中子源介绍课件

1、中子源简介中物院中子物理学重点实验室核物理与化学研究所2022/8/9报告人：钱 达 志内容概要概述一放射性核素中子源二五池式研究堆脉冲堆四散裂源六中子源发展趋势七反应堆简介三1920年，卢瑟福提出原子核内存在一种由质子和电子结合形成的中性粒子。1930年，W.Bothe和H.Becker发现粒子轰击Be等轻元素时会发射一种穿透性很强的中性辐射， ，曾认为是辐射，但与多个实验不符（如在铅中的吸收系数） 1932年，居里夫人和F. Joliot通过电离室实验发现上述辐射可以从石蜡中打出质子，从而否定了辐射说（能量不足）WalterBotheErnest RutherfordIrene Curie

2、概述-中子的发现一1932年，J. Chadwick采用备置线性放大器和示波器的脉冲电离室，发现粒子轰击铍或硼后，在放出辐射的同时产生碳或氮反冲核，即辐射粒子为与质子质量基本相同的中性粒子-中子。James Chadwick中子基本性质概述-中子的发现一均方电荷半径 电极化率-内部电荷结构的参量 n+235U 236U* X1+X2 +200MeV裂变反应核反应：裂变和聚变+23n概述-中子的产生一裂变反应（液滴模型+复合核反应机制） 中子被核俘获后形成的复合核可看作由中子和质子组成的不可压缩的带电液滴，存在两种力与核形状有关，表面张力使原子核恢复球形，库仑斥力使核形变增大，两种力相互竞争导致

3、复合核分裂。 裂变能否发生取决于复合核的激发能大小及库仑能Ec与表面能Es之比，由可裂变率参数描述 ，越大，裂变可能性也越大 奇A核的中子结合能较高，容易吸收中子形成较高的激发态，更易发生裂变 原子序数原子质量235U和239Pu为常用的裂变核素，常用235U为燃料 概述-中子的产生一235U裂变超过40个反应道，直接裂变产物约为80种，如果考虑这些裂变产物的(-,)衰变，有接近300种裂变产物。三分裂反应几率占千分之三，四分裂反应几率为万分之三，其余为二分裂反应。 几率最高的反应 235U的二分裂反应几率及产物分布 概述-中子的产生一核反应：裂变和聚变聚变反应概述-中子的产生一概述-中子的分

4、类一中子源的种类借助核反应产生中子并提供使用的装置。反应堆热中子研究堆（轻水堆、重水堆）、脉冲堆加速器散裂源放射性核素中子源指标：中子能量、中子产额或强度、 中子角分布和伴生射线本底等。反应堆中子源橡树岭散裂源工业用中子源概述-中子源的种类一裂变反应堆中子源研究堆(热堆)快中子脉冲堆加速器中子源散裂中子源中子发生器回旋加速器中子源放射性核素中子源自发裂变中子源(,n）中子源(,n）中子源高通量中子源：研究堆、散裂源概述-中子源的种类一放射性核素中子源二放射性核素中子源有两类：一类是利用某些放射性核素发射的粒子或射线去轰击靶物质来产生中子；另一类是利用一些元素的自发裂变产生的裂变中子。放射性核素

5、中子源的优点：体积小（仅为低厘米量级）、结构简单、便于携带；缺点：强度低、不单能、伴随射线强。放射性强度 一经测定，便可根据放射性核素衰变的半衰期较准确地计算出来。放射性核素中子源二一般是将发射粒子的放射性核素和靶物质作成粉末均匀混合，压片后再用双层不锈钢氩弧焊封而成。外观有柱状、环状、针状等。可用的发射体有：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)中子源强度约在106107n/s；中子能量在MeV量级；由于( ,n)反应的反应道多， 粒子本身又

6、不是单能的，加之它们在材料中的能量损失，因此产生的中子不单能，而且能谱一般比较复杂。放射性核素中子源二1、( ,n)中子源中子源半衰期中子发射率106n/(s1010Bq)平均中子能量(MeV)距源1m处空气的吸收剂量率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)反应的阈能射线的静止质量为0，故(，n)反应总是吸热的，其

7、阈能近似为靶核的中子结合能；常用的靶材料是铍或重水，这是因为9Be和2H是稳定核里中子结合能最低的两个核素，分别为1.666MeV和2.23MeV。放射性核素中子源二2、( ,n)中子源发射体则应是那些能够发出高于这两个能量射线的放射性核素。天然核素有226Ra（镭）等，人工的有24Na，124Sb（锑）等。后者可将23Na，123Sb在反应堆内辐照，经(n , )反应生成，可反复照射，反复使用。源的做法一般是将靶物质包围发射体，再加以包装而成。外形有柱状，球形等。放射性核素中子源二2、( ,n)中子源( ,n)中子源强度约为104107n/s。由于源只发射为数不多的几条高能射线，反应道少，射

8、线在物质中的能损小，所以( ,n)中子源的单色性远比( ,n)中子源好。发射角和靶厚对源能量有所展宽。( ,n)中子源最大的优点是可提供几十keV到几百keV的准单能中子，但是由于( ,n)反应截面只在mb量级，其初始射线需要十分强，因而源的伴随本底要比( ,n)中子源高约103倍。放射性核素中子源二2、( ,n)中子源中子源半衰期中子发射率104n/(s1010Bq)平均中子能量(keV)距源1m处空气的吸收剂量率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、自发裂变中子源重核自发裂变时产生的裂变中子可作为中子源。重核230Th到256Fm（镄）之间能发生自裂变的偶偶核很多，但其中只有252Cf适宜作中子源，因为252Cf每次裂变产生的平均瞬发裂变中子数很大（3.7490.016），且自发裂变周期（85.50.5）合适。每克252Cf的中子强度高达2.31012n/s，所以被称为“口袋里的反应堆”，是目前最有应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应用210Po-Be、 226Ra-B

10、e、 241Am-Be中子源等常用于中子测井、核仪表（料位计、水分密度仪）等。 210Po-Be源可用于武器或反应堆的点火中子源， 241Am-Be一般是实验室用中子源。252Cf(锎)可用于活化分析、海关毒品监测和可爆炸物质检查及新建反应堆点火启动。 252Cf的中子产额很大，因此它可以做成很细小的中子源，应用于医疗的恶性肿瘤治疗。核的利用初因是军事需求不可控的核反应： 炸弹（裂变、聚变均已实现）原子弹爆炸1945年 日本 广岛、长崎反应堆简介三核的利用初因是军事需求不可控的核反应： 炸弹（裂变、聚变均已实现）氢弹爆炸1952年 热核聚变原理 氢弹40多年“冷战”时期，核威慑是美苏争霸世界的

11、重要筹码反应堆简介三核能的利用可控的核反应： 核反应堆（裂变堆已经实现，聚变堆处于研究阶段） 核反应堆是核能和平利用的重要装置。反应堆简介三可控的核反应： 1942年12月 费米 芝加哥大学 裂变反应堆 石墨和铀 镉棒 1954年 美国第一艘核动力潜艇反应堆简介三反应堆简介三反应堆简介-中子慢化三将中子慢化至低能区，提高中子诱发裂变反应的机率 慢化后的中子能谱主要为麦克斯韦分布，在较高能区含少量1/E谱 235U的中子反应截面 反应堆简介-中子慢化三麦克斯韦谱最可几能量室温下中子经慢化后对应的最可几能量为0.025eV（热中子），其与235U的(n,f)反应截面为583.5靶，足够满足要求，因

12、此热中子慢化体温度在室温即可，改变慢化体温度还可以获得其它能区中子（冷中子、超热中子）。 反应堆简介-中子慢化三由动量定律和动能守恒定律，靶核质量越接近中子，中子碰撞损失的平均能量就越大，慢化材料性能就越好。下表为中子与不同靶核作用，从2MeV降至0.025eV所需的平均碰撞次数。考虑慢化剂对中子的吸收作用，引入慢化率参数MR描述慢化材料性能宏观散射截面宏观吸收截面靶核2MeV至0.025eV平均碰撞次数1H182H254He4397Be8612C114238U2172慢化材料慢化率轻水58重水21000铍130石墨2001、按用途分类： 实验堆、生产堆、动力堆2、按中子能量分类： 热中子堆、

13、中能中子堆、快中子堆3、按核燃料分类 固体燃料反应堆、液体燃料反应堆4、按慢化剂和冷却剂分类 轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆5、按运行方式分类 稳态堆、脉冲堆核反应堆的分类反应堆简介三反应堆简介三动力反应堆的类型1、压水堆（PWR）:秦山一期、大亚湾、田湾2、沸水堆（BWR）：福岛核电站（日本）3、重水堆（HWR）：秦山三期4、气冷堆（HTGR、THTR、HTR）：清华高温气冷堆、筹建中的石岛湾核电站 德国球床高温气冷堆THTR3005、快中子增值堆（LMFBR、GCFR）：中国原子能研究院CEFR快堆、文殊快堆（日本）、超凤凰（法国）反应堆简介三研究堆：临界装置、微堆、动力实验堆（高温

14、气冷堆、低温供热堆、快堆等）、脉冲堆、池式研究堆、箱式研究堆等等。临界装置微堆 筒池结合型堆型，堆芯和反射层等部件安放在直径0.62m、高5.6m的铝合金容器内，整个堆芯悬吊于直径2.7m的水池钢梁堆架上。堆芯由燃料元件、定位栅格架、控制棒组成。燃料采用高浓度铀-铝合金，富集度91%，共345根燃料元件。反射层为铍，中心为镉控制棒。 微堆的特点：较小的剩余反应性，负的温度系数，采用自然循环冷却，具有固有安全性。中子通量1E12n/cm2 s。反应堆简介三研究堆的发展历史与核能的利用（可控、不可控）及核技术在各领域应用的发展息息相关，它们是一个相互促进的关系。 脉冲堆四脉冲（反应）堆(Pulse

15、d Reactors)：用于产生短持续时间强中子脉冲的反应堆。它能够在很短时间间隔内达到超临界状态，从而产生很高脉冲功率和很强中子通量密度，并能安全可靠地多次重复这一功能。脉冲堆四快中子脉冲堆的起源武器发展的需要，苏、美、英、法四国在20世纪五六十年代陆续建立快中子脉冲堆。快中子脉冲堆主要是模拟大气层外核武器的中子环境，检验战略和战术武器系统的器件在高水平、硬能谱、短中子脉冲中的脆弱性，并为加固进行实验研究。快中子脉冲堆的原型是Dragon实验，在一个次临界系统的中空孔道上方让一块铀柱自由下落，当铀柱到达孔道中心时，堆系统超瞬发临界，产生一个功率脉冲，当铀柱离开孔道后，系统又处于次临界状态。1

16、945年1月8日，第一次可控的超瞬发临界在LANL达到，温度升高了0.001，产额为21011。Dragon堆超瞬发临界的时间约为0.01s，在25天内进行了537次成功的实验。 脉冲堆四上图B电离室测量，6ms/点在一个次临界系统的中空孔道上方让一块铀柱自由下落，当铀柱到达孔道中心时，堆系统超瞬发临界，产生一个功率脉冲，当铀柱离开孔道后，系统又处于次临界状态。脉冲堆四在超瞬发临界下运行的概念起源于Jemima装置的一次事故，这次事故裂变数为1.51016。裂变材料和装置本身都没有损害，没有污染，没有人受到辐照，这次事故的自熄灭机制导致了在Lady Godiva上进行一些改进，用作专门的产生强

17、脉冲裂变谱中子的装置，脉冲的持续时间约为100ms。Jemima共11（下4、上7）块直径267mm，厚度8mm的93%的铀圆柱意外组装在一起，92.4kg.脉冲堆四爆发脉冲的原理和脉冲特性参量快中子脉冲堆的工作原理可以大体描述如下，当控制调节件使堆达到缓发临界附近后，将调节件(一般设计为棒状，称为脉冲棒，反应性当量设计为1.11.5)迅速插入，使堆达到超瞬发临界。由引发源引发的裂变链以极短的周期(10100s)增长，堆内裂变率达到非常高的值。然而产生的裂变能量使堆体迅速升温而膨胀，从而导致反应性降到瞬发临界以下，堆内的裂变率随之下降。这样裂变率达到最大值后，迅速下降，形成一个辐射脉冲，随后有

18、一个缓发中子的坪。这就是热膨胀式的负反应性温度系数脉冲堆的脉冲熄灭机制。脉冲的半高度为3080s，每次脉冲的裂变数为10161018。 与“枪式”原子弹的原理类似，只是超临界的程度不同 脉冲堆四“枪式”原子弹的原理脉冲堆四1、按爆发脉冲方式分类： 非周期性超瞬发脉冲堆(Burst Reactors, BR) 周期性超瞬发脉冲堆(Pulsed Periodic Reactors, PPR) ( BIR-2的参数：脉冲功率高达1500MW，脉冲宽度220s，重复频率5Hz) 外脉冲中子源激励的倍增装置(Boosters)。2、按中子能量分类： 热中子脉冲堆、快中子脉冲堆3、按核燃料分类 固体燃料脉

19、冲堆、液体燃料脉冲堆脉冲堆的分类脉冲堆四快中子脉冲堆运行安全的特点 (1)快中子脉冲堆是一个以高浓缩铀为燃料的裸体或带反射层的核装置，稳态运行功率较低，因此无需要庞大的热交换冷却系统和设备，不可能产生因故障失水所造成的如冷却剂丧失和冷却剂流量流失等运行事故；(2)快脉冲堆稳态运行时堆功率很低，一般在几瓦到几百瓦之间，最高不超过数十千瓦。脉冲工况运行时，虽然功率很高，但脉冲宽度窄，通常在几十微秒到几百微秒之间，因此总裂变数较低。爆发脉冲的频率一般每天13次。这样，如果发生事故，由事故释放出的放射性产物比较少，因此对环境的污染程度比较小； 脉冲堆四快中子脉冲堆运行安全的特点 (3)一般快中子脉冲堆

20、都具有一个反应性价值较大的主安全块，该主安全块驱动机构在当断电或被应急停堆信号触发时能自动使主安全块脱离堆体，实现快速停堆，因此，无须考虑在失电情况下，脉冲堆控制系统失控而造成事故；(4)快中子脉冲堆是一种实验应用性强的核装置，实验项目种类繁多，启动堆的次数频繁，而且被辐照的样品、器件或实验装置等大小不一，材料性能差别很大，它们对堆的反应性及其脉冲特性的影响较大，而且各不相同。 脉冲堆四快中子脉冲堆运行安全的特点 (5)由于快中子脉冲堆在脉冲工况运行时是在超瞬发临界状态下运行，并一般要在弱中子源“点火”条件下引发脉冲，脉冲棒的反应性加入速率要在10$/s到20$/s之间，甚至更大，而且堆的负反

21、应性温度系数小，瞬发中子寿命短(10-8秒量级)，因此一旦由于人员失误或意外的反应性加入，所致的超额脉冲事故的裂变产额有可能较大，功率骤增很快，甚至会产生爆炸效应之类的安全问题。 脉冲堆四第一代快中子脉冲堆采用纯铀金属作堆芯材料Los Alamos的Lady Godiva、Godiva-II、Lawrence Livermore的Kukla、Fran和Sandia的SPR-I等 第二代则采用铀钼合金，使脉冲产额（一次脉冲内产生的裂变数）从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 第三代快中子脉冲堆采用核燃料和其它材料相间分布，则按照Shablin的期望，脉冲产额还可以提高两个量级。比较特殊的还有双（多）活性区脉冲堆和双活性区加速器中子增殖装置，前者可在活性区之间提供更大空间的均匀辐射场，后者由于在活性区间建立起中子单向耦合，可以得到比通常的脉冲堆脉冲宽度短得多的裂变脉冲。建造双（多）活性区脉冲堆和双活性区加速器中子增殖装置是目前脉冲堆技术的重要发展方向之一。脉冲堆四堆名（一代）投运时间脉冲产额(f)峰中子注量率 (n/cm2.s)中子注量 (n/cm2)腔内表面腔内表面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脉冲堆四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脉冲堆四快中子脉冲堆主要应用于：(1) 核武器中电子系统和部件的抗核加固技术研究和防导突防能力的检验；(2) 核辐射生物学效应和辐射剂量学研究；(3)堆泵浦激光技术和堆泵浦强激光驱动源概念设计研究；(4)临界事故报警器和

26、剂量仪的检验或校核；(5)堆物理研究和裂变核碎片的参数测量；(6)武器设计新概念的探索研究；(7)中子照像；(8)培训。 脉冲堆四第一代快中子脉冲堆Godiva I Godiva I是世界上建造的第一座快中子脉冲堆。最大的脉冲产额为2e16裂变，脉冲宽度约为35s，中子能谱为近似裂变谱。在该脉冲堆上除做了大量有关瞬发临界状态下的堆物理和热力学动态特性研究外，后来作为脉冲核辐射瞬时辐照效应研究的脉冲中子-辐射源。在运行了约1000次脉冲后，于1957年的一次严重事故中被损坏而停运。 脉冲堆四Godiva I是一个无反射层的高富集铀金属球形快中子脉冲堆，它由上、中、下三个部分组成，当组装后形成一个

27、整球。中央部分固定在小口径钢管支撑件位置上，上、下两部分借助于气缸可伸缩，这样就提供了二套独立的紧急停堆机构。该装置的堆芯组件是由235U富集度为93.8%、密度为18.75g/cm3的铸造铀金属，缓发临界的质量为52.04kg，球直径约为17cm。堆有两根调节棒和一根脉冲棒。脉冲堆四在活性区中央有直径为0.8cm(5/16in.)的实验孔道。在爆发脉冲时，用炸药产生的高压冲击，把反应性价值为1$多的脉冲棒快速插进到中央实验孔道内，使系统超瞬发临界，从而产生脉冲。 脉冲堆四铀钼合金型快中子脉冲堆 第一代快中子脉冲堆的脉冲裂变产额受铸造铀金属的抗冲击强度和热循环稳定性所限制。为了提高每次脉冲的裂

28、变产额，获得更高的中子注量率，在1961年以后，美国研制出了一种铀钼合金(235U富集度为93.5%的金属铀和质量分数为10%的钼的合金)。这种材料制成的燃料部件不仅具有较高抗冲击强度，而且在重复高温(约500)循环条件下具有较小的晶体生长和极好的相变稳定性。脉冲堆四自从1962年美国橡树岭国家实验室(ORNL)用这种材料建造成了保健物理研究堆(HPRR)以后，美国的其它实验室，以及前苏联的VNIITF和VNIIEF和英国、法国等都相继用这种材料建造了快中子脉冲堆。我们称这类脉冲堆为铀钼合金型脉冲堆，又称它们为第二代脉冲堆或高产额脉冲堆这类快中子脉冲堆包括美国的HPRR、Molly-G、Sup

29、er Kukla、Godiva-IV、SPR-II、APRFR、SPR-III、SPR-IV、SKUA、SPR-IIIM，俄罗斯的BIR-1、BIR-2M、TIBR、BR-1、GIR-1和GIR-2，法国的Caliban和英国的VIPER。 脉冲堆四Godiva IV堆芯结构示意图 脉冲堆四Godiva IV全貌照片 脉冲堆四铀-石墨快中子脉冲堆方案1977年VNIIEF设计建造的BIGR 的堆芯材料是一种压紧的二氧化铀与石墨的均匀混合物，石墨核数目与235U的核数目比为16，235U的富集度为约90%。该堆是目前世界上脉冲产额最高，可利用中子注量最高的快中子脉冲堆，这些性能比其它快中子脉冲堆

30、要高约10倍.脉冲堆四BIGR堆芯区由三件燃料块组成，即一个固定不动的燃料块，一个粗反应性调节块和一个精细的反应性调节块。当装配到一起时，堆芯区像一个中空圆柱体，高67cm，外直径76cm，内直径18cm，方位是垂直的。堆燃料块由圆环部件装配而成，每个圆环部件是高6cm，厚为35cm的同轴圆环，每个燃料圆环在断面都有一个凸缘，以支撑相邻的内圆环，而最外的圆环被支撑在不锈钢圆环上。与安全块连结的机构中设有电磁吸铁，确保断电时安全块能快速降落到下限位置，使堆处于深次临界的停堆状态。脉冲棒是一个不锈钢管件，反应性当量为0.85$，可通过气动在需要爆发脉冲时沿着轴向孔道快速插入堆芯区，使堆超瞬发临界。

31、可利用的中央孔道直径为10cm。所有燃料块被包装在一个公共的不锈钢密封罩内，并充有氦气。堆设计有强迫空气冷却系统。 脉冲堆四BIGR1冷却罩；2气密封性壳；3外壳热膨胀补偿片；4外壳中心孔道；5轴向孔道；6样品盒；7活性区固定块；8铰链悬臂；9活性区固定块支撑；10反应性精调节块；11反应性精调节块的连接杆；12反应性粗调节块；13反应性粗调节块的辊；14脉冲块；15混凝土隔层平；16、18调节块的横臂；17油缓冲器；19脉冲块推杆；20防护板；21支柱；22波纹管；23气管；24储气罐脉冲堆四更高裂变脉冲参数的脉冲堆和加速器中子增殖装置建造更高参数的脉冲堆有各种各样的想法，其中比较有前途的一

32、种方案是活性区的结构可变、活性区材料可熔融甚至气化，但爆发脉冲过后应能快速恢复活性区的结构和形状以便爆发下一发脉冲。 脉冲堆四LiF-UF4熔盐脉冲堆的计算参数 参数200升硬活性区堆400升软活性区堆活性区高，cm6580活性区外径，cm7590空腔内中子注量，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浓缩度，4023初始周期0，s10180脉冲宽度t，s35700脉冲释能，MJ4901200脉冲堆四加速器驱动的倍增装置电子束撞击金属靶，如钛靶，从而产生韧致辐射；接下来，韧致辐射

33、产生的在堆装置内进行的（,n）反应提供一个初始中子脉冲。初始中子脉冲被堆系统放大几百倍，其后中子注量成指数衰减。最终产生的中子环境与快中子脉冲堆提供的中子环境是等效的。加速器中子增殖装置APEA（美），-10+（-2）装置、-30+-1装置和-30+-K装置（俄）以及加速器HERMES-与快堆SPR-的组合体（美）。 脉冲堆四迄今为止，快脉冲堆还是产生核爆中子辐射环境仅有的手段，与此同时也提出了一些不需要高浓缩铀（HEU）材料的设想。(NNSA-美国国家核安全局)专家小组设想是：建一个混合装置，该装置包括一个加速器和一个由低浓缩铀材料组成的次瞬发临界反应堆系统。这种方案一方面可以提高实验运行的

34、灵活性，另一方面也消除了使用高浓缩铀材料时需要面对的安全防护和安全隐患。只需要建造一个较大的新设备(加速器)来提供这样的能力。脉冲堆四耦合型快中子脉冲堆 快脉冲堆BARS-5(-5是一座双堆芯中子耦合型快中子脉冲堆。由全俄联邦核中心技术物理研究所(RFNC-VNIITF)设计建造脉冲堆。它的主要特色是具有两个用铀(235U富集度为90wt%)-钼(质量分数9%)合金材料做堆芯的脉冲堆，故有些文献中又称它为双堆芯快脉冲堆。两个堆芯的中央孔道直径不同，而且两个堆芯之间的距离可在0.33m-5m之间可调，大辐照样品可放置在两堆芯之间，因此，为大辐照样品提供了一个理想的强而较均匀的中子和辐射场。该堆于

35、1986年投入运行。脉冲堆四堆可以运行在稳态和脉冲两种运行状态，既可以两个堆芯同时运行，也可以一个堆芯单独运行。在脉冲运行时，它可达到的主要脉冲参数是：两个堆芯内的裂变数为约51017裂变；脉冲半高宽度约40s；堆芯内最高温度约650；在孔道内和侧表面处的中子注量分别为1.01015n/cm2和51014n/cm2。 BARS-5是由两个堆芯组成，其中一个为主堆芯，另一个为辅助堆芯。两个堆芯在设计上基本相同，只是放置样品的中央孔道的直径有所不同，主堆芯的中央孔道直径为6cm，辅助堆芯中央孔道直径为9cm。 两个燃料堆芯放置于同一个实验装置上，主堆芯固定不动，辅助堆芯可运动，通过遥控使其相对主堆

36、芯运动，使两堆芯之间距离可在0.335m范围内变化。主堆芯的中央孔道直径一般为6cm，而辅助堆芯的中央孔道直径可有9cm和11.5cm两种。 脉冲堆四BARS-5堆和装置组合成三活性区系统的示意图 （1，2- BARS-5堆活性区；3，4-增殖装置上、下块（R一般为33.7cm；L的范围22.7-68cm）三活性区反应堆装置BARS-8 1-活性区1；2-活性区2；3-活性区3；4-（n，）转换装置；5-7-裂变材料组成的次临界装置；8-聚乙烯环；9-11-脉冲棒脉冲堆四一些设备和军用系统对中子和混合效应敏感。与快中子脉冲堆相比，上面提到的这种装置具有结构简单，大的辐照空间等优点，使其成为进行

37、混合辐射效应实验合适的选择，在堆腔内放置一个钴源就可以产生这样的混合辐射环境。目前在世界上分布较为广泛的另一种加速器中子源是质子加速器散裂中子源。与电子加速器中子源相比，质子加速器散裂中子源的单位能量中子产额更高，但由于受束流的限制单脉冲中子产额并不见得就比电子加速器中子源的高。在文献上也在讨论将质子加速器散裂中子源与临界、次临界装置组合运行以便进一步提高中子产额。考虑到这类装置一般要用高浓缩铀或钚材料，这类装置也仅仅在美、俄等有核武器的国家才有可能实现。脉冲堆四中国快中子脉冲堆胡仁宇院士题字脉冲堆四脉冲堆- TRIGA堆四特殊的池式研究堆：TRIGA堆培训、研究和制备同位素反应堆（Train

38、ing Research and Isotope Production Reactor of General Atomic），一种可以脉冲方式运行的热中子堆，又称铀氢锆反应堆。脉冲堆- TRIGA堆四上世纪五十年代初期，是由美国G.A公司 从寻求核反应固有安全的课题研究； 五十年代末期完成了原型堆设计和建造，并成功地进行了2元的瞬态脉冲试验，紧接着又先后完成了TRIGA-1型和2型堆的设计和建造。从六十年代中后期直到七十年代成为该堆的发展鼎盛时期。截至八十年代末，二十多个国家共建造了近七十座各型TRIGA堆。国内对该堆型的研究始于七十年代早期空间核动力的调研，七十年代末正式立项独立研制，90年

39、建成我国首座原型脉冲堆，打破美国的独家垄断。之后又建造了一座稳态功率为2MW的实用脉冲堆。脉冲堆- TRIGA堆四I堆型： TRIGA-Mark-I：堆芯位于开放式水罐底部，无水平孔道。100kW-2MW。TRIGA-Mark-II：堆芯放在地面上，可以装设水平方向实验设备，如水平孔道、热柱等。 100kW-2MWII脉冲堆- TRIGA堆四TRIGA-Mark-III：堆芯吊在桥式吊车上，可在水池内移动，反射层是水。可移动堆芯在一端运行时，另一端可开展实验而无需屏蔽。1MW-3MW。III脉冲堆- TRIGA堆四ACPR：环芯脉冲堆，燃料环状排列，堆芯中央为干实验空腔（直径25cm），可以辐

40、照大的样品。改建堆型：将池式研究堆转换为TRIGA堆，用四根TRIGA燃料棒组合成标准燃料元件，或更换栅格板并采用TRIGA标准燃料元件等方法。日本ACPR研究堆改建堆芯脉冲堆- TRIGA堆四研究堆- 罗马尼亚双芯堆罗马尼亚核技术研究所，1980年运行双堆芯，14MW定态堆用于长期辐照试验，最大热中子注量率3.31014cm-2s-1 ，ACPR堆用于进行瞬态实验，连续运行功率500kW，脉冲峰值功率20000MW，最大热中子注量率11017cm-2s-1 ，两堆芯位于同一堆池，共用冷却和水净化系统，可独立运行。细棒铀氢锆燃料，满足高功率运行要求两堆芯各引出两条水平孔道，分别用于中子散射、中

41、子照相、中子诱发瞬发伽马分析脉冲堆- TRIGA堆四堆芯：栅格排列燃料：作为主要慢化剂的氢与作为燃料的铀均匀混合在一起，一旦反应性增加而使堆功率和温度上升，氢的温度也同时上升而使慢化作用减弱，使反应性立即降下来，即这类反应堆具有一个很大的瞬发负温度系数，因而可以以脉冲方式工作。标准燃料元件富集度20%。长寿命型元件富集度70%。控制棒：定态和脉冲两种运行方式。脉冲方式通过提拉控制棒迅速提升反应性。反射层：石墨或水。脉冲堆- TRIGA堆四特点堆芯体积小，中子泄漏较多，反射层内中子通量较高；快中子通量较高，适用基于快中子(n,p)、(n,)等反应的同位素生产和活化分析实验；堆芯布置灵活，有效辐照

42、空间较大；燃料的瞬发负温度系数，具有最大固有安全性；连续运行模式下，与池式研究堆功能类似，最高值可达25MW，实际最高值14MW；具有高功率脉冲能力，一般热堆功率上升周期（增长2.72倍时间）不能短于10s，反应性输入不能超过缓发中子份额（1元）。而TRIGA堆功率上升周期可达1.2ms，引入反应性高达4.6元，瞬时功率可达 22000MW，典型脉冲宽度30ms左右，适合开展瞬态辐照实验、短寿命辐照产物的活化分析、及动态过程中子照相等实验。脉冲堆- TRIGA堆四用途：同位素生产 生产中、短寿命放射性同位素，如 I-131,P-32,S-35,Cr-51,Au-198等，是脉冲堆在同位素生产方

43、面的优势。中子活化分析 广泛用于工农业生产、医疗卫生、环保、考古、邢侦及科研等多方面。 用脉冲运行开展脉冲中子活化分析，可大大提高短寿命核素分析的灵敏度和精度。中子照相 利用脉冲运行及中子照相可进行某些瞬态过程的研究。中子照射治疗肿瘤脉冲堆- TRIGA堆四用途：材料、器件的辐照试验研究 如仪器仪表辐照试验，辐照育种，瞬态试验等。 基础科研及核技术应用研究 引出不同能谱的中子流或射线，可供核物理、中子物理、放射化学等开展理论研究，也可供辐射防护、生物工程、环境保护等开展工程应用研究。教学及人员培训 脉冲堆固有安全性，运行及实验操作方便，使其成为教学和培训核技术人才的理想场所。 脉冲堆- TRI

44、GA堆四我国第一座TRIGA脉冲堆脉冲堆- TRIGA堆四堆芯布置图（稳态）堆芯部件以正六边形环心布 置 ，由下栅板支承、上、 下栅板定位。外部两圈石墨元件是反射层 的一部分，也便于堆芯变换 和调整。5根稳态控制棒和一根脉冲 棒位于堆芯第4、5圈层内。中子源组件和两套跑兔系统 辐照终端布置在外圈。脉冲堆- TRIGA堆四主要设计参数工 况 名 称单位 数 值 稳 态额定功率额定装载量堆芯平均中子通量密度中央孔道最大热中子通量密度燃料心体最高温度燃料元件包可最高温度堆芯寿期 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 脉 冲最大反应性引入量 脉冲峰功率脉冲波形半高宽脉冲积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）：以提供中子源作为主要目的的核反应堆，也称为中子工厂，又称非能源堆（non-power reactors），区别于核电站用堆、供热堆及动力堆。借助辅助系统，研究堆作为一个能提供复杂辐照环境、各种能量中子、高中子通量及较大利用空间的大型设备，可以称作大型中子源。特点五池式研究堆池式研究堆：堆芯坐落于水池中，水池中的轻（重）水

46、 作为冷却剂和慢化剂，外围有较大的反射 层，在反射层内布置垂直孔道和水平孔道 内端口。中子通量高，最常见堆型。五池式研究堆 堆芯：研究堆堆芯小而紧凑，可采用多种结构，较为常见的是栅格式结构，由若干燃料组件组成，中间还包括控制棒和用于辐照的空孔道，燃料组件由若干燃料元件、侧板、管座等零部件组成，在各燃料元件中间设置冷却剂和慢化剂流道。 燃料元件：浓缩铀。早期研究堆采 用90%以上的高浓铀（UAlx，U3O8） ，目前多用20%以下低浓铀，U3Si2-Al 弥散型燃料板，装载量可达4.8g/cm3 五池式研究堆 反射层作用一：将逃逸的中子反射回活性区，提高中子的利用率；作用二：使活性区出来的中子进

47、入反射层后继续慢化，形成更为宽广的热中子峰区。由于峰区离活性区较远，利于引出水平孔道和垂直实验孔道部分研究堆 欠慢化设计 快中子峰区和热中子峰区。材料：铍、重水、石墨五池式研究堆反应性控制有效增殖系数keff反应性进行调节 控制棒是反应性控制的主要手段，是中子的强吸收体，通过提拉等方式改变控制棒在堆芯中的插入深度，增大或减少吸收率。 按功能可细分为调节棒、补偿棒、安全棒等冷却五池式研究堆 实验孔道垂直孔道： 材料辐照实验、同位素生产以及冷源 分布在堆芯和反射层水平孔道： 散射、照相等 孔道内端在反射层内，中心与堆芯中心线为同一标高 径向（超热中子较高） 切向（热中子较高） 部分孔道还采用倾斜、

48、贯穿中子导管五池式研究堆基础和应用研究物理学、化学、生物学、医学、地质学、环境科学、考古学、材料科学以及核与反应堆工程等 采用的技术一般有中子散射、中子活化分析、辐照和中子照相商业服务在研究堆及其附属实验室里所获得的科学和技术信息可以用于商业目的，服务于社会辐射服务、生物医学服务、放射性同位素与辐射源的制备等用途五池式研究堆IAEA列出的研究堆应用五池式研究堆国际原子能机构对研究堆功率和能力进行了粗略划分：应用可开展；:应用可部分开展 五池式研究堆如果按照时间段来分，研究堆的发展大致可分为四个阶段研究堆发展阶段五池式研究堆上世纪40年代是研究堆起步阶段1942.12.2，美国CP1装置达到临界

49、，开创研究堆的新纪元。CP1作为第一个可控的、自持裂变反应堆，位于芝加哥大学一个废弃的足球体育场馆看台下。1、20世纪40年代五池式研究堆1、20世纪40年代首次临界运行28分钟，插入镉棒，停止链式反应。CP1石墨堆，采用天然铀做燃料，石墨慢化，镉做控制棒。反应堆放置在一个立方体格架中，共57个石墨块，燃料包含在石墨块中。五池式研究堆1、20世纪40年代紧接着，美国出现了CP2（CP1拆迁至阿贡国家实验室）、CP3。加拿大（ZEEP）、前苏联（-1）、英国（GLEEP）、法国（ZOE(EL-1)）相继加入了进来。ZEEP反应堆（重水堆）五池式研究堆1、20世纪40年代该时期的反应堆以石墨堆和重

50、水堆为主，以天然铀作为燃料，功率很低，只有几瓦到几百瓦，主要应用于证明自持链式反应的实验以及获取中子行为的基本数据。“链式反应”：铀、钚等重元素的原子核受中子轰击时，裂变成几个碎片，并放出两个到三个中子，这些中子再打入铀或钚的原子核，再引起裂变，这种连续不断的核反应叫“链式反应”。五池式研究堆20世纪50年代，随着燃料技术的发展和实验研究的需要，出现了一批使用加浓铀作为燃料的反应堆，功率从几MW到几十MW，研究和应用范围有了较大的发展。该时期核电发展的需求推动了研究堆的快速发展，到1960年，有175座在役研究堆，其中发展中国家17座。美国OWR、英国DIDO、中国101重水研究堆等2、20世

51、纪50年代五池式研究堆2、20世纪50年代DIDO反应堆使用高浓铀燃料，重水做慢化剂和冷却剂，外围有一层石墨反射层1956年首次临界,功率26MW最大热中子通量2.3E14n/cm2 s 最大快中子通量1.9E14n/cm2 s五池式研究堆2、20世纪50年代DIDO研究堆建设用于英国核电研究项目。该堆属于MTR(Material Testing Reactors),主要应用范围：燃料、材料的辐照考验；样品活化分析（例如石墨）。后期还应用于商用同位素生产，产量达到英国市场需求的70%。1990年开始退役。右图为正在进行解体活化操作室五池式研究堆2、20世纪50年代101重水研究堆（代号HWRR

52、）原设计以2%金属铀为燃料，重水作冷却剂和慢化剂，石墨作反射层。1958年临界，额定功率7MW。实验管道最大热中子通量：1.2E14n/cm2 s。1978年HWRR进行了改建：利用3%低浓金属铀为燃料；选取紧栅格中子阱型堆芯物理方案，以便在堆芯中央和外围重水反射层形成热中子辐照区；提高冷却剂流速；更新仪表。五池式研究堆2、20世纪50年代HWRR前期以热中子散射实验和活化分析为主，改进后开展了一系列辐照研究、同位素生产、材料辐照改性及科研人员培训等。动力堆、生产堆、核电站燃料元件考验结构材料和反射层材料辐照125I、131I、 99Mo 、113Sn 、60Co、210Po、 198Po单晶

53、硅掺杂目前该堆已处于退役阶段五池式研究堆3、20世纪60至70年代20世纪60年代至70年代，功率数十MW（或更高）的一批专用研究堆先后建成，热中子通量进一步提升，最大可达E15n/cm2 s。该时期发达国家的在役研究堆数量达到顶峰，近300座，发展中国家研究堆平稳发展，近70座。代表堆型有美国的HFIR，前苏联的CM-2，中国的高通量工程试验堆HFETR。五池式研究堆3、20世纪60至70年代HFIR（The High Flux Isotope Reactor）是一座铍做反射层，轻水慢化和冷却，中子阱式反应堆，使用高浓铀（93%）作燃料。1958年1月美国原子能委员会（AEC）认识到美国超铀

54、元素的需求，决定在现有反应堆上生产，1958年下半年，该委员会决定加速项目进程，在橡树岭国家实验室建立一座高通量同位素生产堆，生产plutonium(钚)、 252Cf和Curium(锔)。五池式研究堆3、20世纪60至70年代该反应堆堆芯形状较为 特别，燃料区为环状， 中心为无燃料的慢化区，外部为铍反射层。利用燃料区的中子泄露，在中心辐照同位素。堆芯为圆柱状，大约0.61m高，直径380mm，五池式研究堆3、20世纪60至70年代美国橡树岭国家实验室，1966年运行功率85MW，最大热中子注量率2.51015cm-2s-1 ，快中子通量1.0E15n/cm2 s 。两个同心环状燃料元件，内径

55、12.7cm，外径38.1cm，内环171块燃料板，外环369块燃料板（U3O8-Al，富集度93%） 放置在一个直径2.44m的压力容器内。轻水冷却，轻水慢化辐照为主，可产252Cf 同位素（全世界两个，另一个为俄罗斯100MW堆SM-3）79条垂直孔道，2条倾斜孔道（辐照用），4条水平孔道，13台谱仪五池式研究堆3、20世纪60至70年代五池式研究堆3、20世纪60至70年代2007年该堆实施了大规模改造，升级了8台热中子谱仪，冷中子源、一个冷中子导管及其他系统主要应用由同位素生产转移到中子散射研究。目前该堆的研究和应用工作包括：中子散射（13台谱仪）堆内辐照辐照（利用乏燃料）中子活化分析

56、同位素生产五池式研究堆3、20世纪60至70年代法国ILL实验室，1971年运行功率58MW，最大热中子注量率1.51015cm-2s-1。单根环状燃料元件，内径26.08cm，外径41.36cm， 280块燃料板（UAlx，富集度97%）重水冷却，重水慢化专供中子束实验用，世界上最活跃的中子源冷源、超冷源、高温中子源4条倾斜孔道，13条水平孔道，26台谱仪五池式研究堆3、20世纪60至70年代中国高通量研究堆（HFETR）1971年开始建造，1979年底临界，是一座高通量试验堆，轻水慢化和冷却，铍做反射层90%金属铀额定功率125MW最大热中子通量6.2E14n/cm2 s最大快中子通量1.

57、7E15n/cm2 s五池式研究堆3、20世纪60至70年代HFETR的建造目的：适应我国核动力燃料元件和材料辐照试验研究的需要；促进核电国产化及核技术的应用推广。目前已开展的主要工作有：燃料元件辐照试验（高温高压回路）材料辐照试验高比活度同位素的研制和生产单晶硅中子嬗变掺杂卸料元件辐射源的开发该堆型功率高，如果材料、燃料研究任务不够饱和，就需要改变运行方式，响应市场需求。五池式研究堆3、20世纪60至70年代-RERTR1978年美国能源部（DOE）提出了The Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR) Program

58、,即降低研究试验堆铀浓缩度计划，旨在应对研究堆燃料可能出现的核扩散问题。由于美国向多个国家出口研究堆燃料，并且进行乏燃料回收，并且许多国家受到美国核政策的制约，所以RERTR计划成为国际性研究计划，并得到了IAEA的支持和赞助。五池式研究堆3、20世纪60至70年代-RERTRRERTR的主要技术：发展先进LEU（低浓铀）燃料;设计研究堆转变，进行安全分析;利用LEU生产99Mo的靶制造和工艺流程.RERTR成功研制出了UxSix-Al新型燃料，提高了铀密度，降低了铀浓度，使研究堆的发展就入了一个新的水平。五池式研究堆3、20世纪60至70年代-RERTR至今已有超过40座研究堆燃料从高浓铀转

59、变到低浓铀，并且新建的研究堆基本上都使用了LEU燃料。RERTR面临的问题：FMR-（德国）是RERTR出台后第一座使用HEU的研究堆；部分反应堆拒绝转变燃料浓度（包括美国本土的一些反应堆）；部分反应堆无法转换，暂时找不到合适的替换燃料； ILL堆、HFIR拟采用7-9g/cm3的铀钼弥散型燃料，FRM-II本身已采用密度较高（3g/cm3）的U3Si2燃料， 要将铀浓度降到50%需要8g/cm3的铀钼弥散型燃料，降到34%要求15g/cm3的铀钼单片型燃料（存在工艺问题），要降到20%需要40.5g/cm3的燃料，目前技术手段不可能实现 五池式研究堆4、20世纪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发展趋势，即20世纪80年代以后的研究堆以中子束流堆（提供中子束流）为主，倒中子陷阱堆逐渐成为主流，出现了紧凑堆芯的设计，研究堆的发展进入了新的时期。OPAL堆芯:澳大利亚五池式研究堆4、20世纪80至90年代-倒中子陷阱倒中子陷阱紧凑堆芯在适当的功率水平下，尽量紧缩堆芯，提高堆芯功率密度，从而得到高裂变中子源的密度。这种高度欠慢化堆芯被周围高品质、大体积的慢化剂（如铍或重水）所包围。大量裂变中子通过堆芯表面泄漏到反射层中被慢化，在那里形成相当纯的热中子通量峰值。在热工条件允许的前提下，适当提高功率水平，可以得到较高的热中子通量绝对值。五池式研究堆4、20世纪80