大型核设施与设备
重水研究堆（HWRR）2006年年度报告
张兴旺
1 反应堆运行时间和释放能量
反应堆运行功率为6 500～7 300 kW，安全运行3 082 h，总释放能量为884.6 MW·d。每月运行情况列于表1。
表1 重水研究堆（HWRR）2006年运行情况
月份 4 5 6 7 8 9 10 11 12
运行时间/h
173 434 476 452 418 256 465 11 397
释放能量/（MW·d）
50.4 126 138 131 111 74 136 3.2 115
2 安全再审查情况
2006年1—4月，国家核安全局多次组织专家审查101堆的安全再审查工作，并在软件、硬件方面提出了整改意见。根据核安全局的整改意见，完成了蓄电池加固、供电屏防护、备用安全棒功能扩充、厂房核清洁等整改工作，完成《重水研究堆运行质量保证大纲》（B版）和《重水研究堆规程》（B版）等文件的修订工作。
在软件、硬件方面的整改工作，得到国家核安全局的认可，通过专家委员会审查，认为101堆满足安全运行条件，于2006年4月颁发了《重水研究堆运行许可证》。
3 科研生产及检修情况
1）辐照同位素373罐，辐照单晶硅4 000 kg； 2）开展中子衍射等物理实验工作； 3）第2批2根特种靶件堆内辐照考验； 4）更换新燃料22组；
5）检修1#、2#自动调节棒传动机构； 6）检修47#﹑48#应急机组；
7）重水泵丙解体检修，并检修其出口止回阀；
8）开盖疏通主热交换器甲﹑乙和热交换器丙二次水管道； 9）检修堆小室屏冷却水系统连接管； 10）向堆内加入新重水93 kg； 11）依据年度培训计划进行全员质量保证、辐射防护、规程制度和专业技术培训。
4 三废排放
烟囱排放气体：41Ar，4.584×1014 Bq；3H，10.23×1011 Bq；总β，3.92×106 Bq。 固体废物：4.4 m3。
废水：10 m3（排到101废水储存罐）。
5 燃料组件情况
堆芯装载69组；保存水池乏燃料组件319组；库存新燃料组件26组。
6 运行人员情况
现运行人员共27人，其中值班长12人，操纵员13人，现场操纵员2人。
7 接待参观情况
接待参观人员共1 000余人次。
8 核电技术服务
中国先进研究堆运行人员岗前培训共27人次；广东大亚湾核电站操纵员进行了堆上操作培训28人次。
9 人员剂量情况
集体剂量当量：268.6 mSv；个人最大剂量：15.79 mSv；平均剂量：2.6 mSv。
10 异常事件
1）特种靶件控制柜电源断电，导致停堆事件
2006年5月14日19时22分，反应堆以7 000 kW运行时，因靶件控制柜总电源插座电源线绝缘老化，引起短路，控制柜断电，导致主控室“靶件异常”停堆信号和警告信号发出，喇叭响，所有控制棒（备用安全棒除外）下插到底，反应堆自动停止。
针对本次事件，制定并实施了纠正和预防措施：监督试验单位检查其管辖的设备进行彻底检查，更换老化部件；强调试验单位对管辖设备、器件摆放规范化，清理无用的设备、器件。
2）外电源断电(含瞬间断电)，引起反应堆自动停堆事件
发生5次外电源断电(含瞬间断电)，5次断电事件全部得到了正确处理，在外电源恢复后重新启动反应堆，稳定运行。
导致外电源断电的原因包括变电站设备故障、外电网输电电线杆被撞断、雷电天气等多种因素引起的电压波动。
3）内壳与外壳之间发现重水事件
2006年9月6日7时30分，因悬臂吊车故障，决定下降功率。下降功率过程中，“重水系统渗漏”警告信号发出，325盘4-26A、4-26B法兰盘重水渗漏监测点报警，7时50分，26号房间3H浓度由正常运行值(0.1～0.2)×108 Ci/L增至1.1×108 Ci/L，值班长判断重水主回路工艺间发生重水
－
－渗漏，按紧急停堆按钮停止反应堆。
停堆期间，多次检查和取样分析，根据分析结果，不能确定渗漏重水的来源。经审批后进行了2次试验运行，试验结果可以排除内壳渗漏。分析重水来源，认为是长期以来重水的扩散积存和历史上某些大型操作中程序失误引起系统中积存的重水倒灌。 重水研究堆发生的异常事件均得到及时、正确处理，未对反应堆安全造成实际不良影响，并按事件报告制度上报主管部门。针对异常事件制定纠正和预防措施，并完成纠正和预防措施的实施，通过在室内对异常事件展开认真分析、讨论和总结，从事件中总结了经验教训，有效的积累了运行经验，提高了运行人员判断、处理异常事件的能力和安全意识。
原型微型反应堆2006年运行报告
朱国盛
原型微型反应堆2006年认真执行核安全法规法则，做到有效管理，安全运行。运行情况如下。
1）持照人数4人。
2）本年开堆次数19次，满功率运行次数4次。
3）各种功率运行总小时数为132.48 h，折合满功率工况运行小时数为102.41 h。 4）本年释放能量为2 765.07 kW·h。
5）水质：堆水比电阻＞3.0×105 Ω·cm；池水比电阻＞2.0×105 Ω·cm。 6）本年总耗电量 17 340 kW·h。
7）活化分析样品辐照情况：活化分析各种样品353个。 8）考验核探测器探头5个。
9）全室年剂量情况：（1）监测人数为16人；（2）个人年剂量范围0～0.11 mSv；（3）全室年集体剂量7.8×10量：1.1×10 －1－1人·mSv；（4）全室人年平均个人剂量4.9×10
－
2人·mSv；（5）全室年最大个人剂人·mSv。
按国家防护规定，2006年原型微型堆室年个人外照射均不超过剂量限值，是安全的。
DF-Ⅵ快中子临界装置运行年报
杨历军
DF-Ⅵ快中子临界装置的运行、维护等工作严格按照运行质量保证大纲和各安全运行管理规程的要求进行，切实贯彻“安全第一，质量第一”的质量方针，在完成科研工作的同时，实现了“安全运行，圆满地完成运行和实验研究工作，确保上等级事故发生率为零”的目标。
2006年该装置共运行5次，未发生任何事件和事故。完成的主要工作为：1）实验测量系统的考验；2）北京核仪器厂仪表或探测器考验；3）人员培训等。
3、4月开展了3次反应性测量系统的实验，9月进行北京核仪器厂探测器考验，11月完成北京核仪器厂裂变室考验，并在运行过程中培训了新的操纵员。
按照国家核安全局的要求，开展定期安全审查工作。编写了《DF-Ⅵ快中子临界装置定期安全审查大纲》、《DF-Ⅵ快中子临界装置定期安全审查报告》，对《DF-Ⅵ快中子临界装置安全分析报告》和《DF-Ⅵ快中子临界装置运行质量保证大纲》进行了修订。中国原子能科学研究院安全委员会对定期安全审查文件进行了审查，根据专家意见进行了修改并上报国家核安全局。《DF-Ⅵ快中子临界装置运行质量保证大纲》经过反应堆工程研究设计所和院质量管理部门及有关专家的审查，也一并上报国家核安全局。
303热室运行年报
徐 军
303热室作为核燃料材料辐照后检验和性能测试的通用核设施，本年度运行主要是服务于特种靶件的解体及检验、XX燃料组件的解剖检验，及秦山核电站乏燃料元件的辐照后检验。全年累计安全运行205 d。
根据《303热室运行质量保证大纲》及其支持性管理文件和程序，对热室运行的各个环节，包括组织、文件、运行、采购、物项、检查和试验、不符合项等进行了全面地控制，同时新制定了《303热室应急预案》、《303热室辐射监测计划》等规程，从而确保了热室运行的安全及各项科研任务的顺利实施，并在年终堆工所组织的质保监查中，得到了积极的评价和肯定。
1 改进人防技防措施、加强热室安全管理
首先从组织机构上进一步明确了主管运行的副主任作为热室安全责任人，在室安全领导小组的领导下，全面负责热室的运行安全工作，同时规定了所有在热室从事相关活动的工作人员的安全责任，并签定安全责任书。另外，根据2006年北京市公安局对热室安全检查时提出的要求，在热室主要出入口安装了多功能报警系统，并安排专人管理。
2 加强工艺设备维护、杜绝运行事故隐患
303热室工艺设备普遍存在老化及部件失灵的问题。根据《303热室工艺设备定期试验和检查规程》，运行人员定期对各工艺设备进行检修和维护，尤其加强了对电气设备的日常巡视，以便及时发现问题并采取相应措施。本年度完成对热室排风中心P-Ⅰ、P-5排风风机及送风中心J-1送风风机的大修。另外针对中放废液贮存罐地下室漏水现象，对地下室屋面重新进行了防水处理。
3 加强辐射防护监测、改善人员工作环境
辐射防护人员定期对热室各区域进行放射性普查，及时组织有关人员进行清洁去污，使各工作场所本底降低至可接受的水平。全年累计处置放射性固体废物2.4 m3，更换热室内钟罩式过滤器5台。全室年剂量监测情况如下：监测人数38人，未发生工作人员超剂量事件。个人年剂量范围为0.00～10.01 mSv，集体年剂量为39.32 mSv，人均年剂量为1.03 mSv。
HI-13串列加速器2006年运行状况
阚朝新，胡跃明，包轶文，范宏盛
HI-13串列加速器2006年运行状态良好。在2006年5月至9月，进行注入器升级工程的安装、调试，加速器开机时间较少，仅开机2 870 h，为16个用户提供了2 300 h的束流时间。加速器运行电压范围3～13 MV。
1 供束状况
2006年HI-13串列加速器供束时间共计2 300 h，提供的离子种类有15种。供束时间按离子分配如图1所示。
图1 HI-13串列加速器不同离子的供束时间
2 维修与改进
1）全年共开钢筒检修5次，除了剥离膜的更换及正常的维护外，主要处理输电时出现的故障。 2）注入器升级工程顺利完成，经过一年多的准备工作，于2006.05—2006.09进行了注入器升级工程的设备安装和调试，各项指标均达到了设计要求。
3）R70°管道改造工作已全面展开，机械设计、加工及各项准备工作已就绪，明年可以进行设备的安装和调试工作。
4）为满足物理实验要求，在R20°管道的基础上建立一条单粒子效应辐照分支管道，目前完成了方案选择、束线物理设计、机械设计的工作。
5）加速器辐射防护及安全技改项目已展开，工程的初步设计已完成，设备选择、工程各个子项设计也已开始。
6）为用户提供了300多块核靶和400多片剥离膜，并开始改进制靶设备。
7）确定了加速器主真空系统的改造方案，用无油的干泵和大抽速的分子泵作为主抽单元取代原来的扩散泵系统。
5SDH-2串列加速器运行及近况
王志强，骆海龙
5SDH-2串列加速器自1996年引进以来已整整运行了十年，各项技术指标基本上保持了引进初期的水平。过去几年，主要利用该串列加速器建立单能中子参考辐射场，并在该参考辐射场下对中子剂量仪表、中子探测器进行校准。曾为西北核技术研究所和中国工程物理研究院等的中子探测器进行了多年的校准服务。
目前正在对加速器进行脉冲化和计算机自动控制升级，预计2007年10月完成改造工程。 改造后的加速器束流调试完全实现计算机自动控制，并具备信息存储功能。脉冲化后的主要技术指标如下：
1）脉冲的重复频率为
4、
2、
1、0.5、0.
25、0.125和0.062 5 MHz； 2）脉冲宽度小于等于2 ns，可调；
3）产生质子和氘粒子的平均束流，直流5～50 μA，脉冲3～6 μA。
