1、中子源簡介中物院中子物理學重點實驗室核物理與化學研究所2022/8/9報告人：錢 達 志內(nèi)容概要概述一放射性核素中子源二五池式研究堆脈沖堆四散裂源六中子源發(fā)展趨勢七反應堆簡介三1920年，盧瑟福提出原子核內(nèi)存在一種由質(zhì)子和電子結合形成的中性粒子。1930年，W.Bothe和H.Becker發(fā)現(xiàn)粒子轟擊Be等輕元素時會發(fā)射一種穿透性很強的中性輻射， ，曾認為是輻射，但與多個實驗不符（如在鉛中的吸收系數(shù)） 1932年，居里夫人和F. Joliot通過電離室實驗發(fā)現(xiàn)上述輻射可以從石蠟中打出質(zhì)子，從而否定了輻射說（能量不足）WalterBotheErnest RutherfordIrene Curie

2、概述-中子的發(fā)現(xiàn)一1932年，J. Chadwick采用備置線性放大器和示波器的脈沖電離室，發(fā)現(xiàn)粒子轟擊鈹或硼后，在放出輻射的同時產(chǎn)生碳或氮反沖核，即輻射粒子為與質(zhì)子質(zhì)量基本相同的中性粒子-中子。James Chadwick中子基本性質(zhì)概述-中子的發(fā)現(xiàn)一均方電荷半徑 電極化率-內(nèi)部電荷結構的參量 n+235U 236U* X1+X2 +200MeV裂變反應核反應：裂變和聚變+23n概述-中子的產(chǎn)生一裂變反應（液滴模型+復合核反應機制） 中子被核俘獲后形成的復合核可看作由中子和質(zhì)子組成的不可壓縮的帶電液滴，存在兩種力與核形狀有關，表面張力使原子核恢復球形，庫侖斥力使核形變增大，兩種力相互競爭導致

3、復合核分裂。 裂變能否發(fā)生取決于復合核的激發(fā)能大小及庫侖能Ec與表面能Es之比，由可裂變率參數(shù)描述 ，越大，裂變可能性也越大 奇A核的中子結合能較高，容易吸收中子形成較高的激發(fā)態(tài)，更易發(fā)生裂變 原子序數(shù)原子質(zhì)量235U和239Pu為常用的裂變核素，常用235U為燃料 概述-中子的產(chǎn)生一235U裂變超過40個反應道，直接裂變產(chǎn)物約為80種，如果考慮這些裂變產(chǎn)物的(-,)衰變，有接近300種裂變產(chǎn)物。三分裂反應幾率占千分之三，四分裂反應幾率為萬分之三，其余為二分裂反應。 幾率最高的反應 235U的二分裂反應幾率及產(chǎn)物分布 概述-中子的產(chǎn)生一核反應：裂變和聚變聚變反應概述-中子的產(chǎn)生一概述-中子的分

4、類一中子源的種類借助核反應產(chǎn)生中子并提供使用的裝置。反應堆熱中子研究堆（輕水堆、重水堆）、脈沖堆加速器散裂源放射性核素中子源指標：中子能量、中子產(chǎn)額或強度、 中子角分布和伴生射線本底等。反應堆中子源橡樹嶺散裂源工業(yè)用中子源概述-中子源的種類一裂變反應堆中子源研究堆(熱堆)快中子脈沖堆加速器中子源散裂中子源中子發(fā)生器回旋加速器中子源放射性核素中子源自發(fā)裂變中子源(,n）中子源(,n）中子源高通量中子源：研究堆、散裂源概述-中子源的種類一放射性核素中子源二放射性核素中子源有兩類：一類是利用某些放射性核素發(fā)射的粒子或射線去轟擊靶物質(zhì)來產(chǎn)生中子；另一類是利用一些元素的自發(fā)裂變產(chǎn)生的裂變中子。放射性核素

5、中子源的優(yōu)點：體積小（僅為低厘米量級）、結構簡單、便于攜帶；缺點：強度低、不單能、伴隨射線強。放射性強度 一經(jīng)測定，便可根據(jù)放射性核素衰變的半衰期較準確地計算出來。放射性核素中子源二一般是將發(fā)射粒子的放射性核素和靶物質(zhì)作成粉末均勻混合，壓片后再用雙層不銹鋼氬弧焊封而成。外觀有柱狀、環(huán)狀、針狀等。可用的發(fā)射體有：210Po，226Ra，238Pu，239Pu，241Am，242Cm，244Cm等；靶有7Li，9Be，11B，9F等。1、( ,n)中子源放射性核素中子源二1、( ,n)中子源( ,n)中子源強度約在106107n/s；中子能量在MeV量級；由于( ,n)反應的反應道多， 粒子本身又

6、不是單能的，加之它們在材料中的能量損失，因此產(chǎn)生的中子不單能，而且能譜一般比較復雜。放射性核素中子源二1、( ,n)中子源中子源半衰期中子發(fā)射率106n/(s1010Bq)平均中子能量(MeV)距源1m處空氣的吸收劑量率Gy/(hs1010Bq)210Po-Be138.4d0.670.804.20.24.6226Ra-Be1600a2.75.53.94.72103241Am-Be432.2a0.600.744.2557241Am-B432.2a0.132.8常用的( ,n)放射性核素中子源放射性核素中子源二2、( ,n)中子源( ,n)反應的閾能射線的靜止質(zhì)量為0，故(，n)反應總是吸熱的，其

7、閾能近似為靶核的中子結合能；常用的靶材料是鈹或重水，這是因為9Be和2H是穩(wěn)定核里中子結合能最低的兩個核素，分別為1.666MeV和2.23MeV。放射性核素中子源二2、( ,n)中子源發(fā)射體則應是那些能夠發(fā)出高于這兩個能量射線的放射性核素。天然核素有226Ra（鐳）等，人工的有24Na，124Sb（銻）等。后者可將23Na，123Sb在反應堆內(nèi)輻照，經(jīng)(n , )反應生成，可反復照射，反復使用。源的做法一般是將靶物質(zhì)包圍發(fā)射體，再加以包裝而成。外形有柱狀，球形等。放射性核素中子源二2、( ,n)中子源( ,n)中子源強度約為104107n/s。由于源只發(fā)射為數(shù)不多的幾條高能射線，反應道少，射

8、線在物質(zhì)中的能損小，所以( ,n)中子源的單色性遠比( ,n)中子源好。發(fā)射角和靶厚對源能量有所展寬。( ,n)中子源最大的優(yōu)點是可提供幾十keV到幾百keV的準單能中子，但是由于( ,n)反應截面只在mb量級，其初始射線需要十分強，因而源的伴隨本底要比( ,n)中子源高約103倍。放射性核素中子源二2、( ,n)中子源中子源半衰期中子發(fā)射率104n/(s1010Bq)平均中子能量(keV)距源1m處空氣的吸收劑量率Gy/(h1010Bq)24Na-D2O14.96h3.52204.510324Na-Be14.96h7.38304.510388Y-Be106.6d2.73.2160124Sb-

9、Be60.3d2.75.1233.5103226Ra-Be1600a0.953802103常用的( ,n)放射性核素中子源放射性核素中子源二3、自發(fā)裂變中子源重核自發(fā)裂變時產(chǎn)生的裂變中子可作為中子源。重核230Th到256Fm（鐨）之間能發(fā)生自裂變的偶偶核很多，但其中只有252Cf適宜作中子源，因為252Cf每次裂變產(chǎn)生的平均瞬發(fā)裂變中子數(shù)很大（3.7490.016），且自發(fā)裂變周期（85.50.5）合適。每克252Cf的中子強度高達2.31012n/s，所以被稱為“口袋里的反應堆”，是目前最有應用前景的放射性核素中子源。放射性核素中子源二放射性核素中子源應用210Po-Be、 226Ra-B

10、e、 241Am-Be中子源等常用于中子測井、核儀表（料位計、水分密度儀）等。 210Po-Be源可用于武器或反應堆的點火中子源， 241Am-Be一般是實驗室用中子源。252Cf(锎)可用于活化分析、海關毒品監(jiān)測和可爆炸物質(zhì)檢查及新建反應堆點火啟動。 252Cf的中子產(chǎn)額很大，因此它可以做成很細小的中子源，應用于醫(yī)療的惡性腫瘤治療。核的利用初因是軍事需求不可控的核反應： 炸彈（裂變、聚變均已實現(xiàn)）原子彈爆炸1945年 日本 廣島、長崎反應堆簡介三核的利用初因是軍事需求不可控的核反應： 炸彈（裂變、聚變均已實現(xiàn)）氫彈爆炸1952年 熱核聚變原理 氫彈40多年“冷戰(zhàn)”時期，核威懾是美蘇爭霸世界的

11、重要籌碼反應堆簡介三核能的利用可控的核反應： 核反應堆（裂變堆已經(jīng)實現(xiàn)，聚變堆處于研究階段） 核反應堆是核能和平利用的重要裝置。反應堆簡介三可控的核反應： 1942年12月 費米 芝加哥大學 裂變反應堆 石墨和鈾 鎘棒 1954年 美國第一艘核動力潛艇反應堆簡介三反應堆簡介三反應堆簡介-中子慢化三將中子慢化至低能區(qū)，提高中子誘發(fā)裂變反應的機率 慢化后的中子能譜主要為麥克斯韋分布，在較高能區(qū)含少量1/E譜 235U的中子反應截面 反應堆簡介-中子慢化三麥克斯韋譜最可幾能量室溫下中子經(jīng)慢化后對應的最可幾能量為0.025eV（熱中子），其與235U的(n,f)反應截面為583.5靶，足夠滿足要求，因

12、此熱中子慢化體溫度在室溫即可，改變慢化體溫度還可以獲得其它能區(qū)中子（冷中子、超熱中子）。 反應堆簡介-中子慢化三由動量定律和動能守恒定律，靶核質(zhì)量越接近中子，中子碰撞損失的平均能量就越大，慢化材料性能就越好。下表為中子與不同靶核作用，從2MeV降至0.025eV所需的平均碰撞次數(shù)。考慮慢化劑對中子的吸收作用，引入慢化率參數(shù)MR描述慢化材料性能宏觀散射截面宏觀吸收截面靶核2MeV至0.025eV平均碰撞次數(shù)1H182H254He4397Be8612C114238U2172慢化材料慢化率輕水58重水21000鈹130石墨2001、按用途分類： 實驗堆、生產(chǎn)堆、動力堆2、按中子能量分類： 熱中子堆、

13、中能中子堆、快中子堆3、按核燃料分類 固體燃料反應堆、液體燃料反應堆4、按慢化劑和冷卻劑分類 輕水堆、重水堆、石墨氣冷堆、鈉冷快堆5、按運行方式分類 穩(wěn)態(tài)堆、脈沖堆核反應堆的分類反應堆簡介三反應堆簡介三動力反應堆的類型1、壓水堆（PWR）:秦山一期、大亞灣、田灣2、沸水堆（BWR）：福島核電站（日本）3、重水堆（HWR）：秦山三期4、氣冷堆（HTGR、THTR、HTR）：清華高溫氣冷堆、籌建中的石島灣核電站 德國球床高溫氣冷堆THTR3005、快中子增值堆（LMFBR、GCFR）：中國原子能研究院CEFR快堆、文殊快堆（日本）、超鳳凰（法國）反應堆簡介三研究堆：臨界裝置、微堆、動力實驗堆（高溫

14、氣冷堆、低溫供熱堆、快堆等）、脈沖堆、池式研究堆、箱式研究堆等等。臨界裝置微堆 筒池結合型堆型，堆芯和反射層等部件安放在直徑0.62m、高5.6m的鋁合金容器內(nèi)，整個堆芯懸吊于直徑2.7m的水池鋼梁堆架上。堆芯由燃料元件、定位柵格架、控制棒組成。燃料采用高濃度鈾-鋁合金，富集度91%，共345根燃料元件。反射層為鈹，中心為鎘控制棒。 微堆的特點：較小的剩余反應性，負的溫度系數(shù)，采用自然循環(huán)冷卻，具有固有安全性。中子通量1E12n/cm2 s。反應堆簡介三研究堆的發(fā)展歷史與核能的利用（可控、不可控）及核技術在各領域應用的發(fā)展息息相關，它們是一個相互促進的關系。 脈沖堆四脈沖（反應）堆(Pulse

15、d Reactors)：用于產(chǎn)生短持續(xù)時間強中子脈沖的反應堆。它能夠在很短時間間隔內(nèi)達到超臨界狀態(tài)，從而產(chǎn)生很高脈沖功率和很強中子通量密度，并能安全可靠地多次重復這一功能。脈沖堆四快中子脈沖堆的起源武器發(fā)展的需要，蘇、美、英、法四國在20世紀五六十年代陸續(xù)建立快中子脈沖堆。快中子脈沖堆主要是模擬大氣層外核武器的中子環(huán)境，檢驗戰(zhàn)略和戰(zhàn)術武器系統(tǒng)的器件在高水平、硬能譜、短中子脈沖中的脆弱性，并為加固進行實驗研究。快中子脈沖堆的原型是Dragon實驗，在一個次臨界系統(tǒng)的中空孔道上方讓一塊鈾柱自由下落，當鈾柱到達孔道中心時，堆系統(tǒng)超瞬發(fā)臨界，產(chǎn)生一個功率脈沖，當鈾柱離開孔道后，系統(tǒng)又處于次臨界狀態(tài)。1

16、945年1月8日，第一次可控的超瞬發(fā)臨界在LANL達到，溫度升高了0.001，產(chǎn)額為21011。Dragon堆超瞬發(fā)臨界的時間約為0.01s，在25天內(nèi)進行了537次成功的實驗。 脈沖堆四上圖B電離室測量，6ms/點在一個次臨界系統(tǒng)的中空孔道上方讓一塊鈾柱自由下落，當鈾柱到達孔道中心時，堆系統(tǒng)超瞬發(fā)臨界，產(chǎn)生一個功率脈沖，當鈾柱離開孔道后，系統(tǒng)又處于次臨界狀態(tài)。脈沖堆四在超瞬發(fā)臨界下運行的概念起源于Jemima裝置的一次事故，這次事故裂變數(shù)為1.51016。裂變材料和裝置本身都沒有損害，沒有污染，沒有人受到輻照，這次事故的自熄滅機制導致了在Lady Godiva上進行一些改進，用作專門的產(chǎn)生強

17、脈沖裂變譜中子的裝置，脈沖的持續(xù)時間約為100ms。Jemima共11（下4、上7）塊直徑267mm，厚度8mm的93%的鈾圓柱意外組裝在一起，92.4kg.脈沖堆四爆發(fā)脈沖的原理和脈沖特性參量快中子脈沖堆的工作原理可以大體描述如下，當控制調(diào)節(jié)件使堆達到緩發(fā)臨界附近后，將調(diào)節(jié)件(一般設計為棒狀，稱為脈沖棒，反應性當量設計為1.11.5)迅速插入，使堆達到超瞬發(fā)臨界。由引發(fā)源引發(fā)的裂變鏈以極短的周期(10100s)增長，堆內(nèi)裂變率達到非常高的值。然而產(chǎn)生的裂變能量使堆體迅速升溫而膨脹，從而導致反應性降到瞬發(fā)臨界以下，堆內(nèi)的裂變率隨之下降。這樣裂變率達到最大值后，迅速下降，形成一個輻射脈沖，隨后有

18、一個緩發(fā)中子的坪。這就是熱膨脹式的負反應性溫度系數(shù)脈沖堆的脈沖熄滅機制。脈沖的半高度為3080s，每次脈沖的裂變數(shù)為10161018。 與“槍式”原子彈的原理類似，只是超臨界的程度不同 脈沖堆四“槍式”原子彈的原理脈沖堆四1、按爆發(fā)脈沖方式分類： 非周期性超瞬發(fā)脈沖堆(Burst Reactors, BR) 周期性超瞬發(fā)脈沖堆(Pulsed Periodic Reactors, PPR) ( BIR-2的參數(shù)：脈沖功率高達1500MW，脈沖寬度220s，重復頻率5Hz) 外脈沖中子源激勵的倍增裝置(Boosters)。2、按中子能量分類： 熱中子脈沖堆、快中子脈沖堆3、按核燃料分類 固體燃料脈

19、沖堆、液體燃料脈沖堆脈沖堆的分類脈沖堆四快中子脈沖堆運行安全的特點 (1)快中子脈沖堆是一個以高濃縮鈾為燃料的裸體或帶反射層的核裝置，穩(wěn)態(tài)運行功率較低，因此無需要龐大的熱交換冷卻系統(tǒng)和設備，不可能產(chǎn)生因故障失水所造成的如冷卻劑喪失和冷卻劑流量流失等運行事故；(2)快脈沖堆穩(wěn)態(tài)運行時堆功率很低，一般在幾瓦到幾百瓦之間，最高不超過數(shù)十千瓦。脈沖工況運行時，雖然功率很高，但脈沖寬度窄，通常在幾十微秒到幾百微秒之間，因此總裂變數(shù)較低。爆發(fā)脈沖的頻率一般每天13次。這樣，如果發(fā)生事故，由事故釋放出的放射性產(chǎn)物比較少，因此對環(huán)境的污染程度比較小； 脈沖堆四快中子脈沖堆運行安全的特點 (3)一般快中子脈沖堆

20、都具有一個反應性價值較大的主安全塊，該主安全塊驅(qū)動機構在當斷電或被應急停堆信號觸發(fā)時能自動使主安全塊脫離堆體，實現(xiàn)快速停堆，因此，無須考慮在失電情況下，脈沖堆控制系統(tǒng)失控而造成事故；(4)快中子脈沖堆是一種實驗應用性強的核裝置，實驗項目種類繁多，啟動堆的次數(shù)頻繁，而且被輻照的樣品、器件或?qū)嶒炑b置等大小不一，材料性能差別很大，它們對堆的反應性及其脈沖特性的影響較大，而且各不相同。 脈沖堆四快中子脈沖堆運行安全的特點 (5)由于快中子脈沖堆在脈沖工況運行時是在超瞬發(fā)臨界狀態(tài)下運行，并一般要在弱中子源“點火”條件下引發(fā)脈沖，脈沖棒的反應性加入速率要在10$/s到20$/s之間，甚至更大，而且堆的負反

21、應性溫度系數(shù)小，瞬發(fā)中子壽命短(10-8秒量級)，因此一旦由于人員失誤或意外的反應性加入，所致的超額脈沖事故的裂變產(chǎn)額有可能較大，功率驟增很快，甚至會產(chǎn)生爆炸效應之類的安全問題。 脈沖堆四第一代快中子脈沖堆采用純鈾金屬作堆芯材料Los Alamos的Lady Godiva、Godiva-II、Lawrence Livermore的Kukla、Fran和Sandia的SPR-I等 第二代則采用鈾鉬合金，使脈沖產(chǎn)額（一次脈沖內(nèi)產(chǎn)生的裂變數(shù)）從1.5e16增加到1e171e18；Oak Ridge的HPRR、White Sand Missile Range的Molly-G、Lawrence Live

22、rmore的Super Kukla、Sandia的SPR-II、SPR-III等 第三代快中子脈沖堆采用核燃料和其它材料相間分布，則按照Shablin的期望，脈沖產(chǎn)額還可以提高兩個量級。比較特殊的還有雙（多）活性區(qū)脈沖堆和雙活性區(qū)加速器中子增殖裝置，前者可在活性區(qū)之間提供更大空間的均勻輻射場，后者由于在活性區(qū)間建立起中子單向耦合，可以得到比通常的脈沖堆脈沖寬度短得多的裂變脈沖。建造雙（多）活性區(qū)脈沖堆和雙活性區(qū)加速器中子增殖裝置是目前脈沖堆技術的重要發(fā)展方向之一。脈沖堆四堆名（一代）投運時間脈沖產(chǎn)額(f)峰中子注量率 (n/cm2.s)中子注量 (n/cm2)腔內(nèi)表面腔內(nèi)表面SPR196121

23、0161.51019810175101431013SPR-II1967110173.1101911019110153.21014SPR-III19752.810177.410185.61014SPR-IIIM19953.510176.7101861014SPR-IV19824.510185.61014GodivaI1953210168101731013GodivaII19572.510161.41019110185.4101441013Godiva IV19677101641019410181101511014SKUA198810185.310151.510183.31014Kukla1961

24、210168101731013Fran1962610161.31019210184101461013SuperKukla19642.21018510174.51014脈沖堆四HPRR196411017410181.31014MOLLYG19641.2101751018410184.510141.51014APRFR19673.710173.710191.110191.610154.91014BIR-11964110171.1101961014BIR-2M1965110179.110182.71018510141.51014TIBR19702.51017210185.21017110152.51

25、014BR-1197841017210196.61018110153.51014BIGR19771101961018510171.2101611015GIR-219932.510173.310171.01014BARS-11986510171101941014CALIBAN19716101661018110183101351013VIPER1967310171101831013脈沖堆四快中子脈沖堆主要應用于：(1) 核武器中電子系統(tǒng)和部件的抗核加固技術研究和防導突防能力的檢驗；(2) 核輻射生物學效應和輻射劑量學研究；(3)堆泵浦激光技術和堆泵浦強激光驅(qū)動源概念設計研究；(4)臨界事故報警器和

26、劑量儀的檢驗或校核；(5)堆物理研究和裂變核碎片的參數(shù)測量；(6)武器設計新概念的探索研究；(7)中子照像；(8)培訓。 脈沖堆四第一代快中子脈沖堆Godiva I Godiva I是世界上建造的第一座快中子脈沖堆。最大的脈沖產(chǎn)額為2e16裂變，脈沖寬度約為35s，中子能譜為近似裂變譜。在該脈沖堆上除做了大量有關瞬發(fā)臨界狀態(tài)下的堆物理和熱力學動態(tài)特性研究外，后來作為脈沖核輻射瞬時輻照效應研究的脈沖中子-輻射源。在運行了約1000次脈沖后，于1957年的一次嚴重事故中被損壞而停運。 脈沖堆四Godiva I是一個無反射層的高富集鈾金屬球形快中子脈沖堆，它由上、中、下三個部分組成，當組裝后形成一個

27、整球。中央部分固定在小口徑鋼管支撐件位置上，上、下兩部分借助于氣缸可伸縮，這樣就提供了二套獨立的緊急停堆機構。該裝置的堆芯組件是由235U富集度為93.8%、密度為18.75g/cm3的鑄造鈾金屬，緩發(fā)臨界的質(zhì)量為52.04kg，球直徑約為17cm。堆有兩根調(diào)節(jié)棒和一根脈沖棒。脈沖堆四在活性區(qū)中央有直徑為0.8cm(5/16in.)的實驗孔道。在爆發(fā)脈沖時，用炸藥產(chǎn)生的高壓沖擊，把反應性價值為1$多的脈沖棒快速插進到中央實驗孔道內(nèi)，使系統(tǒng)超瞬發(fā)臨界，從而產(chǎn)生脈沖。 脈沖堆四鈾鉬合金型快中子脈沖堆 第一代快中子脈沖堆的脈沖裂變產(chǎn)額受鑄造鈾金屬的抗沖擊強度和熱循環(huán)穩(wěn)定性所限制。為了提高每次脈沖的裂

28、變產(chǎn)額，獲得更高的中子注量率，在1961年以后，美國研制出了一種鈾鉬合金(235U富集度為93.5%的金屬鈾和質(zhì)量分數(shù)為10%的鉬的合金)。這種材料制成的燃料部件不僅具有較高抗沖擊強度，而且在重復高溫(約500)循環(huán)條件下具有較小的晶體生長和極好的相變穩(wěn)定性。脈沖堆四自從1962年美國橡樹嶺國家實驗室(ORNL)用這種材料建造成了保健物理研究堆(HPRR)以后，美國的其它實驗室，以及前蘇聯(lián)的VNIITF和VNIIEF和英國、法國等都相繼用這種材料建造了快中子脈沖堆。我們稱這類脈沖堆為鈾鉬合金型脈沖堆，又稱它們?yōu)榈诙}沖堆或高產(chǎn)額脈沖堆這類快中子脈沖堆包括美國的HPRR、Molly-G、Sup

29、er Kukla、Godiva-IV、SPR-II、APRFR、SPR-III、SPR-IV、SKUA、SPR-IIIM，俄羅斯的BIR-1、BIR-2M、TIBR、BR-1、GIR-1和GIR-2，法國的Caliban和英國的VIPER。 脈沖堆四Godiva IV堆芯結構示意圖 脈沖堆四Godiva IV全貌照片 脈沖堆四鈾-石墨快中子脈沖堆方案1977年VNIIEF設計建造的BIGR 的堆芯材料是一種壓緊的二氧化鈾與石墨的均勻混合物，石墨核數(shù)目與235U的核數(shù)目比為16，235U的富集度為約90%。該堆是目前世界上脈沖產(chǎn)額最高，可利用中子注量最高的快中子脈沖堆，這些性能比其它快中子脈沖堆

30、要高約10倍.脈沖堆四BIGR堆芯區(qū)由三件燃料塊組成，即一個固定不動的燃料塊，一個粗反應性調(diào)節(jié)塊和一個精細的反應性調(diào)節(jié)塊。當裝配到一起時，堆芯區(qū)像一個中空圓柱體，高67cm，外直徑76cm，內(nèi)直徑18cm，方位是垂直的。堆燃料塊由圓環(huán)部件裝配而成，每個圓環(huán)部件是高6cm，厚為35cm的同軸圓環(huán)，每個燃料圓環(huán)在斷面都有一個凸緣，以支撐相鄰的內(nèi)圓環(huán)，而最外的圓環(huán)被支撐在不銹鋼圓環(huán)上。與安全塊連結的機構中設有電磁吸鐵，確保斷電時安全塊能快速降落到下限位置，使堆處于深次臨界的停堆狀態(tài)。脈沖棒是一個不銹鋼管件，反應性當量為0.85$，可通過氣動在需要爆發(fā)脈沖時沿著軸向孔道快速插入堆芯區(qū)，使堆超瞬發(fā)臨界。

31、可利用的中央孔道直徑為10cm。所有燃料塊被包裝在一個公共的不銹鋼密封罩內(nèi)，并充有氦氣。堆設計有強迫空氣冷卻系統(tǒng)。 脈沖堆四BIGR1冷卻罩；2氣密封性殼；3外殼熱膨脹補償片；4外殼中心孔道；5軸向孔道；6樣品盒；7活性區(qū)固定塊；8鉸鏈懸臂；9活性區(qū)固定塊支撐；10反應性精調(diào)節(jié)塊；11反應性精調(diào)節(jié)塊的連接桿；12反應性粗調(diào)節(jié)塊；13反應性粗調(diào)節(jié)塊的輥；14脈沖塊；15混凝土隔層平；16、18調(diào)節(jié)塊的橫臂；17油緩沖器；19脈沖塊推桿；20防護板；21支柱；22波紋管；23氣管；24儲氣罐脈沖堆四更高裂變脈沖參數(shù)的脈沖堆和加速器中子增殖裝置建造更高參數(shù)的脈沖堆有各種各樣的想法，其中比較有前途的一

32、種方案是活性區(qū)的結構可變、活性區(qū)材料可熔融甚至氣化，但爆發(fā)脈沖過后應能快速恢復活性區(qū)的結構和形狀以便爆發(fā)下一發(fā)脈沖。 脈沖堆四LiF-UF4熔鹽脈沖堆的計算參數(shù) 參數(shù)200升硬活性區(qū)堆400升軟活性區(qū)堆活性區(qū)高，cm6580活性區(qū)外徑，cm7590空腔內(nèi)中子注量，n/cm21.410161.81016空腔中的能流注量，MeV/cm20.610160.71016，s0.361.5k有效（0）1.0441.016235U濃縮度，4023初始周期0，s10180脈沖寬度t，s35700脈沖釋能，MJ4901200脈沖堆四加速器驅(qū)動的倍增裝置電子束撞擊金屬靶，如鈦靶，從而產(chǎn)生韌致輻射；接下來，韌致輻射

33、產(chǎn)生的在堆裝置內(nèi)進行的（,n）反應提供一個初始中子脈沖。初始中子脈沖被堆系統(tǒng)放大幾百倍，其后中子注量成指數(shù)衰減。最終產(chǎn)生的中子環(huán)境與快中子脈沖堆提供的中子環(huán)境是等效的。加速器中子增殖裝置APEA（美），-10+（-2）裝置、-30+-1裝置和-30+-K裝置（俄）以及加速器HERMES-與快堆SPR-的組合體（美）。 脈沖堆四迄今為止，快脈沖堆還是產(chǎn)生核爆中子輻射環(huán)境僅有的手段，與此同時也提出了一些不需要高濃縮鈾（HEU）材料的設想。(NNSA-美國國家核安全局)專家小組設想是：建一個混合裝置，該裝置包括一個加速器和一個由低濃縮鈾材料組成的次瞬發(fā)臨界反應堆系統(tǒng)。這種方案一方面可以提高實驗運行的

34、靈活性，另一方面也消除了使用高濃縮鈾材料時需要面對的安全防護和安全隱患。只需要建造一個較大的新設備(加速器)來提供這樣的能力。脈沖堆四耦合型快中子脈沖堆 快脈沖堆BARS-5(-5是一座雙堆芯中子耦合型快中子脈沖堆。由全俄聯(lián)邦核中心技術物理研究所(RFNC-VNIITF)設計建造脈沖堆。它的主要特色是具有兩個用鈾(235U富集度為90wt%)-鉬(質(zhì)量分數(shù)9%)合金材料做堆芯的脈沖堆，故有些文獻中又稱它為雙堆芯快脈沖堆。兩個堆芯的中央孔道直徑不同，而且兩個堆芯之間的距離可在0.33m-5m之間可調(diào)，大輻照樣品可放置在兩堆芯之間，因此，為大輻照樣品提供了一個理想的強而較均勻的中子和輻射場。該堆于

35、1986年投入運行。脈沖堆四堆可以運行在穩(wěn)態(tài)和脈沖兩種運行狀態(tài)，既可以兩個堆芯同時運行，也可以一個堆芯單獨運行。在脈沖運行時，它可達到的主要脈沖參數(shù)是：兩個堆芯內(nèi)的裂變數(shù)為約51017裂變；脈沖半高寬度約40s；堆芯內(nèi)最高溫度約650；在孔道內(nèi)和側表面處的中子注量分別為1.01015n/cm2和51014n/cm2。 BARS-5是由兩個堆芯組成，其中一個為主堆芯，另一個為輔助堆芯。兩個堆芯在設計上基本相同，只是放置樣品的中央孔道的直徑有所不同，主堆芯的中央孔道直徑為6cm，輔助堆芯中央孔道直徑為9cm。 兩個燃料堆芯放置于同一個實驗裝置上，主堆芯固定不動，輔助堆芯可運動，通過遙控使其相對主堆

36、芯運動，使兩堆芯之間距離可在0.335m范圍內(nèi)變化。主堆芯的中央孔道直徑一般為6cm，而輔助堆芯的中央孔道直徑可有9cm和11.5cm兩種。 脈沖堆四BARS-5堆和裝置組合成三活性區(qū)系統(tǒng)的示意圖 （1，2- BARS-5堆活性區(qū)；3，4-增殖裝置上、下塊（R一般為33.7cm；L的范圍22.7-68cm）三活性區(qū)反應堆裝置BARS-8 1-活性區(qū)1；2-活性區(qū)2；3-活性區(qū)3；4-（n，）轉(zhuǎn)換裝置；5-7-裂變材料組成的次臨界裝置；8-聚乙烯環(huán)；9-11-脈沖棒脈沖堆四一些設備和軍用系統(tǒng)對中子和混合效應敏感。與快中子脈沖堆相比，上面提到的這種裝置具有結構簡單，大的輻照空間等優(yōu)點，使其成為進行

37、混合輻射效應實驗合適的選擇，在堆腔內(nèi)放置一個鈷源就可以產(chǎn)生這樣的混合輻射環(huán)境。目前在世界上分布較為廣泛的另一種加速器中子源是質(zhì)子加速器散裂中子源。與電子加速器中子源相比，質(zhì)子加速器散裂中子源的單位能量中子產(chǎn)額更高，但由于受束流的限制單脈沖中子產(chǎn)額并不見得就比電子加速器中子源的高。在文獻上也在討論將質(zhì)子加速器散裂中子源與臨界、次臨界裝置組合運行以便進一步提高中子產(chǎn)額。考慮到這類裝置一般要用高濃縮鈾或钚材料，這類裝置也僅僅在美、俄等有核武器的國家才有可能實現(xiàn)。脈沖堆四中國快中子脈沖堆胡仁宇院士題字脈沖堆四脈沖堆- TRIGA堆四特殊的池式研究堆：TRIGA堆培訓、研究和制備同位素反應堆（Train

38、ing Research and Isotope Production Reactor of General Atomic），一種可以脈沖方式運行的熱中子堆，又稱鈾氫鋯反應堆。脈沖堆- TRIGA堆四上世紀五十年代初期，是由美國G.A公司 從尋求核反應固有安全的課題研究； 五十年代末期完成了原型堆設計和建造，并成功地進行了2元的瞬態(tài)脈沖試驗，緊接著又先后完成了TRIGA-1型和2型堆的設計和建造。從六十年代中后期直到七十年代成為該堆的發(fā)展鼎盛時期。截至八十年代末，二十多個國家共建造了近七十座各型TRIGA堆。國內(nèi)對該堆型的研究始于七十年代早期空間核動力的調(diào)研，七十年代末正式立項獨立研制，90年

39、建成我國首座原型脈沖堆，打破美國的獨家壟斷。之后又建造了一座穩(wěn)態(tài)功率為2MW的實用脈沖堆。脈沖堆- TRIGA堆四I堆型： TRIGA-Mark-I：堆芯位于開放式水罐底部，無水平孔道。100kW-2MW。TRIGA-Mark-II：堆芯放在地面上，可以裝設水平方向?qū)嶒炘O備，如水平孔道、熱柱等。 100kW-2MWII脈沖堆- TRIGA堆四TRIGA-Mark-III：堆芯吊在橋式吊車上，可在水池內(nèi)移動，反射層是水。可移動堆芯在一端運行時，另一端可開展實驗而無需屏蔽。1MW-3MW。III脈沖堆- TRIGA堆四ACPR：環(huán)芯脈沖堆，燃料環(huán)狀排列，堆芯中央為干實驗空腔（直徑25cm），可以輻

40、照大的樣品。改建堆型：將池式研究堆轉(zhuǎn)換為TRIGA堆，用四根TRIGA燃料棒組合成標準燃料元件，或更換柵格板并采用TRIGA標準燃料元件等方法。日本ACPR研究堆改建堆芯脈沖堆- TRIGA堆四研究堆- 羅馬尼亞雙芯堆羅馬尼亞核技術研究所，1980年運行雙堆芯，14MW定態(tài)堆用于長期輻照試驗，最大熱中子注量率3.31014cm-2s-1 ，ACPR堆用于進行瞬態(tài)實驗，連續(xù)運行功率500kW，脈沖峰值功率20000MW，最大熱中子注量率11017cm-2s-1 ，兩堆芯位于同一堆池，共用冷卻和水凈化系統(tǒng)，可獨立運行。細棒鈾氫鋯燃料，滿足高功率運行要求兩堆芯各引出兩條水平孔道，分別用于中子散射、中

41、子照相、中子誘發(fā)瞬發(fā)伽馬分析脈沖堆- TRIGA堆四堆芯：柵格排列燃料：作為主要慢化劑的氫與作為燃料的鈾均勻混合在一起，一旦反應性增加而使堆功率和溫度上升，氫的溫度也同時上升而使慢化作用減弱，使反應性立即降下來，即這類反應堆具有一個很大的瞬發(fā)負溫度系數(shù)，因而可以以脈沖方式工作。標準燃料元件富集度20%。長壽命型元件富集度70%。控制棒：定態(tài)和脈沖兩種運行方式。脈沖方式通過提拉控制棒迅速提升反應性。反射層：石墨或水。脈沖堆- TRIGA堆四特點堆芯體積小，中子泄漏較多，反射層內(nèi)中子通量較高；快中子通量較高，適用基于快中子(n,p)、(n,)等反應的同位素生產(chǎn)和活化分析實驗；堆芯布置靈活，有效輻照

42、空間較大；燃料的瞬發(fā)負溫度系數(shù)，具有最大固有安全性；連續(xù)運行模式下，與池式研究堆功能類似，最高值可達25MW，實際最高值14MW；具有高功率脈沖能力，一般熱堆功率上升周期（增長2.72倍時間）不能短于10s，反應性輸入不能超過緩發(fā)中子份額（1元）。而TRIGA堆功率上升周期可達1.2ms，引入反應性高達4.6元，瞬時功率可達 22000MW，典型脈沖寬度30ms左右，適合開展瞬態(tài)輻照實驗、短壽命輻照產(chǎn)物的活化分析、及動態(tài)過程中子照相等實驗。脈沖堆- TRIGA堆四用途：同位素生產(chǎn) 生產(chǎn)中、短壽命放射性同位素，如 I-131,P-32,S-35,Cr-51,Au-198等，是脈沖堆在同位素生產(chǎn)方

43、面的優(yōu)勢。中子活化分析 廣泛用于工農(nóng)業(yè)生產(chǎn)、醫(yī)療衛(wèi)生、環(huán)保、考古、邢偵及科研等多方面。 用脈沖運行開展脈沖中子活化分析，可大大提高短壽命核素分析的靈敏度和精度。中子照相 利用脈沖運行及中子照相可進行某些瞬態(tài)過程的研究。中子照射治療腫瘤脈沖堆- TRIGA堆四用途：材料、器件的輻照試驗研究 如儀器儀表輻照試驗，輻照育種，瞬態(tài)試驗等。 基礎科研及核技術應用研究 引出不同能譜的中子流或射線，可供核物理、中子物理、放射化學等開展理論研究，也可供輻射防護、生物工程、環(huán)境保護等開展工程應用研究。教學及人員培訓 脈沖堆固有安全性，運行及實驗操作方便，使其成為教學和培訓核技術人才的理想場所。 脈沖堆- TRI

44、GA堆四我國第一座TRIGA脈沖堆脈沖堆- TRIGA堆四堆芯布置圖（穩(wěn)態(tài)）堆芯部件以正六邊形環(huán)心布 置 ，由下柵板支承、上、 下柵板定位。外部兩圈石墨元件是反射層 的一部分，也便于堆芯變換 和調(diào)整。5根穩(wěn)態(tài)控制棒和一根脈沖 棒位于堆芯第4、5圈層內(nèi)。中子源組件和兩套跑兔系統(tǒng) 輻照終端布置在外圈。脈沖堆- TRIGA堆四主要設計參數(shù)工 況 名 稱單位 數(shù) 值 穩(wěn) 態(tài)額定功率額定裝載量堆芯平均中子通量密度中央孔道最大熱中子通量密度燃料心體最高溫度燃料元件包可最高溫度堆芯壽期 MWKg235Ucm-2.s-1cm-2.s-1 0C 0C EFPD 2 6.05 4.82*1013 5*1013 5

45、92.2 153.6 350 脈 沖最大反應性引入量 脈沖峰功率脈沖波形半高寬脈沖積分能量堆芯平均中子通量密度峰值 pcm MW ms MJcm-2.s-1 2.5*103 4200 8.5 41.8 1.06*1017 五池式研究堆研究堆（Research Reactor）：以提供中子源作為主要目的的核反應堆，也稱為中子工廠，又稱非能源堆（non-power reactors），區(qū)別于核電站用堆、供熱堆及動力堆。借助輔助系統(tǒng)，研究堆作為一個能提供復雜輻照環(huán)境、各種能量中子、高中子通量及較大利用空間的大型設備，可以稱作大型中子源。特點五池式研究堆池式研究堆：堆芯坐落于水池中，水池中的輕（重）水

46、 作為冷卻劑和慢化劑，外圍有較大的反射 層，在反射層內(nèi)布置垂直孔道和水平孔道 內(nèi)端口。中子通量高，最常見堆型。五池式研究堆 堆芯：研究堆堆芯小而緊湊，可采用多種結構，較為常見的是柵格式結構，由若干燃料組件組成，中間還包括控制棒和用于輻照的空孔道，燃料組件由若干燃料元件、側板、管座等零部件組成，在各燃料元件中間設置冷卻劑和慢化劑流道。 燃料元件：濃縮鈾。早期研究堆采 用90%以上的高濃鈾（UAlx，U3O8） ，目前多用20%以下低濃鈾，U3Si2-Al 彌散型燃料板，裝載量可達4.8g/cm3 五池式研究堆 反射層作用一：將逃逸的中子反射回活性區(qū)，提高中子的利用率；作用二：使活性區(qū)出來的中子進

47、入反射層后繼續(xù)慢化，形成更為寬廣的熱中子峰區(qū)。由于峰區(qū)離活性區(qū)較遠，利于引出水平孔道和垂直實驗孔道部分研究堆 欠慢化設計 快中子峰區(qū)和熱中子峰區(qū)。材料：鈹、重水、石墨五池式研究堆反應性控制有效增殖系數(shù)keff反應性進行調(diào)節(jié) 控制棒是反應性控制的主要手段，是中子的強吸收體，通過提拉等方式改變控制棒在堆芯中的插入深度，增大或減少吸收率。 按功能可細分為調(diào)節(jié)棒、補償棒、安全棒等冷卻五池式研究堆 實驗孔道垂直孔道： 材料輻照實驗、同位素生產(chǎn)以及冷源 分布在堆芯和反射層水平孔道： 散射、照相等 孔道內(nèi)端在反射層內(nèi)，中心與堆芯中心線為同一標高 徑向（超熱中子較高） 切向（熱中子較高） 部分孔道還采用傾斜、

48、貫穿中子導管五池式研究堆基礎和應用研究物理學、化學、生物學、醫(yī)學、地質(zhì)學、環(huán)境科學、考古學、材料科學以及核與反應堆工程等 采用的技術一般有中子散射、中子活化分析、輻照和中子照相商業(yè)服務在研究堆及其附屬實驗室里所獲得的科學和技術信息可以用于商業(yè)目的，服務于社會輻射服務、生物醫(yī)學服務、放射性同位素與輻射源的制備等用途五池式研究堆IAEA列出的研究堆應用五池式研究堆國際原子能機構對研究堆功率和能力進行了粗略劃分：應用可開展；:應用可部分開展 五池式研究堆如果按照時間段來分，研究堆的發(fā)展大致可分為四個階段研究堆發(fā)展階段五池式研究堆上世紀40年代是研究堆起步階段1942.12.2，美國CP1裝置達到臨界

49、，開創(chuàng)研究堆的新紀元。CP1作為第一個可控的、自持裂變反應堆，位于芝加哥大學一個廢棄的足球體育場館看臺下。1、20世紀40年代五池式研究堆1、20世紀40年代首次臨界運行28分鐘，插入鎘棒，停止鏈式反應。CP1石墨堆，采用天然鈾做燃料，石墨慢化，鎘做控制棒。反應堆放置在一個立方體格架中，共57個石墨塊，燃料包含在石墨塊中。五池式研究堆1、20世紀40年代緊接著，美國出現(xiàn)了CP2（CP1拆遷至阿貢國家實驗室）、CP3。加拿大（ZEEP）、前蘇聯(lián)（-1）、英國（GLEEP）、法國（ZOE(EL-1)）相繼加入了進來。ZEEP反應堆（重水堆）五池式研究堆1、20世紀40年代該時期的反應堆以石墨堆和重

50、水堆為主，以天然鈾作為燃料，功率很低，只有幾瓦到幾百瓦，主要應用于證明自持鏈式反應的實驗以及獲取中子行為的基本數(shù)據(jù)。“鏈式反應”：鈾、钚等重元素的原子核受中子轟擊時，裂變成幾個碎片，并放出兩個到三個中子，這些中子再打入鈾或钚的原子核，再引起裂變，這種連續(xù)不斷的核反應叫“鏈式反應”。五池式研究堆20世紀50年代，隨著燃料技術的發(fā)展和實驗研究的需要，出現(xiàn)了一批使用加濃鈾作為燃料的反應堆，功率從幾MW到幾十MW，研究和應用范圍有了較大的發(fā)展。該時期核電發(fā)展的需求推動了研究堆的快速發(fā)展，到1960年，有175座在役研究堆，其中發(fā)展中國家17座。美國OWR、英國DIDO、中國101重水研究堆等2、20世

51、紀50年代五池式研究堆2、20世紀50年代DIDO反應堆使用高濃鈾燃料，重水做慢化劑和冷卻劑，外圍有一層石墨反射層1956年首次臨界,功率26MW最大熱中子通量2.3E14n/cm2 s 最大快中子通量1.9E14n/cm2 s五池式研究堆2、20世紀50年代DIDO研究堆建設用于英國核電研究項目。該堆屬于MTR(Material Testing Reactors),主要應用范圍：燃料、材料的輻照考驗；樣品活化分析（例如石墨）。后期還應用于商用同位素生產(chǎn)，產(chǎn)量達到英國市場需求的70%。1990年開始退役。右圖為正在進行解體活化操作室五池式研究堆2、20世紀50年代101重水研究堆（代號HWRR

52、）原設計以2%金屬鈾為燃料，重水作冷卻劑和慢化劑，石墨作反射層。1958年臨界，額定功率7MW。實驗管道最大熱中子通量：1.2E14n/cm2 s。1978年HWRR進行了改建：利用3%低濃金屬鈾為燃料；選取緊柵格中子阱型堆芯物理方案，以便在堆芯中央和外圍重水反射層形成熱中子輻照區(qū)；提高冷卻劑流速；更新儀表。五池式研究堆2、20世紀50年代HWRR前期以熱中子散射實驗和活化分析為主，改進后開展了一系列輻照研究、同位素生產(chǎn)、材料輻照改性及科研人員培訓等。動力堆、生產(chǎn)堆、核電站燃料元件考驗結構材料和反射層材料輻照125I、131I、 99Mo 、113Sn 、60Co、210Po、 198Po單晶

53、硅摻雜目前該堆已處于退役階段五池式研究堆3、20世紀60至70年代20世紀60年代至70年代，功率數(shù)十MW（或更高）的一批專用研究堆先后建成，熱中子通量進一步提升，最大可達E15n/cm2 s。該時期發(fā)達國家的在役研究堆數(shù)量達到頂峰，近300座，發(fā)展中國家研究堆平穩(wěn)發(fā)展，近70座。代表堆型有美國的HFIR，前蘇聯(lián)的CM-2，中國的高通量工程試驗堆HFETR。五池式研究堆3、20世紀60至70年代HFIR（The High Flux Isotope Reactor）是一座鈹做反射層，輕水慢化和冷卻，中子阱式反應堆，使用高濃鈾（93%）作燃料。1958年1月美國原子能委員會（AEC）認識到美國超鈾

54、元素的需求，決定在現(xiàn)有反應堆上生產(chǎn)，1958年下半年，該委員會決定加速項目進程，在橡樹嶺國家實驗室建立一座高通量同位素生產(chǎn)堆，生產(chǎn)plutonium(钚)、 252Cf和Curium(鋦)。五池式研究堆3、20世紀60至70年代該反應堆堆芯形狀較為 特別，燃料區(qū)為環(huán)狀， 中心為無燃料的慢化區(qū)，外部為鈹反射層。利用燃料區(qū)的中子泄露，在中心輻照同位素。堆芯為圓柱狀，大約0.61m高，直徑380mm，五池式研究堆3、20世紀60至70年代美國橡樹嶺國家實驗室，1966年運行功率85MW，最大熱中子注量率2.51015cm-2s-1 ，快中子通量1.0E15n/cm2 s 。兩個同心環(huán)狀燃料元件，內(nèi)徑

55、12.7cm，外徑38.1cm，內(nèi)環(huán)171塊燃料板，外環(huán)369塊燃料板（U3O8-Al，富集度93%） 放置在一個直徑2.44m的壓力容器內(nèi)。輕水冷卻，輕水慢化輻照為主，可產(chǎn)252Cf 同位素（全世界兩個，另一個為俄羅斯100MW堆SM-3）79條垂直孔道，2條傾斜孔道（輻照用），4條水平孔道，13臺譜儀五池式研究堆3、20世紀60至70年代五池式研究堆3、20世紀60至70年代2007年該堆實施了大規(guī)模改造，升級了8臺熱中子譜儀，冷中子源、一個冷中子導管及其他系統(tǒng)主要應用由同位素生產(chǎn)轉(zhuǎn)移到中子散射研究。目前該堆的研究和應用工作包括：中子散射（13臺譜儀）堆內(nèi)輻照輻照（利用乏燃料）中子活化分析

56、同位素生產(chǎn)五池式研究堆3、20世紀60至70年代法國ILL實驗室，1971年運行功率58MW，最大熱中子注量率1.51015cm-2s-1。單根環(huán)狀燃料元件，內(nèi)徑26.08cm，外徑41.36cm， 280塊燃料板（UAlx，富集度97%）重水冷卻，重水慢化專供中子束實驗用，世界上最活躍的中子源冷源、超冷源、高溫中子源4條傾斜孔道，13條水平孔道，26臺譜儀五池式研究堆3、20世紀60至70年代中國高通量研究堆（HFETR）1971年開始建造，1979年底臨界，是一座高通量試驗堆，輕水慢化和冷卻，鈹做反射層90%金屬鈾額定功率125MW最大熱中子通量6.2E14n/cm2 s最大快中子通量1.

57、7E15n/cm2 s五池式研究堆3、20世紀60至70年代HFETR的建造目的：適應我國核動力燃料元件和材料輻照試驗研究的需要；促進核電國產(chǎn)化及核技術的應用推廣。目前已開展的主要工作有：燃料元件輻照試驗（高溫高壓回路）材料輻照試驗高比活度同位素的研制和生產(chǎn)單晶硅中子嬗變摻雜卸料元件輻射源的開發(fā)該堆型功率高，如果材料、燃料研究任務不夠飽和，就需要改變運行方式，響應市場需求。五池式研究堆3、20世紀60至70年代-RERTR1978年美國能源部（DOE）提出了The Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR) Program

58、,即降低研究試驗堆鈾濃縮度計劃，旨在應對研究堆燃料可能出現(xiàn)的核擴散問題。由于美國向多個國家出口研究堆燃料，并且進行乏燃料回收，并且許多國家受到美國核政策的制約，所以RERTR計劃成為國際性研究計劃，并得到了IAEA的支持和贊助。五池式研究堆3、20世紀60至70年代-RERTRRERTR的主要技術：發(fā)展先進LEU（低濃鈾）燃料;設計研究堆轉(zhuǎn)變，進行安全分析;利用LEU生產(chǎn)99Mo的靶制造和工藝流程.RERTR成功研制出了UxSix-Al新型燃料，提高了鈾密度，降低了鈾濃度，使研究堆的發(fā)展就入了一個新的水平。五池式研究堆3、20世紀60至70年代-RERTR至今已有超過40座研究堆燃料從高濃鈾轉(zhuǎn)

59、變到低濃鈾，并且新建的研究堆基本上都使用了LEU燃料。RERTR面臨的問題：FMR-（德國）是RERTR出臺后第一座使用HEU的研究堆；部分反應堆拒絕轉(zhuǎn)變?nèi)剂蠞舛龋ò绹就恋囊恍┓磻眩徊糠址磻褵o法轉(zhuǎn)換，暫時找不到合適的替換燃料； ILL堆、HFIR擬采用7-9g/cm3的鈾鉬彌散型燃料，F(xiàn)RM-II本身已采用密度較高（3g/cm3）的U3Si2燃料， 要將鈾濃度降到50%需要8g/cm3的鈾鉬彌散型燃料，降到34%要求15g/cm3的鈾鉬單片型燃料（存在工藝問題），要降到20%需要40.5g/cm3的燃料，目前技術手段不可能實現(xiàn) 五池式研究堆4、20世紀80至90年代-倒中子陷阱RE

60、RTR左右了世界高通量研究堆的發(fā)展趨勢，即20世紀80年代以后的研究堆以中子束流堆（提供中子束流）為主，倒中子陷阱堆逐漸成為主流，出現(xiàn)了緊湊堆芯的設計，研究堆的發(fā)展進入了新的時期。OPAL堆芯:澳大利亞五池式研究堆4、20世紀80至90年代-倒中子陷阱倒中子陷阱緊湊堆芯在適當?shù)墓β仕较拢M量緊縮堆芯，提高堆芯功率密度，從而得到高裂變中子源的密度。這種高度欠慢化堆芯被周圍高品質(zhì)、大體積的慢化劑（如鈹或重水）所包圍。大量裂變中子通過堆芯表面泄漏到反射層中被慢化，在那里形成相當純的熱中子通量峰值。在熱工條件允許的前提下，適當提高功率水平，可以得到較高的熱中子通量絕對值。五池式研究堆4、20世紀80