研究室

研究领域

该研究室主要从事游泳池式屏蔽试验反应堆、5兆瓦低温核供热堆、10兆瓦高温气冷堆共三座研究反应堆的运行管理、实验研究和核反应堆综合利用的科技开发和研究工作。

科研项目

游泳池式屏蔽试验反应堆建成于1964年,总使用面积为13410平方米,是我国第一座自行设计建造的核反应堆,至今已安全运行30余年。

堆主体设备为屏蔽试验反应堆,与其有关的设备共计233台件。该反应堆是轻水冷却慢化的游泳池式反应堆,水池为椭园形,内充去离子水,水深8米,内设两个堆芯,元件外径10毫米,铝包壳,铀芯直径7毫米,燃料为10%加浓度的二氧化铀,镁作弥散剂,燃料部分长500毫米,每根元件含8克铀-235。1号堆芯共装376根铀棒,功率2兆瓦,2号堆芯装有389根铀棒,功率为2.8兆瓦。该堆有46个垂直实验孔道和7个水平实验孔道,其中1米×1米的1号水平孔道是全国最大的反应堆实验孔道。反应堆最大热通量为1.6×1013中子/平方厘米·秒。自1992年开始对该堆实行大规模的分阶段整治以来,该堆在科研中发挥了更新更大的作用。

在屏蔽试验反应堆上先后开展了多项辐射实验研究以及余热供暖实验研究,例如中子照像研究和生物辐照实验,电子元器件抗辐照加固实验,中子嬗变掺杂单晶硅及核孔膜的辐照生产,以及中子活化分析的实验研究等,目前正在开展核径迹防伪等实验研究。

5MW低温核供热堆建成于1989年,总使用面积1500平方米。其设备主体为1989年建成的5兆瓦低温核供热堆以及1991年建成的发电实验室和1992年建成的制冷实验室。发电实验室装有200千瓦湿汽轮发电机一台,制冷实验室装有20万大卡溴化锂吸收式制冷机一台。

5兆瓦低温核供热堆是一体化自然循环壳式轻水核反应堆,其热功率为5000千瓦,堆芯高度为0.69米,堆芯当量直径0.57米,堆芯功率密度24千瓦/升,共装有16盒燃料组件,燃料棒直径10毫米,总数1288根,燃料加浓度为3%;二氧化铀总装载量507.8千克,包壳材料为锆-4合金,反应堆装有13根b4控制棒。低温供热堆共有3个热工回路,主回路压力1.47兆帕,温度186/146.6℃,中间回路压力1.67兆帕,温度142/102℃,热网压力0.49兆帕,温度90/60℃。该反应堆设有21个主系统和35个子系统,共含工艺设备319台,电器设备132台以及各种阀门、仪表达千余件。

5兆瓦低温核供热堆具有一体化布置、自稳压、全功率自然循环冷却、非能动余热排出、采用新型水力驱动控制棒等先进的技术特点。在该堆上先后开展了供热堆运行特性研究,热电联供实验研究,核能低温制冷实验研究,核能海水淡化实验研究等。

高温气冷堆是一种新型的、具有良好安全特性的先进核反应堆,它的安全性好,发电效率高(采用蒸汽循环方式发电效率可达40%左右,采用氟循环方式发电效率可达 48%左右),可以建在人口稠密的城市附近,就近经济地供电供热,它能提供高达950℃的高温工艺热,除了实现安全、高效、经济发电外,还可用于热电联供、稠油热采、石化工业及煤的气化液化以及其他需要大量高温工艺热的部门,它可以使用铀、钍两种不同的核燃料,而且实现可以不停堆进行换料,因而在长远能源系统中具有广阔的应用和发展前景。

10兆瓦高温气冷实验堆的设计吸收了国际上成功运行的高温气冷堆的经验和新近发展的模块式高温堆的先进概念,采用了肩并肩式的紧凑布置,包覆颗粒球型燃料元件,燃料连续装卸运行方式,全微机化保护系统与纵深防御原则,具有在事故下能自动停堆、非能动排出剩余发热等一系列先进技术特点。掌握高温气冷堆在设计、建造和运行方面的技术;提供一个燃料元件和材料的辐照实验基地;进行发电和区域供热试验;验证模块式高温气冷堆的固有安全性;开展高温工艺热的应用研究等成为近期研究和发展的主题。

10兆瓦高温气冷实验堆于1995年6月在核研院动工兴建,到2000年底,成功实现临界,2002年底达到满功率运行。在进行10兆瓦高温气冷堆工程设计和施工的同时,深入开展了一系列单项关键技术研究和工程实验,取得了一批较高水平的新成果。

科研设施

主要仪器设备情况

1. 1m×1m辐照孔道及其配套设备

2. 水下窥视镜

3. 反应堆及其系统设备

4. 7个不同尺寸的水平辐照孔道

5. 15个垂直辐照孔道及配套设备

6. 反应堆及其配套设施

7. 供热系统

8. 热电联供试验装置

9. 溴化锂制冷机及制冷系统

10. 水平管薄膜蒸发式海水淡化装置