重水研究堆年度报告模板.doc

n大型核设施和设备重水研究堆（HWRR）年度汇报张兴旺1 反应堆运行时间和释放能量反应堆运行功率为6 5007 300 kW，安全运行3 082 h，总释放能量为884.6 MWd。每个月运行情况列于表1。表1 重水研究堆（HWRR）运行情况月份运行时间/h释放能量/（MWd）417350.454341266476138745213184181119256741046513611113.2123971152 安全再审查情况14月，国家核安全局数次组织教授审查101堆安全再审查工作，并在软件、硬件方面提出了整改意见。依据核安全局整改意见，完成了蓄电池加固、供电屏防护、备用安全棒功效扩充、厂房核清洁等整改工作，完成重水研究堆运行质量确保纲领（B版）和重水研究堆规程（B版）等文件修订工作。在软件、硬件方面整改工作，得到国家核安全局认可，经过教授委员会审查，认为101堆满足安全运行条件，于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试验工作；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#自动调整棒传动机构；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确保、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，4.5841014 Bq；3H，10.231011 Bq；总，3.92106 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；保留水池乏燃料组件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 核电技术服务中国优异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，造成停堆事件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，引发短路，控制柜断电，造成主控室“靶件异常”停堆信号和警告信号发出，喇叭响，全部控制棒（备用安全棒除外）下插到底，反应堆自动停止。针对此次事件，制订并实施了纠正和预防方法：监督试验单位检验其管辖设备进行根本检验，更换老化部件；强调试验单位对管辖设备、器件摆放规范化，清理无用设备、器件。2）外电源断电(含瞬间断电)，引发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开启反应堆，稳定运行。造成外电源断电原因包含变电站设备故障、外电网输电电线杆被撞断、雷电天气等多个原因引发电压波动。3）内壳和外壳之间发觉重水事件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(0.10.2)108 Ci/L增至1.1108 Ci/L，值班长判定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，数次检验和取样分析，依据分析结果，不能确定渗漏重水起源。经审批后进行了2次试验运行，试验结果能够排除内壳渗漏。分析重水起源，认为是长久以来重水扩散积存和历史上一些大型操作中程序失误引发系统中积存重水倒灌。重水研究堆发生异常事件均得到立即、正确处理，未对反应堆安全造成实际不良影响，并按事件汇报制度上报主管部门。针对异常事件制订纠正和预防方法，并完成纠正和预防方法实施，经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，有效积累了运行经验，提升了运行人员判定、处理异常事件能力和安全意识。原型微型反应堆运行汇报朱国盛 原型微型反应堆认真实施核安全法规法则，做到有效管理，安全运行。运行情况以下。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）多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 kWh。5）水质：堆水比电阻3.0105 cm；池水比电阻2.0105 cm。6）本年总耗电量 17 340 kWh。7）活化分析样品辐照情况：活化分析多种样品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00.11 mSv；（3）全室年集体剂量7.8101人mSv；（4）全室人年平均个人剂量4.9102人mSv；（5）全室年最大个人剂量：1.1101人mSv。按国家防护要求，原型微型堆室年个人外照射均不超出剂量限值，是安全。DF-快中子临界装置运行年报杨历军DF-快中子临界装置运行、维护等工作严格根据运行质量确保纲领和各安全运行管理规程要求进行，切实落实“安全第一，质量第一”质量方针，在完成科研工作同时，实现了“安全运行，圆满地完成运行和试验研究工作，确保上等级事故发生率为零”目标。该装置共运行5次，未发生任何事件和事故。完成关键工作为：1）试验测量系统考验；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次反应性测量系统试验，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操纵员。 根据国家核安全局要求，开展定时安全审查工作。编写了DF-快中子临界装置定时安全审查纲领、DF-快中子临界装置定时安全审查汇报，对DF-快中子临界装置安全分析汇报和DF-快中子临界装置运行质量确保纲领进行了修订。中国原子能科学研究院安全委员会对定时安全审查文件进行了审查，依据教授意见进行了修改并上报国家核安全局。DF-快中子临界装置运行质量确保纲领经过反应堆工程研究设计所和院质量管理部门及相关教授审查，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通用核设施，本年度运行关键是服务于特种靶件解体及检验、XX燃料组件解剖检验，及秦山核电站乏燃料元件辐照后检验。整年累计安全运行205 d。依据303热室运行质量确保纲领及其支持性管理文件和程序，对热室运行各个步骤，包含组织、文件、运行、采购、物项、检验和试验、不符合项等进行了全方面地控制，同时新制订了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安全及各项科研任务顺利实施，并在年底堆工所组织质保监查中，得到了主动评价和肯定。1 改善人防技防方法、加强热室安全管理 首先从组织机构上深入明确了主管运行副主任作为热室安全责任人，在室安全领导小组领导下，全方面负责热室运行安全工作，同时要求了全部在热室从事相关活动工作人员安全责任，并签定安全责任书。另外，依据北京市公安局对热室安全检验时提出要求，在热室关键出入口安装了多功效报警系统，并安排专员管理。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问题。依据303热室工艺设备定时试验和检验规程，运行人员定时对各工艺设备进行检修和维护，尤其加强了对电气设备日常巡视，方便立即发觉问题并采取对应方法。本年度完成对热室排风中心P-、P-5排风风机及送风中心J-1送风风机大修。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、改善人职员作环境辐射防护人员定时对热室各区域进行放射性普查，立即组织相关人员进行清洁去污，使各工作场所本底降低至可接收水平。整年累计处理放射性固体废物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以下：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0.0010.01 mSv，集体年剂量为39.32 mSv，人均年剂量为1.03 mSv。HI-13串列加速器运行情况阚朝新，胡跃明，包轶文，范宏盛HI-13串列加速器运行状态良好。在5月至9月，进行注入器升级工程安装、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束流时间。加速器运行电压范围313 MV。1 供束情况HI-13串列加速器供束时间累计2 300 h，提供离子种类有15种。供束时间按离子分配图1所表示。图1 HI-13串列加速器不一样离子供束时间2 维修和改善1）整年共开钢筒检修5次，除了剥离膜更换及正常维护外，关键处理输电时出现故障。2）注入器升级工程顺利完成，经过十二个月多准备工作，于.05.09进行了注入器升级工程设备安装和调试，各项指标均达成了设计要求。3）R70管道改造工作已全方面展开，机械设计、加工及各项准备工作已就绪，明年能够进行设备安装和调试工作。4）为满足物理试验要求，在R20管道基础上建立一条单粒子效应辐照分支管道，现在完成了方案选择、束线物理设计、机械设计工作。5）加速器辐射防护及安全技改项目已展开，工程初步设计已完成，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，并开始改善制靶设备。7）确定了加速器主真空系统改造方案，用无油干泵和大抽速分子泵作为主抽单元替换原来扩散泵系统。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，各项技术指标基础上保持了引进早期水平。过去几年，关键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中子探测器进行了多年校准服务。现在正在对加速器进行脉冲化和计算机自动控制升级，估计10月完成改造工程。改造后加速器束流调试完全实现计算机自动控制，并含有信息存放功效。脉冲化后关键技术指标以下：1）脉冲反复频率为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）产生质子和氘粒子平均束流，直流550 A，脉冲36 A。