新型熔鹽快堆中輻照熔鹽靶件生產(chǎn)238Pu的物理分析

劉小林 周 波 鄒 楊,3嚴(yán) 睿 徐洪杰陳 亮,3

1（上?？萍即髮W(xué) 上海 201210）

2（中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所 上海 201800）

3（中國科學(xué)院大學(xué) 北京 100049）

238Pu作為放射性同位素?zé)岚l(fā)電機（Radioisotope Thermoelectric Generators，RTGs）的熱源，在航空領(lǐng)域有著廣泛的應(yīng)用，RTGs可將衰變熱轉(zhuǎn)化為電能，為深空探測提供動力［1?2］。238Pu可發(fā)生α衰變（T1/2=87.7 a），α粒子大部分能量會沉積在238Pu源體積內(nèi)，這是其作為熱源的物理基礎(chǔ)［3］。20世紀(jì)80年代，許多國家就已開始238Pu的生產(chǎn)研究，主要分布在美國與俄羅斯［4］。2011年，為打破钚燃料短缺的限制，美國能源部批準(zhǔn)了钚供應(yīng)項目，在橡樹嶺國家實驗室（Oak Ridge National Laboratory，ORNL）的高通量同位素反應(yīng)堆（High Flux Isotope Reactor，HFIR）和愛達(dá)荷國家實驗室（Idaho National Laboratory，INL）的先 進(jìn) 試 驗 堆（Advance Test Reactor，ATR）內(nèi) 進(jìn)行238Pu的生產(chǎn)，預(yù)期年產(chǎn)量目標(biāo)為1.5 kg?a?1［4?6］，2012年，HFIR重新開啟了238Pu的生產(chǎn)。

238Pu生產(chǎn)途徑主要通過在HFIR或ATR中進(jìn)行熱中子輻照237Np固態(tài)靶材，使其發(fā)生237Np（n，γ）238Np反應(yīng)，輻照周期末提出靶件，待238Np（T1/2=2.1 d）冷卻衰變?yōu)?38Pu后進(jìn)行提取。在這種傳統(tǒng)輻照固態(tài)靶件生產(chǎn)方式中，生產(chǎn)流程較為復(fù)雜，在固態(tài)靶件制備方面，需將經(jīng)過溶解、氧化等過程制成的NpO2粉末與金屬陶瓷載體基質(zhì)混合壓制成靶件芯體并裝入套管中［3］。在同位素提取方面，需進(jìn)行靶件的拆卸、切割、溶解等流程，再經(jīng)水法或干法［3，7］進(jìn)行同位素的分離與提純。由于237Np靶核素的資源有限，需盡可能提高237Np核素的回收率及轉(zhuǎn)換率，但固態(tài)靶基質(zhì)的回收較為困難［7?8］。因此，需研究新的238Pu生產(chǎn)方式或改進(jìn)現(xiàn)有的生產(chǎn)方法來滿足未來全球?qū)?38Pu的使用需求。

新型熔鹽快堆被設(shè)計用于同位素生產(chǎn)，可在高溫常壓下運行，有較高的固有安全性，較低的核廢料產(chǎn)生等優(yōu)勢。燃料元件采用合金材料加工制成的管狀容器包容液態(tài)燃料鹽，高放射性燃料鹽無需泵驅(qū)動，避免了傳統(tǒng)熔鹽堆［9?11］需要對高放射性燃料鹽泵維修維護的問題，還可節(jié)省堆芯外主回路系統(tǒng)內(nèi)的燃料，且不存在緩發(fā)中子流失的問題，反應(yīng)性更加安全可控。堆芯活性區(qū)外反射層內(nèi)布置熱中子輻照孔道，可輻照237Np靶件進(jìn)行238Pu生產(chǎn)。熱中子輻照孔道遠(yuǎn)離活性區(qū)，對堆芯反應(yīng)性影響較小，可通過控制棒的配合在線更換靶件。選液態(tài)鹵化物熔鹽作為靶核素載體基質(zhì)裝載在特制的靶件容器中，利用鹵化物熔鹽基質(zhì)的特征可解決傳統(tǒng)生產(chǎn)方式中生產(chǎn)流程復(fù)雜和靶核素回收困難的問題。首先，熔鹽基質(zhì)直接裝入靶件容器比制成固態(tài)靶件棒更簡單。其次，在同位素提取過程中無需靶件切割、溶解等復(fù)雜過程，利用鹵化物揮發(fā)直接分離镎與钚，輻照后的237Np熔鹽靶基質(zhì)經(jīng)簡單處理后即可回收利用［7?8］。

由于反應(yīng)堆輻照生產(chǎn)的238Pu用于制造RTGs燃料，需盡可能提高238Pu的產(chǎn)量與純度（238Pu與钚同位素總質(zhì)量之比），要求純度大于85%［12］。而236Pu與239Pu被認(rèn)為是238Pu生產(chǎn)中重要雜質(zhì)，其中236Pu的衰變產(chǎn)物212Bi和208Ti均為強γ放射源［3，13］，對238Pu作為RTGs熱源的使用造成影響，因此在238Pu的生產(chǎn)中需盡可能降低236Pu的濃度，要求最大濃度不超過3×10?6［4，14］。Urban等［15］在ATR進(jìn)行NpO2靶件輻照試驗中，生產(chǎn)238Pu的純度高達(dá)98%，237Np的利用率（238Pu生成量與237Np裝載量之比）為4.88×10?9。Daily等［12］在HFIR中的NpO2金屬陶瓷靶件輻照分析中得到238Pu的純度達(dá)95%，236Pu濃度為2.35×10?6。Schnitzler［16］在ATR的238Pu輻 照 生 產(chǎn) 評 估 中 得到238Pu的 純 度 為90%，236Pu的 濃 度 約 為1×10?6。Colvin等［17］在ATR內(nèi)進(jìn)行的237NpO2靶件輻照試驗中得到236Pu的濃度為2×10?6以下。David的報告［8］中指出，利用HFIR進(jìn)行238Pu生產(chǎn)的模擬分析中，在238Pu產(chǎn)量、純度、237Np轉(zhuǎn)換率（消耗單位質(zhì)量237Np生成的238Pu質(zhì)量）方面，鹵化物熔鹽靶件優(yōu)于傳統(tǒng)NpO2金屬陶瓷靶件。

基于上述，本文使用SCALE6.1程序，對新型熔鹽快堆中通過輻照熔鹽靶件生產(chǎn)238Pu進(jìn)行了研究，分析了反射層內(nèi)能譜分布特點、不同位置輻照孔道內(nèi)237Np的反應(yīng)截面，針對236Pu雜質(zhì)濃度、238Pu純度、238Pu年產(chǎn)量、237Np轉(zhuǎn)換率等方面進(jìn)行238Pu的生產(chǎn)性能研究，為新型熔鹽快堆在238Pu生產(chǎn)方面的工程應(yīng)用提供物理方案參考。

1 堆芯模型及熔鹽靶件介紹

新型熔鹽快堆的堆芯物理計算模型如圖1（a）所示，堆芯由燃料區(qū)、冷卻池、熔鹽換熱器、反射層、輻照孔道、氣體收集室、堆容器等主要結(jié)構(gòu)組成，表1為堆芯主要參數(shù)。燃料元件等間距規(guī)則排列呈六角形，并浸沒在冷卻池中，冷卻劑通過自然循環(huán)的方式將一回路熱量載出并傳遞至熱能利用系統(tǒng)；堆芯燃料區(qū)設(shè)兩套停堆系統(tǒng)，用于安全停堆及反應(yīng)性控制；燃料區(qū)外設(shè)有石墨反射層，反射層內(nèi)設(shè)置熱中子輻照孔道，用于238Pu等熱中子輻照同位素的生產(chǎn)。

表1 堆芯主要參數(shù)Table1 Main parameters

靶件采用耐高溫、耐輻照、耐熔鹽介質(zhì)腐蝕的TZM合金（Titanium-Zirconium-Molybdenum Alloy）材料加工制成的管狀容器包容液態(tài)熔鹽靶基質(zhì)，靶件主要包含輻照鹽區(qū)、氣室、泄壓排氣孔等結(jié)構(gòu)，如圖1（b）所示。輻照鹽區(qū)高度為176 cm，輻照分解氣體可通過泄壓排氣孔排出，氣室的存在避免了高溫下靶基質(zhì)材料膨脹產(chǎn)生的壓力對靶件結(jié)構(gòu)的損害。

圖1 堆芯截面圖(a)及熔鹽靶件結(jié)構(gòu)圖(b)Fig.1 Crosssection diagram of core(a)and structurediagram of molten salt target(b)

在熔鹽靶基質(zhì)的選擇中，一般可選氟鹽或氯鹽作為鹽基質(zhì)。針對238Pu的生產(chǎn)特征而言，氯鹽在同位素提取中更具優(yōu)勢［8］，原因如下：在靶件后處理中，氟鹽靶基質(zhì)無法直接回收，回收流程復(fù)雜；氟鹽在水中的溶解度較低，向水化學(xué)處理的轉(zhuǎn)變較難；當(dāng)氟與高α放射物混合時，α-n源項會加強。與氟鹽相比，氯鹽更易溶于水；以氯化物作為靶基質(zhì)最重要的特征之一是可通過NpCl4的揮發(fā)處理直接回收靶基質(zhì)。但天然氯中含有的35Cl屬于中子毒物［18］，中子吸收截面較大，因此本文使用富集氯鹽作為靶基質(zhì)進(jìn)行238Pu生產(chǎn)的研究。

2 計算原理及方法

在238Pu的輻照生產(chǎn)中，236Pu濃度、238Pu純度與產(chǎn)量主要受核素相關(guān)反應(yīng)截面、輻照時間與靶核素裝載量等因素影響，而反應(yīng)截面又由中子通量與能譜決定。本文先通過分析反射層內(nèi)中子通量及能譜分布來分析不同位置輻照孔道的237Np反應(yīng)截面、236Pu濃度及靶件插入對堆芯反應(yīng)性影響的變化規(guī)律。再結(jié)合具體輻照孔道與核素演化曲線分析238Pu產(chǎn)量與純度、236Pu濃度及237Np轉(zhuǎn)換率隨輻照時間的變化。在不考慮同位素提取工藝中238Pu損失的情況下，通過靶件單個輻照周期內(nèi)238Pu的生成量來估算年產(chǎn)量，并分析不同輻照周期下238Pu年產(chǎn)量、237Np轉(zhuǎn)換率及利用率的變化特點。由于一年內(nèi)靶件需進(jìn)行多次更換，輻照周期則定義為單個靶件一次輻照所經(jīng)歷的時間。

靶核素237Np的核反應(yīng)鏈如圖2所示，圖3、4展示了相關(guān)核反應(yīng)的微觀截面?？梢?，通過中子輻照生成237Np（n，γ）238Np反應(yīng)的同時會發(fā)生237Np（n，2n）236Np副反應(yīng)，而236Np發(fā)生β?衰變后生成236Pu。但237Np（n，2n）236Np反應(yīng)主要發(fā)生在快譜區(qū)，而237Np（n，γ）238Np反應(yīng)主要發(fā)生在熱譜區(qū)，當(dāng)中子能量低于6.8 MeV時，生成236Np的副反應(yīng)將不再發(fā)生，所以可通過選擇合適的輻照能譜來減小237Np（n，2n）236Np反應(yīng)的平均微觀截面，進(jìn)而減小236Pu濃度。而238Np有較大的裂變截面和（n，γ）反應(yīng)截面，其除了發(fā)生β?衰變外，長時間輻照下大部分238Np會發(fā)生裂變及（n，γ）反應(yīng)，從而減小238Pu的生成量。此外，238Np與238Pu在長時間中子輻照下經(jīng)（n，γ）反應(yīng)最終會生成較多的239Pu，從而影響238Pu的純度。

圖2 237Np反應(yīng)鏈Fig.2 Thereaction chain diagram of 237Np

圖3 核素反應(yīng)截面圖Fig.3 The nuclide reaction crosssection diagram

本文采用的計算工具為美國橡樹嶺國家實驗室研發(fā)的SCALE6.1程序，可用于臨界安全計算、燃耗計算、放射源項分析、靈敏度分析等［19］。計算時主要調(diào)用了SCALE6.1的CSAS6及TRITON序列，并使用238群ENDF/B-VII截面庫進(jìn)行燃耗計算。

圖4 237Np(n,2n)236Np反應(yīng)截面圖Fig.4 The reaction cross section diagram of 237Np(n,2n)236Np

先對反射層進(jìn)行柵格劃分，按指定行列順序排列規(guī)則相對（1，1）柵格進(jìn)行編號（圖5），假設(shè)每個柵格均可布置輻照孔道。SCALE6.1程序建模時對反射層不同柵格設(shè)置為不同的區(qū)域及材料編號，CSAS6調(diào)用截面處理模塊進(jìn)行共振截面處理，然后結(jié)合KENO-VI中的幾何建模功能與自動截面處理功能進(jìn)行三維模型的臨界計算，得到反射層不同位置輻照孔道的中子能譜，再通過多群能譜加權(quán)平均得到237Np不同反應(yīng)道的平均微觀截面。TRITON序列主要調(diào)用ORIGEN-S執(zhí)行核素的燃耗計算，設(shè)置靶件輻照時間并劃分步長，輸出卡中得到不同柵格的中子通量、熱中子份額及靶件內(nèi)各核素隨時間的積累量，經(jīng)換算可得到核素的質(zhì)量份額、236Pu濃度、237Np的轉(zhuǎn)換率與利用率。

圖5 堆芯反射層位置序列圖Fig.5 The location sequence diagram of reflector in reactor core

3 計算結(jié)果

3.1 靶基質(zhì)與靶件半徑選擇

氯鹽靶基質(zhì)可分為純鹽與復(fù)合鹽，在相同的中子注量率下對不同靶基質(zhì)與靶件半徑（r）在238Pu生產(chǎn)中的237Np轉(zhuǎn)換率與利用率進(jìn)行分析。圖6為不同靶基質(zhì)對應(yīng)的237Np轉(zhuǎn)換率，可以看到，含靶核素份額較高的靶基質(zhì)237Np轉(zhuǎn)換率較大，相對其他兩種復(fù)合鹽，NpCl4純鹽靶基質(zhì)的237Np轉(zhuǎn)換率更高。此外，靶核素份額的提高還會增大靶核素的中子利用率，將提高238Pu的產(chǎn)量。圖7為不同r對應(yīng)的237Np利用率，可以看到，237Np利用率隨r的減小而增加，因為減小r可降低237Np的裝載量，從而增加了237Np的利用率，因此在三種靶件半徑中，r為1 cm的靶件得到的237Np利用率較高。

圖6 237Np的轉(zhuǎn)換率隨靶基質(zhì)的變化Fig.6 Conversion rateof 237Np vs.target matrix

圖7 237Np的利用率隨靶件半徑r的變化Fig.7 Theutilization rateof 237Np vs.target radius r

3.2 反射層能譜及237Np反應(yīng)截面分析

靶件內(nèi)237Np（n，γ）238Np反應(yīng)的平均微觀截面（σ1）與237Np（n，2n）236Np反應(yīng)的平均微觀截面（σ2）由反射層輻照孔道內(nèi)中子通量及能譜分布決定，而σ1、σ2將會對238Pu的產(chǎn)量和236Pu的濃度產(chǎn)生影響。圖8為反射層同一行不同位置的熱中子通量分布，可看出，遠(yuǎn)離堆中心方向熱中子通量先增加后減小，而熱中子份額則先增大后趨于平緩，因為石墨的慢化使遠(yuǎn)離堆中心位置的能譜更軟，熱中子份額更大。圖9、10為反射層不同位置處的σ2與σ1，可看到，σ2隨遠(yuǎn)離堆中心且靠近六角形燃料區(qū)頂角平分線方向減小，而σ1的變化趨勢與σ2相反，因為越遠(yuǎn)離堆中心的位置能譜越軟，會增加σ1并減小σ2。

圖8 反射層中熱中子通量分布Fig.8 Distribution of thethermal neutron flux in reflector

圖9 平均微觀截面σ2隨輻照位置的變化Fig.9 Average microscopic cross sectionσ2 vs.the irradiation location

3.3 輻照孔道位置分析

圖10 平均微觀截面σ1隨輻照位置的變化Fig.10 Average microscopic cross sectionσ1 vs.the irradiation location

236Pu的生成濃度與輻照孔道的位置密切相關(guān)，此外，靶件的插入將對堆芯反應(yīng)性產(chǎn)生影響，需使用控制棒進(jìn)行配合操作，因此對不同輻照位置236Pu的生成濃度及靶件插入引起的反應(yīng)性變化進(jìn)行分析。圖11為不同位置輻照孔道內(nèi)生成的236Pu相對濃度（實際濃度與最大濃度之比），可看出遠(yuǎn)離堆中心且靠近燃料區(qū)角平分線方向由于σ2減小，σ1增加，使得236Pu濃度降低。由圖12可見，遠(yuǎn)離堆中心且靠近燃料區(qū)角平分線位置插入靶件對堆芯反應(yīng)性的影響較小，靶件操作所需的堆芯反應(yīng)性控制較小，利于堆芯的穩(wěn)定運行。由于（1，5）輻照孔道位于遠(yuǎn)離堆中心的燃料區(qū)角平分線位置，故在（1，5）孔道插入靶件對堆芯反應(yīng)性影響最小，生成236Pu濃度也最小，但由于該位置相對堆中心距離較遠(yuǎn)，中子通量相對較低，使237Np（n，γ）238Np反應(yīng)的相對核反應(yīng)率（R）也隨之降低（圖13），將會使238Pu產(chǎn)量相對減小。

圖11 236Pu相對濃度隨輻照位置的變化Fig.11 The relative concentration of 236Pu vs.irradiation location

圖12 不同位置靶件插入對堆芯反應(yīng)性的影響Fig.12 The reactivity influence vs.target insertion locations

圖13 相對核反應(yīng)率R隨輻照位置的變化Fig.13 Relative nuclear reaction rate R vs.irradiation location

3.4 238Pu產(chǎn)量與輻照周期

靶件的輻照時間影響著238Pu的產(chǎn)量與純度及237Np的轉(zhuǎn)換率與利用率，因此在238Pu生產(chǎn)中需分析钚同位素含量隨輻照時間的變化。選用r為1 cm的NpCl4純鹽靶基質(zhì)在反射層（1，5）孔道內(nèi)進(jìn)行輻照分析，孔道內(nèi)中子注量率約為9.87×1013n·cm?2·s?1，能譜如圖14所示，熱中份額約為94%。圖15、16分別為钚同位素質(zhì)量（歸一化為單位質(zhì)量237Np得到的產(chǎn)量）與質(zhì)量份額變化曲線。钚同位素有較長的半衰期，其中236Pu為2.85 a，238Pu為87.7 a，239Pu為2.41×104a，240Pu為6.5×103a，241Pu為14 a，242Pu為3.73×105a，因此在計算時間段內(nèi)它們的質(zhì)量隨運行時間逐漸積累，在諸多钚同位素中含量較大的為239Pu，是影響238Pu純度的主要核素之一。從圖16可以看出，238Pu的純度隨輻照時間逐漸減小，但始終大于98%，而236Pu濃度先減小到穩(wěn)定值后又出現(xiàn)上升趨勢，但始終小于1×10?7，238Pu純度與236Pu濃度均滿足國際標(biāo)準(zhǔn)。

圖14 (1,5)輻照孔道的中子能譜Fig.14 Neutron energy spectrum of irradiation channel(1,5)

圖15 靶中钚同位素質(zhì)量隨輻照時間演化Fig.15 The Pu isotopemassevolution in target

圖16 靶內(nèi)钚同位素質(zhì)量份額隨輻照時間演化Fig.16 The Pu isotopemassfraction evolution in target

當(dāng)輻照時間為41 d時，238Pu的歸一化產(chǎn)量約為0.11×10?1g，238Pu純 度 約 為0.99，236Pu濃 度 約 為4×10?8。與 在TRIGA堆 能 譜 下 中 子 通 量 為1×1013n·cm?2·s?1的237Np靶件模擬輻照［20］結(jié)果（238Pu的歸一化產(chǎn)量約為0.16×10?2g，238Pu純度約0.99，236Pu濃度為1.95×10?6）對比分析，由于（1，5）輻照孔道內(nèi)中子通量較大，且能量大于6.8 MeV以上的中子份額更小，約為1.60×10?5，因此238Pu的產(chǎn)量及236Pu濃度優(yōu)于TRIGA堆能譜下的模擬結(jié)果。

239Pu可通過239Np的β?衰變及238Pu的（n，γ）反應(yīng)生成（圖2），該兩種途徑都會減弱238Pu的積累量。圖17為靶內(nèi)部分產(chǎn)物質(zhì)量隨輻照時間的變化，可看到238Pu/239Pu質(zhì)量比隨輻照時間減小，238Np、239Np的質(zhì)量分別約在9 d、16 d趨于穩(wěn)定。238Np作為生成238Pu、239Np的中間產(chǎn)物，除了發(fā)生β?衰變外，在長時間高通量中子輻照下會有較大部分238Np發(fā)生（n，γ）及裂變反應(yīng)，降低了β?衰變份額，減小了中子利用率，使237Np轉(zhuǎn)換率下降。由圖17，輻照時間較長時，靶件出堆冷卻21 d后的238Pu產(chǎn)量與剛出堆時刻接近，意味著大部分238Np在輻照孔道內(nèi)發(fā)生反應(yīng)，這會增大238Np的輻照損失。

圖17 靶內(nèi)產(chǎn)物質(zhì)量隨輻照時間演化Fig.17 The product mass evolution in target

在（1，5）孔道及其對稱位置布置共6根靶件，輻照周期末均進(jìn)行新靶件更換，每次換靶間隔為1 d，計算238Pu的年產(chǎn)量。圖18為237Np轉(zhuǎn)換率隨輻照周期的變化關(guān)系。出堆時刻237Np轉(zhuǎn)換率隨輻照周期增加而增大，因為長周期輻照下大部分238Np在輻照孔道內(nèi)衰變，使出堆時刻238Pu積累量增加。然而，長周期輻照會使238Np的β?衰變份額減小，導(dǎo)致靶件出堆冷卻后總的237Np轉(zhuǎn)換率降低。圖19為238Pu年產(chǎn)量與237Np利用率隨輻照周期的變化，可看到237Np利用率隨輻照周期增加而增大，因為輻照周期的增加減小了靶件更換次數(shù)，降低了237Np的總裝載量，而238Pu的年產(chǎn)量隨輻照周期先快速增加，后略微減小，因為長周期輻照降低了238Np的β?衰變份額與中子利用率，又減小了237Np總裝載量，會使238Pu年產(chǎn)量減小。當(dāng)輻照周期為10 d時，年產(chǎn)量達(dá)到0.85 kg，237Np轉(zhuǎn)換率約為99.8%，利用率為0.005%，當(dāng)輻照周期為40 d時，年產(chǎn)量達(dá)到0.80 kg，237Np轉(zhuǎn)換率約為99.4%，利用率為0.08%。

圖18 237Np轉(zhuǎn)換率隨輻照周期的變化Fig.18 Conversion of 237Np vs.irradiation cycle

圖19 238Pu年產(chǎn)量與237Np利用率隨輻照周期的變化Fig.19 Annual yield of 238Pu and utilization of 237Np vs.irradiation cycle

4 結(jié)語

本文使用SCALE6.1程序，從中子物理的角度對新型熔鹽快堆輻照孔道內(nèi)利用氯鹽靶基質(zhì)生產(chǎn)238Pu進(jìn)行模擬分析。從分析結(jié)果可知，使用氯鹽靶基質(zhì)在新型熔鹽快堆輻照孔道內(nèi)進(jìn)行238Pu的輻照生產(chǎn)，可得到較高的238Pu純度與237Np轉(zhuǎn)換率，較低的236Pu雜質(zhì)濃度。與短周期輻照10 d相比，輻照周期為40 d的238Pu年產(chǎn)量及237Np轉(zhuǎn)換率雖小，但237Np利用率遠(yuǎn)高于前者，且減小靶件更換次數(shù)，可降低靶件操作對應(yīng)的堆芯反應(yīng)性控制頻率，利于堆芯穩(wěn)定運行，較符合實際應(yīng)用。

在具體工程設(shè)計與實際生產(chǎn)中，后續(xù)還需對輻照孔道尺寸、靶件的結(jié)構(gòu)參數(shù)及靶基質(zhì)裝載量深入優(yōu)化，進(jìn)一步提高靶核素利用率與238Pu產(chǎn)量，并對輻照靶件的提取速度、熱工與放射性分析等問題進(jìn)行研究，為深入新型熔鹽快堆在238Pu生產(chǎn)方面的工程應(yīng)用提供更詳細(xì)的理論參考。

作者貢獻(xiàn)聲明劉小林提出研究思路、設(shè)計研究方案、進(jìn)行模擬計算、數(shù)據(jù)分析及論文的撰寫；周波負(fù)責(zé)完善研究方案、稿件的審閱與修訂；鄒楊負(fù)責(zé)研究進(jìn)度的監(jiān)督與指導(dǎo)；嚴(yán)睿負(fù)責(zé)提供技術(shù)支持與指導(dǎo)；徐洪杰負(fù)責(zé)研究項目管理、研究資金獲??；陳亮負(fù)責(zé)收集參考文獻(xiàn)。