重水研究堆概况及运行史.pdf

重水研究堆

运行历史总结报告

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批准：

重水反应堆运行研究室

2008年6月

目录

1．概述1

2.运行历史回顾1

2.1学习掌握、消化吸收1

2.2大修改建3

2.3技术革新、扩大应用7

2.4安全整治9

2.5克服老化、安全运行10

3.结束语11

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重水研究堆运行历史总结报告

1．概述

重水研究堆（101堆）是一座研究用反应堆，设计堆芯为压力管式结

构，重水作为慢化剂和冷却剂，石墨做反射层。反应堆原设计额定功率为

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7MW，加强功率为10MW，采用2%U富集度的金属铀为燃料。1979-1983

对反应堆进行了改建，改用UO捧束燃料，燃料芯块采用了烧结陶瓷型

2

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UO，Zr-2合金做包壳，U富集度为3％。改建后最大热中子通量密度由

2

142142235

原来的1.2×10/cm．sec增加到2.6×10/cm．sec，改用3%U富集度的

UO组件燃料堆芯，反应堆额定功率增加到10MW，加强功率为15MW。

2

101堆是我国第一座反应堆，由前苏联援建，于1958年6月13日首

次达到临界，同年9月27日开始提升功率运行，在安全运行了50年后，

2007年底停止运行，进入安全停闭过渡期。

2.运行历史回顾

101堆从1958年运行初期至2008年安全停闭，历经了学习掌握、消

化吸收；大修改建；技术革新、扩大应用；安全整治；克服老化、安全运

行五个阶段。

2.1学习掌握、消化吸收

1958年至1978年为反应堆运行的第一阶段，在这个阶段的工作是消

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化吸收、改进性能、扩大用途和人才培养。

此期间的主要成果和贡献：

（1）101堆运行为物理实验工作者提供了中子束流作核参数实验测

量，为两弹试验及时提供了必要的数据。

（2）1966年建成了高温高压考验回路，先后进行了两次核潜艇用堆

燃料组件的考验，支持了我国的核潜艇用堆的设计建造。

（3）建成低温低压考验回路，对生产堆燃料组件进行了考验，同时

也随堆考验了一批生产堆的燃料组件，进行了堆用材料的辐照性能研究，

支持了生产堆的设计建造。

（4）设计提高了的重水泵转子腔压力，消除泵转子腔压力较低引发

的泵定子腔薄膜破裂事故。

（5）研究设计了远距离操作的旋臂吊车系统，提高了放射性核素的

生产能力，使中国原子能科学研究院成为我国研制生产放射性核素的第一

个基地。

（6）创造了堆外在役诊断堆内部件破损的“瞬态流量法”，并据此制

定了操作方案，成功地诊断装有燃料组件工艺管的破损，安全地处理了破

损工艺管的故障。此诊断法简易适用，不仅长期用于101堆的在役检查，

而且也推广应用于其他反应堆。

（7）创建了简便适用的换料反应性增益的经验计算公式。巧妙地解

决了工艺管倒换位置监视和定位技术，实现了燃料组件堆内倒换位置的工

艺，从而使燃耗加深，由此可