研究堆

专业术语

研究堆是指主要用来作为中子源的核反应堆，也称为非动力反应堆。

装置介绍

核反应堆是以铀(或钚)作核燃料实现受控核裂变链式反应的装置。反应堆的结构、特性和运行的工况随用途而异，按用途分大致可以分为研究堆、动力堆、生产堆和特殊用途堆等。

在60多年的核能科学与技术发展中，研究反应堆起着重要的作用。按IAEA的统计，世界上在69个国家建造了约670座研究反应堆（包括临界和次临界装置），目前大约有240座装置在55个国家运行，积累了13000堆年的运行经验。研究堆在核科学和技术的发展中起着中国要作用。此外，也在培训、教育和许多研究计划中作出了明显的贡献。在2012年之前的5年内，有6个新的研究堆投入运行或达到临界。有一些研究堆正在建造和计划建造中，还有些项目正在立项中。

分类

研究堆数量很多，根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素，可分成各种不同的类型。

（1）研究堆的类型按中子通量的大小分为零功率堆、

（2）按中子产生的方式分为次临界装置、临界装置和脉冲堆。

（3）按漫化剂的不同分为重水堆、轻水堆、石墨堆等。

（4）按中子能谱分为热中子堆和快中子堆。

（5）按燃料的形状分为棒状燃料堆、板状燃料堆、圆形燃料元件堆、各种形状的弥散体燃料堆和液体燃料堆。

（6）按堆的布置分为池式研究堆、罐式或壳式研究堆。

（7）按燃料的富集度分为高富集度铀（HEU）堆和低富集度铀（LEU）堆等。

（8）还可以按燃料的不同分为固体燃料堆、溶液堆和熔盐堆等。

总之，研究堆的设计千姿百态，多种多样。

特点和应用

每个研究堆都有特殊用途，研究堆的设计和运行都有鲜明的特殊性和用途的导向性。因此，研究堆的设计和运行管理往往比常规的核动力反应堆更复杂及多样化，其临界安全问题是研究堆的核心问题。总体上看，研究堆结构比动力堆简单，一般也运行在低温度下。由于研究堆装载较少的燃料，堆功率一般比较小，因此潜在的放射性裂变产物总量比核动力反应堆少得多，一般研究堆发生堆芯严重损坏并造成放射性裂变产物大规模释放的风险也比核动力反应堆小。

国产研究堆

我国从1958年开始建造研究堆，于1958年6月建成了第一座研究堆。到目前为止，我国现有在役民用，研究性核反应堆（包括临界装置和微堆）20座。

我国第一座研究性反应堆是重水试验堆，于1958年6月13日首次达到临界，该堆安全运行近50年后于2007年7月18日最终停运，转入安全关闭过渡期。建成50多年以来，开展了大量卓有成效的科研生产工作，产出了一大批有显示度的科研成果，培育和输送了一批又一批优秀的人才，对于推进我国核科学技术和核工业的发展，特别是对原子弹、氢弹和核潜艇的技术攻关，起到了历史性作用。

其后，在20世纪60~70年代建设了清华大学试验屏蔽堆、492游泳池堆和125MW高通量工程试验堆，并建立了快堆临界装置、铀水临界装置。80年代末建成了5MW核供热堆，2000年12月高温气冷堆（HTR-10）达到临界。此外，还建造了几座中子源微堆和两座脉冲堆。2010年5月先进高通量研究堆（CARR）实现首次临界，2012年3月1日达到满功率。

重水型

重水堆可以使用天然铀燃料，其热中子通量分布均匀，单位功率热中子通量较高，堆内实验空间大，燃料寿命长，但作为慢化剂的重水昂贵，需放在密封水罐内，用高淳氦气覆盖水面，操作和检修复杂。中国重水型研究堆是前苏联援建的，该堆于1958年6月在中国原子能院（当时叫原子能研究所）建成，是中国的第一座核反应堆。

游泳池型

游泳池式轻水反应堆是游泳池式、轻水慢化和冷却、铍和石墨作反射层的多用途试验堆。在游泳池式轻水反应堆中利用垂直和水平辐照孔道，可开展燃料元件、堆用材料、核测仪表堆内辐照、试验、考验以及单晶硅、同位素辐照生产、黄玉辐照改色等工作。中国建造的游泳池式轻水研究堆有3座，分别在中国原子能科学研究院、北京昌平清华大学核能与新能源技术研究院和中国绵阳中国工程物理研究院等地。

高通量工程

高通量工程试验堆是进行动力堆燃料元件和屏蔽材料辐照试验等反应堆工程研究的反应堆，也可以用来生产放射性同位素。其热中子通量和快中子通量高，比功率（单位质量核燃料所具有的功率）高，燃料元件运行周期短。高通量工程试验堆一般采用多片组型或多层套管型高富集铀燃料元件，以水为慢化剂。

中国核动力研究设计院于1981年建成了高通量工程试验堆（HFETR），在该反应堆上进行了燃料组件辐照试验，包括燃料芯件性能变化、燃料元件破损机理等，以及燃料包壳腐蚀、冷却剂热工条件和传热机理等试验，并生产高比度放射性同位素和锕系元素。

脉冲堆

铀-氢化锆脉冲堆在科学研究方面具有广泛的应用价值，是一种具有固有安全特性的中子源辐照反应堆。铀-氢化锆脉冲堆是一种小型均匀研究堆，采用氢化锆与铀均匀弥散混合作为固体燃料-慢化剂元件，采用轻水做冷却剂，构成一种池式反应堆，简称TRIGA堆。由于它结构简单，安全性和经济性好，能获得较强的功率脉冲和中子脉冲，因此在科学研究和应用技术上获得了较为广泛的重视。

我国第一座铀-氢化锆脉冲堆于1990年由中国核动力研究设计院设计研制建成。第二座铀-氢化锆脉冲堆是西安脉冲堆，它是在第一座原型脉冲堆基础上，根据用户对脉冲堆的应用要求进行设计建造的。该堆1996年1月18日在我国西北核技术研究所开工建造，1999年9月首次达到临界，2001年1月，完成各项核调试工作后，已投入试运行及实验应用。西安脉冲堆稳态额定功率2MW，最大脉冲峰功率4200MW。脉冲堆具有一堆多功能的独特性能。

微型研究堆

微型研究堆是一种近年来发展起来的特小型中子源反应堆，它安全可靠，结构简单，造价低，建设期短，易于操作和管理，可建在大城市的研究所、学校和医院内。

1984年，中国原子能科学研究院建成中国首座微型堆，其燃料元件为直径4.3mm的细长燃料棒，芯体为90%富集铀的铀铝合金，包壳为铝合金。堆芯铀棒按同心圆布置，装有345根燃料棒，其铀-235装载量为1kg，仅比最小临界质量0.83kg稍大一点。该微堆以水为慢化剂和冷却剂，堆芯悬挂于5.6m深、2.7m直径的大水池中。

微型堆可用来进行中子活化分析及其他有关研究，还可以用来生产短寿命放射性同位素，以及治疗脑胶质瘤等疾病。

目前，深圳大学、山东地质局和上海剂量中心各建有一座该类型的微型堆，并出口到巴基斯坦、伊朗、加纳、叙利亚和尼日利亚等国。

先进研究堆

中国先进研究堆是由中国原子能科学研究院自主研发、设计和建造。反应堆功率60MW，热中子通量8Χ1014个/（cm2·s），在同类中子束流研究堆中主要技术指标居世界前列。CARR是一座高性能、多用途、安全可靠的研究堆，采用了许多新的设计理念和技术。该研究堆可开展核物理与核化学等基础科学研究、中子散射研究、反应堆材料及核燃料考验、中子照射、中子活化分析等，并可生产放射性同位素和中子嬗变掺杂单晶硅。中国先进研究堆于2010年5月首次临界，2012年3月1日成功实现满功率运行。

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