受运输正常条件的能力试验后，货包任何外表面上的辐射水平增加不超过20%。保持足够的屏蔽能力：经过验证经受运输事故条件的能力试验后，能保持足够的屏蔽能力，保证在运输容器内容物达到所设计的最大数量时，距运输容器表面1 m处的辐射水平不会超过10 mSv/h。《规程》要求通过测量载源容器在运输正常条件和事故条件验证试验前后外部的辐射水平，评定其辐射屏蔽性能检是否满足标准要求。

在国务院562号令《放射性物品运输安全管理条例》(以下简称《条例》)颁布后，我国放射性物质运输的安全监管得到了进一步的重视和落实。然而，在实际的乏燃料运输容器辐射屏蔽性能检测中仍然反映出了一些尚需解决的问题和难点。本文针对乏燃料运输容器辐射屏蔽性能检测技术开展相关研究，期望对今后乏燃料运输容器辐射屏蔽性能检测技术的完善有一定的借鉴。

1 乏燃料运输容器辐射屏蔽性能检测

乏燃料运输容器外部辐射水平由中子和伽马射线组成，中子的贡献占了相当大的份额。需要单独测量其辐射水平。众所周知，中子辐射测量仪器的准确性与被测量的中子射线能量分布密切相关。而乏燃料运输容器外部中子射线的能量范围很宽，基本覆盖了从10-8～20 MeV 10个量级。中子与物质相互作用的形式复杂，截面随中子能量变化大，更增加了中子测量的难度。此外，中子测量受现场条件的影响较大，这些因素均会对测量结果的准确性造成影响。

本文针对某型号乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测技术研究，采用多球中子谱仪[4]和便携式中子剂量仪对载源容器外部辐射水平分别进行了测量。采用解谱程序(MAXED[5])对多球谱仪测量数据进行解谱来实现对未知辐射场的中子谱和剂量率的测量。便携式中子剂量仪器在实验前由国家计量站采用241Am-Be源进行校准检定。在理想情况下，仪器在热中子～10 MeV范围内的中子剂量能量响应在+15%～-30%之间。

本工作重点针对容器外2 m处，该位置的散射影响较小，测量布点如图1所示。

图1 测量布点Fig.1 Layout of monitoring position

多球测量结果是中子的计数，需要通过解谱来得到相应位置的中子剂量。解谱程序使用德国PTB实验室开发的MXD解谱软件，解谱中以归一化的线性谱作为预置初始谱，并进行多次迭代。采用该解谱方法对标准Am-Be源的测量数据进行了解谱试验，其结果与标准谱参考值的误差在20%以内，对于多球解谱系统来说是可以接受的，也说明多球谱仪的测量结果和解谱过程是可信的。容器多球谱仪的测量结果列于表1。由线性谱多次迭代解谱得到的各测量位置的结果谱示于图2。

一次测量中两种测量手段的测量结果对照列于表2。从表2中的数据看，多球谱仪和便携式中子剂量仪的测量结果存在的差异较大，也说明在中子辐射测量中采用不同探测原理的探测器测量的结果可能差异显著，误差较大。为了进一步确定载源容器外部的辐射水平，尝试结合MCNP程序模拟计算结果进行比较分析。

表1 现场各测量点的计算结果Table 1 The measurement results of neutron radiation level of spent fuel transport container

图2 各测量点的中子能谱Fig.2 The neurton spectrum of each monitoring position

表2 多球中子谱仪与便携式中子剂量仪的测量结果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 载源容器中子辐射水平模拟计算

载源容器辐射水平模拟计算采用MCNP程序。该程序是美国拉斯阿拉莫斯国家实验室开发的一个通用蒙特卡罗模拟输运程序[6]，能模拟复杂三维几何条件下光子、电子、中子、光子电子耦合和中子光子耦合的输运过程。MCNP可以处理任意三维几何结构的问题，几何区的界面可以是平面，二阶以及某些特殊的四阶曲面(如椭圆环环面)。MCNP具有重复结构的能力，可以比较灵活地描述各种复杂的几何结构包括多级嵌套的栅阵结构。

本工作描述乏燃料运输容器的几何结构时，尽可能与容器实际结构一致，但由于容器结构十分复杂，因此在对容器几何结构进行描述时，做了一些简化处理，包括：1) 容器侧壁从里到外依次是304不锈钢、铅、304不锈钢和中子屏蔽材料，底座和端盖主要是304不锈钢；2) 在描述容器吊篮时，对放置燃料组件的方形套筒进行描述，套筒由两层不锈钢和中间一层中子吸收材料构成的复合结构；3) 忽略了端部焊件、传热盘和支撑盘，忽略了内盖上的排气孔、排水口和压力检测口，未对吊耳、旋转凹槽、螺栓、容器制造缺陷等部位进行描述。在MCNP中模拟货包的几何图形示于图3。中子源项采用SCALE程序进行计算[7]。

图3 MCNP程序模拟的容器侧视图Fig.3 MCNP model of spent fuel transport container

MCNP模拟计算中采用核素的连续能量截面数据。考虑核燃料中有裂变物质235U，中子和235U发生核反应(裂变)产生新中子导致中子的发射率增大；结果记录某个位置的注量，单位为Particles/cm2, 结合MCNP提供的剂量能量/函数卡和ICRP推荐的注量—周围剂量当量转换因子(pSv/cm-2)，把计算得到的注量转换成剂量率。计算结果列于表3。

表3 多球谱仪、便携式中子剂量仪测量结果和MCNP计算结果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

从表3中的数据可见，在载源容器的侧面、顶端和底部，测量结果均低于模拟计算结果，且在容器侧面模拟计算结果和多球谱仪测量结果差别较小，而在顶端和底部差别较大。考虑在建立MCNP模型时进行了简化，但不影响容器的整体屏蔽效果，对模拟计算结果影响较小。那么造成模拟计算结果大于实际测量结果的原因主要有：1) 采用SCALE程序计算得到源项偏保守；2) 测量结果偏小，尤其是采用便携式中子剂量仪的测量结果明显低于多球谱仪测量结果和模拟计算结果。从图2中子各测量位置的中子能谱可知，在顶部和底部热中子份额较低，中能中子和快中子份额较高。由此看来，便携式中子剂量仪对某些能区的中子(中能中子或快中子)的响应较差。如果用于对未知能谱中子辐射场的测量，则有可能出现较大的误差。目前对中子仪表的刻度多采用241Am-Be源和252Cf，其能谱和平均能量等有可能与未知场存在较大差距，从而导致刻度结果较好的仪器，在实际测量时有可能存在很大的误差。此外，复杂的现场条件与实验室校准条件不同，也会对测量结果造成影响。

通过实际载源容器辐射水平测量经验可知，便携式中子剂量仪测量结果误差较大。中子多球谱仪测量精度相对较好。然而实际上对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时，多球谱仪比便携式中子剂量仪高出十倍以上的测量时间和后期解谱过程，难以满足对批量容器屏蔽性能检测现场测量工作的要求。如何恰当地选择、刻度和使用中子测量仪表实施辐射测量应引起相关工作人员的关注。

3 结论

本文采用多球谱仪、便携式中子剂量仪以及MCNP模拟计算相结合的方法开展乏燃料运输容器辐射屏蔽性能检测技术研究。分析比较了便携式中子剂量仪、多球谱仪测量结果以及模拟计算结果。(1) 相较便携式中子剂量仪，多球谱仪的测量结果与模拟计算结果符合得更好，反映出多球谱仪的测量结果相对准确。(2) 便携式中子剂量仪的测量结果与多球谱仪和模拟计算的结果差别较大。主要原因是便携式中子剂量仪对某些能区的中子(中能中子或快中子)的响应较差。对未知能谱中子辐射场的测量，有可能出现较大的误差。(3) 目前对中子剂量仪表的刻度多采用241Am-Be源和252Cf，其能谱和平均能量等有可能与未知场存在较大差距，从而导致刻度结果较好的仪器，在实际测量时有可能存在很大的误差。此外，复杂的现场条件与实验室校准条件通常是不同的，这也会对测量结果造成影响。

为此，当载源容器辐射水平较高时，甚至接近限值的条件下，利用便携式中子剂量仪开展巡测，找出剂量较高的特征点，再利用多球谱仪开展更精确的测量。并结合模拟计算结果，对乏燃料运输容器辐射屏蔽性能进行评价。进一步开展对乏燃料运输容器中子辐射测量的研究，提高测量的可靠性，尽快解决容器表面中子辐射水平测量结果的准确性问题。

[1] 樊明武. 发展核电保护环境[J]. 太原理工大学学报,2010,41(5):459-463.

[2] 胡珊. 浅谈我国核电发展的现状与未来[J]. 科技资讯,2011,(24):144-144.

[3] 国家环保总局核安全中心和核工业第二研究设计院. GB 18871—2002 放射性物质安全运输规程[S]. 北京：中国标准出版社，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期总目次

第1期

5-羟色胺转运蛋白显像剂11C-DASB的自动化合成及Micro PET/CT显像

张晓军，刘 健，李云钢，田嘉禾，张锦明(1)

应用宇生放射性同位素硅-32示踪海洋过程的研究

周 鹏，李冬梅，刘广山，蔡伟叙，黄楚光，方宏达，纪丽红(7)

γ辐照联合H2O2处理污泥滤液的研究

张皓嘉，凌永生，贾文宝，黑大千，单 卿(20)

强63Ni片状源β粒子发射率的测量方法

张利峰，马俊平，张 磊，张海旭，闫素娟，姚历农，罗志福(25)

60Co γ射线水吸收剂量量值传递方法初步研究

宋明哲，王 坤，叶宏生，魏可新，高 飞，侯金兵，王红玉，倪 宁(28)

分离装置结构优化对稳定同位素分离经济性的影响研究

杨 坤，丛艺坤，牟 宏(33)

CO中12C18O同位素交换反应实验研究

龙 磊，李虎林，许保云，吉永喆，姜永悦，田叶盛，蔡 扬，杜晓宁(37)

GasBench Ⅱ-IRMS测定微量碳酸盐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)

国际原子能机构应急计划区的发展研究

钟 霞，孙志刚(48)

中子辐射损伤等效性研究进展

邹德慧，邱 东，许 波，周 静(54)

第2期

用于AMS测量的14C样品制备方法

杨旭冉，庞义俊，何 明，窦 亮，姜 山(65)

气态光源涂覆工艺中涂粉配方的优化

邓 蓓，平杰红，李思杰，张利峰，孙玉华，韩世泉(69)

60Co放射源运输容器屏蔽性能检测

孙洪超，李国强，闫 峰，庄大杰，孙树堂，王学新(75)

从废旧63Ni放射源中回收63Ni原料技术

王燕伶，高 岩，许芝剑，任春侠，许 亮，谭小明(81)

放射源结构壳可靠性设计

蔡定勘，彭 慧，罗洪义，罗志福(84)

X射线荧光分析中原级谱分布的计算

赵江滨，何高魁，黄小健(89)

BNIF-1长中子计数器探测效率的刻度

汲长松，黄道荣，王婷婷，张庆威(93)

快中子临界装置大厅辐射屏蔽门研制及性能验证

邹德慧， 杜金峰， 尹延朋， 范晓强， 杨成德，周 静(98)

125I-rAncrod在大鼠体内的组织分布与代谢

于秋菊，朱晓霞，王德才，孟志云，甘 慧，顾若兰，吴卓娜，郑 颖，李 俭，窦桂芳(107)

金属核素在放射免疫治疗药物中的应用

张君丽，李洪玉(113)

18F标记正电子分子探针在肿瘤受体显像的应用

贾丽娜，张 岚(121)

第3期

分光光度计法测量氨基聚醚的专属性

张锦明，陈征宇，武向峰，张晓军，朱 华，周 明，杨 志(129)

碘[131I]爱克妥昔单抗注射液细菌内毒素检查方法建立

孙祥敏，张 云，张 先，杨薇薇，蔡海燕(135)

来昔决南钐[153Sm]注射液质量控制标准

付 博，王晓静，叶肇云，张 云，张文在(140)

无载体放射性碘标记MIBG的制备及初步生物分布

樊彩云，邓新荣，刘子华，李凤林，罗志福(148)

18F-FDG、18F-RGD和18F-FET在LN229脑胶质模型体内生物分布和Micro-PET显像

高 霞，张 斌，王 斌 ，黄洪波，李新平(155)

氧-18水批量回收纯化处理工艺

石 伟，温 凯，李 光，刘涉洋，张 先，郭飞虎，赵贵植，樊红强(160)

核燃料组件无损检测探测系统设计

崔 尧，张向阳，何高魁(167)

放射性核素在核医学应用中的辐射剂量估算

曹 瑛，邱小平，葛 双(171)

微乳液聚合法制备放射源

卢金辉，李忠勇(178)

加速器质谱研究超重核进展

王小明，何 明，董克君，武绍勇，窦 亮，杨旭冉，赵庆章，张 慧，徐永宁，庞芳芳，庞义俊，姜 山(183)

90Sr/90Y源的应用及制备

于 雪，何 虎，武伟名，罗志福(189)

第4期

钴-60数字辐射成像检测技术回顾与展望

安继刚(193)

同位素示踪RRL肿瘤新生血管显像的应用

王荣福(201)

我国加速器同位素的研制与应用

杨远友，李飞泽，廖家莉，刘 宁(207)

肿瘤氨基酸代谢PET显像研究进展

聂大红，唐刚华(214)

稳定同位素技术在中药产地溯源方面的应用研究进展

王黎明，吴 浩，林光辉(225)

同位素技术的今天和明天——从IAEA年度NTR报告看同位素技术的发展

张华明，张建栋，罗顺忠，魏洪源(233)

诊断黑色素瘤的放射性药物研究进展

尤 强，陈 跃，黄占文，王 力(238)

碘标记毒死蜱及其在小鼠体内的生物分布

刁 尧，廖琳丹，王 姝，姜玉艳，张大龙，任 鹏，段弘烨，孟洪颜，刘 博， 石文彬，阎 英，李亚明(248)

125I标记的二噻吩查尔酮类Aβ斑块显像剂的制备与生物评价

彭 程，崔孟超，梁志刚，刘亭廷，张晓阳(253)

多发性硬化症显像剂11C-CIC的合成

张锦明，张晓军，黄德晖，王 卉，刘 健，田嘉禾(259)

三聚氰胺-d6的合成及氘标记化合物作为检测内标的可行性探讨

郭扬振，任敬霞，宁 君，梅向东，折冬梅(265)

乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术

孙洪超，李国强，闫 峰，庄大杰，王学新(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

孙洪超(1983—)，男，博士，副研究员，粒子物理与原子核物理

TL93+2

A

1000-7512(2015)04-0270-05