熱中子實驗堆

基本介紹

• 中文名：熱中子實驗堆
• 外文名：thermal neutron testreactors

熱中子堆型的實驗堆是指利用熱中子實現鏈式裂變反應的實驗堆。主要用於考驗中子反應堆的運行特性以及材料考驗。加拿大發展核電起步較早，在50年代即開始了重水慢化、冷卻的天然鈾動力堆的開發。1962年，第一座實驗堆NPD(22MW)投入運行。我國也建成了一些實驗堆，例如：

101重水研究堆

重水研究堆（代號101）是我國第一座反應堆，營運單位為中國原子能科學研究院。1958年6月13日首次達到臨界，2007年底最終停閉，安全運行了近五十年。
1979-1983年自主進行了大修改建。金屬鈾為燃料改用UO2棒束燃料，額定功率和加強功率為分別由7MW和10MW增加到10MW和15MW。改建之後，101堆進入了世界研究堆的先進行列，改建項目榮獲了國家科技進步一等獎。
101堆是多用途反應堆，在熱中子散射實驗、反應堆物理、熱工特性、燃料元件輻照考驗、放射性核素輻照生產、單晶矽中子嬗變摻雜、堆中子活化分析、核電技術服務以及人才培養等得到廣泛套用，為我國國民經濟和國防建設做出了巨大的貢獻，是我國核科技領域的發祥地和核反應堆工程的搖籃。
保證人員及環境的安全，最終停閉之後，101堆進入退役階段。目前，退役準備工作已經啟動，計畫經過3年的過渡期為實施退役做好準備，然後分兩階段實施退役，最後達到有限制開放，並進一步建成博物館或愛國主義教育基地。

5MW低溫核供熱堆

核能除了以電力的形式供人類使用以外，還可以供熱的形式為人們服務。

1990年9月，在我國清華大學研製成功了世界第一座具備固有安全性的壓力殼式5兆瓦的低溫核供熱堆，投入運行並通過技術鑑定和項目驗收。這是我國首次採用一體化、自穩壓、全功率自然循環、新型的控制棒水力傳動裝置、非能動的餘熱排出系統、雙重承壓殼等先進技術，具有新穎和倉造性。

世界上最大的200兆瓦低溫核供熱堆也已列入我國重點工業性試驗項目計畫。建成後，可滿足數萬住戶的供熱需要，每年可節省煤炭30萬噸以上；經濟分析表明，低溫核供熱成本低於燒煤鍋爐房供熱成本。利用低溫核供熱堆技術進行海水淡化已經得到國家批准，山東煙臺和天津市的海水淡化項目目前正在推進中。

49-2游泳池式禁止實驗堆

49-2游泳池式輕水反應堆（簡稱49-2堆）是一個輕水慢化、輕水冷卻的研究性反應堆，是我國自行設計、建造的第一座反應堆，營運單位為中國原子能科學研究院。反應堆的額定功率為3.5MW，加強功率為5MW。49-2堆從1959年開始建造，1964年12月20日首次達到臨界。

49-2反應堆建堆初期主要用於考驗燃料元件及材料輻照試驗，曾完成08、09燃料元件考驗等重要任務。現在49-2堆已開發成為一個多種用途綜合利用的反應堆，除了完成科研生產任務外，還進行放射性同位素輻照、單晶矽中子輻照摻雜、材料輻照試驗、黃玉輻照改色、藥材輻照、堆內實驗測量技術研究等工作。

10MW實驗性高溫氣冷堆

10兆瓦高溫氣冷實驗堆於1995年6月動工興建，到2000年底，成功實現臨界，2002年底達到滿功率運行，營運單位為清華大學核能與新能源技術研究院。高溫氣冷堆是一種新型的、具有良好安全特性的先進核反應堆，它的安全性好，發電效率高（採用蒸汽循環方式發電效率可達40%左右，採用氦氣-蒸汽聯合循環方式發電效率可達 48%左右），可以建在人口稠密的城市附近，就近經濟地供電供熱，它能提供高達950℃的高溫工藝熱，除了實現安全、高效、經濟發電外，還可用於熱電聯供、稠油熱采、石化工業及煤的氣化液化以及其他需要大量高溫工藝熱的部門，它可以使用鈾、釷兩種不同的核燃料，而且實現可以不停堆進行換料，因而在長遠能源系統中具有廣闊的套用和發展前景。

游泳池式禁止實驗反應堆

游泳池式禁止試驗反應堆建成於1964年，總使用面積為13410平方米，是我國第一座自行設計建造的核反應堆，至今已安全運行近40年，營運單位為清華大學核能與新能源技術研究院。
堆主體設備為禁止試驗反應堆，與其有關的設備總計233台件。該反應堆是輕水冷卻慢化的游泳池式反應堆，自1992年開始對該堆實行大規模的分階段整治以來，該堆在科研中發揮了更新更大的作用。在禁止試驗反應堆上先後開展了多項輻射實驗研究以及餘熱供暖實驗研究，例如中子照像研究和生物輻照實驗，電子元器件抗輻照加固實驗，中子嬗變摻雜單晶矽及核孔膜的輻照生產，以及中子活化分析的實驗研究等，目前正在開展核徑跡防偽等實驗研究。