反應堆實驗裝置是指利用反應堆進行相關測試實驗的裝置，如快中子實驗反應堆裝置、輻射場參數測量等。核反應堆是能維持可控自持鏈式核裂變反應，以實現核能利用的裝置。
基本介紹
- 中文名：反應堆實驗裝置
- 外文名：Reactor experimental device
- 一級學科：工程技術
- 二級學科：能源工程
- 定義：進行反應堆相關測試實驗的裝置
- 反應堆：又稱核反應堆
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核反應堆
核反應堆，又稱為原子能反應堆或反應堆，是能維持可控自持鏈式核裂變反應，以實現核能利用的裝置。核反應堆通過合理布置核燃料，使得在無需補加中子源的條件下能在其中發生自持鏈式核裂變過程。嚴格來說，反應堆這一術語應覆蓋裂變堆、聚變堆、裂變聚變混合堆，但一般情況下僅指裂變堆。
人類第一台核反應堆由美國籍義大利著名物理學家恩利克·費米領導的小組於1942年12月（曼哈頓計畫期間）在世界頂級學府芝加哥大學建成，命名為芝加哥一號堆（Chicago Pile-1）。該反應堆是採用鈾裂變鏈式反應，開啟了人類原子能時代，芝加哥大學也因此成為人類“原子能誕生地”。
輻射場參數測量
反應堆實驗裝置的輻射場參數測量：
利用多箔活化法測量了設計的反應堆實驗裝置的中子能譜及中子注量,並採用MonteCarlo方法分析了能譜的不確定度.用熱釋光劑量片法測量了裝置的γ劑量.裝置各參數測量結果均達到了預期的設計指標。如《中子-內部結構模型圖》所示：
中子-內部結構模型圖
快中子實驗反應堆裝置
快中子實驗反應堆是利用快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核反應堆。“快堆”在運行中既消耗裂變材料，而且所產可多於所耗，能實現核裂變材料的增殖。
世界上已商業運行的核電站堆型如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的鈽239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1%~2%，但在“快堆”中，鈾238原則上都能轉換成鈽239而得以利用，但考慮到各種損耗，“快堆”可將鈾資源的利用率提高到60%~70%。
