反应堆实验装置

反应堆实验装置是指利用反应堆进行相关测试实验的装置，如快中子实验反应堆装置、辐射场参数测量等。核反应堆是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。

核反应堆核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。严格来说，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。

人类第一台核反应堆由美国籍意大利著名物理学家恩利克·费米领导的小组于1942年12月（曼哈顿计划期间）在世界顶级学府芝加哥大学建成，命名为芝加哥一号堆（Chicago Pile-1）。该反应堆是采用铀裂变链式反应，开启了人类原子能时代，芝加哥大学也因此成为人类“原子能诞生地”。1

辐射场参数测量反应堆实验装置的辐射场参数测量：
利用多箔活化法测量了设计的反应堆实验装置的中子能谱及中子注量,并采用MonteCarlo方法分析了能谱的不确定度.用热释光剂量片法测量了装置的γ剂量.装置各参数测量结果均达到了预期的设计指标。中子-内部结构模型如图。

快中子实验反应堆装置快中子实验反应堆是利用快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核反应堆。“快堆”在运行中既消耗裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

世界上已商业运行的核电站堆型如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1%~2%，但在“快堆”中，铀238原则上都能转换成钚239而得以利用，但考虑到各种损耗，“快堆”可将铀资源的利用率提高到60%~70%。

快中子实验反应堆测控装置包括应力一应变测量装置和温度测量装置两部分，其被焊材料为304不锈钢，和恺装热电偶丝（导线外皮为304不锈钢）及应力应变导线（导线外皮为Incone1600）。快中子实验反应堆测控装置的焊接技术难点在于:最高使用温度在400℃，要求焊接温度必须低于800℃在350℃温度下，接头强度必须大于120MPa，泄漏率6.7X10-7Pam3/s。而且由于应力应变片导线和热电偶导线进行密封焊是在安装现场进行，所以对设备的灵活性及工艺的稳定性要求很高，钎焊合格率要求达到100%。2

本词条内容贡献者为:

李航 - 副教授 - 西南大学