本词条由“科普中国”科学百科词条编写与应用工作项目 审核 。

中文名称

反应堆核设计

英文名称

reactor nuclear design

定　　义

反应堆堆芯物理设计和反应堆辐射屏蔽设计的统称。前者包括确定堆芯临界条件和功率分布、反应性分析、燃耗分析和燃料管理；后者包括确定反应堆屏蔽要求、选取屏蔽材料和布置方案、分析屏蔽层内热源和温度分布。

应用学科

电力（一级学科），核电（二级学科）

在石墨与中子的相互作用下发生的各种过程，如吸收、散射、扩散、反射等所遵循的规律以及中子辐照诱发的石墨性能的各种变化的总称。在原子反应堆内，在强烈的中子辐照下，石墨的物理力学性能、热学性能、电磁学性能均发生不同程度的变化，石墨体的尺寸也有显著的改变。了解这些变化的规律，对石墨反应堆的设计及反应堆的安全运行至关重要。

20世纪40年代之后，各国都相继制订了庞大而详实的规划，对石墨的核性能进行研究，投入了巨大的人力物力，并以国家的力量组织实施，五六十年代达到顶峰，迄今不衰。50年代末，各种研究报告相继解密，公诸于世，世人对石墨的认识大为深入。

关于大量中子在石墨中的平均行为，在石墨中运行的中子所服从的一般规律，即所谓宏观中子物理，是中子与石墨相互作用的基本原理。关于这种平均行为和一般规律(见石墨的宏观中子物理)。任何核反应过程，常用反应截面来加以定量的描述。石墨对中子的吸收截面、散射截面、宏观截面等见石墨的中子截面。由于历史的原因，中子辐照剂量的单位和表示方法多种多样，常易造成混乱甚至错误。(见中子注量)石墨经中子辐照后，石墨性能发生种种变化，石墨体尺寸亦有所改变，这就是辐照对石墨的作用或对石墨的损伤。对石墨反应堆的设计和运行，了解石墨的辐照损伤至关重要。

堆工所设有行政办公室、党工办公室、科技办公室、质量管理办公室、财务管理办公室、反应堆物理研究室、反应堆热工水力研究室、反应堆材料腐蚀与防护研究室、反应堆材料及辐照性能研究室、反应堆材料辐照后检验研究室、反应堆燃料元件研究室、微型堆研究室、101重水反应堆研究运行室、49-2轻水反应堆研究运行室、中国先进研究堆运行室、反应堆工程设计部（含设计管理室、总体设计室、理论设计室、机械设计室和自控设计室）以及堆工所科学技术委员会和北京市雷克机电工程技术公司，中核集团的核临界安全中心设在堆工所。

堆工所自行设计建成了轻水、重水、快中子、固态零功率堆和49-2游泳池式反应堆，承担过49-3高通量堆的设计和科研任务，对重水研究堆进行了大修改建，自行研制成了微型中子源反应堆，为我国生产堆和核电厂的设计建造和运行完成了大量的科研工作。

作为一个多学科、综合性的反应堆工程研究设计基地，堆工所曾获得过国家科技进步一等奖2项、二等奖2项、三等奖2项，全国科学大会奖25项，国家发明三等奖3项，部级科技奖励350余项。为国家培养、输送了大量高级核科技专业人才和管理干部。

堆工所是全国最早具有培养硕士和博士学位资格的单位之一，设有博士后流动站，有21名博士生导师。

堆工所现有大型研究堆2座，微型堆1座，零功率反应堆6座；各种堆内试验回路和堆外综合实验台架；大型热室，各种核材料试验、检测装置；完备和先进的反应堆物理计算、反应堆热工水力分析计算、结构力学计算以及核安全和事故分析程序。此外，正在建设的中国先进研究堆将配备中子散射和中子活化分析谱仪、堆内考验回路、多功能热室群等，这将成为堆工所又一个新的、功能更为强大的综合核科技研究平台。

堆工所具有国家建设部颁发的关于从事反应堆工程（含核电站反应堆）主导工艺设计（甲级）资质的工程设计证书，国家质量技术监督局颁发的《压力容器设计单位批准书》及国家核安全局颁发的《中华人民共和国民用核承压设备设计资格许可证》。

堆工所正在从事中国实验快堆和中国先进研究堆的设计与建造、先进核能技术开发、反应堆运行研究与同位素生产、涉外工程和民品开发等任务。堆工所拥有雄厚的技术力量和设备资源，具有良好的质量管理基础和健全的质量管理体系。 2100433B

为保证冷却剂在其内部不沸腾，一般反应堆压力槽设计时均要承受155巴以上的压力，同时还要经得起强的快中子流及γ射线的辐射。由于暴露于辐射中，反应堆压力槽无法更换，设计寿命通常为30年。一般反应堆压力槽由筒体组合件、顶盖组合件、底封头、法兰密封结构组成，例如厚达数十厘米的高强度金属容器。 反应堆压力槽的大小与核反应堆容量的大小（即发电站的功率）密切相关。压水反应堆在更换核燃料时，反应堆压力槽的顶盖必须打开。