反应堆工程研究设计所

department of reactor engineering research and design

简介

反应堆工程研究设计所（简称堆工所）始建于50年代中期。全所现有职工420余人，其中，中国工程院院士1人，研究员及研究员级高工40余人，副研和高级工程师50余人。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。

堆工所是我国最早建立的反应堆科研设计基地，为中国堆工事业的起步和发展做出了重要贡献，为我国“两弹一艇”的研制和核能的和平利用进行了大量开创性的工作。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两座，微型堆一座，零功率反应堆六座；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》。

目前，正在从事中国实验快堆和中国先进研究堆的设计与建造、国防科研、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。堆工所将逐步发展成为以先进反应堆工程研究与设计、国防科研、核能开发、堆照产品及综合核技术开发为主体的高新技术研究中心。

现任所长为柯国土博士，党委书记为刘振华博士。

阮可强 （1932.12.19－）男，中国工程院院士，核反应堆工程、核反应堆物理和核安全专家。毕业于莫斯科动力学院。负责完成{dy}座快中子零功率反应堆的建造和物理启动，为我国快堆研究的起步奠定基础。作为物理设计负责人研制成功微型反应堆。为核工业中铀同位素分离、核燃料后处理、燃料元件制造、铀钚冶炼加工和核电站等多个重要工厂的设计、投产、运行，解决了大量的临界安全问题。

key words：热工水力 Thermal-hydraulic

Thermal hydraulics (also called thermohydraulics) is the study of flow in systems. A common example is generation in and the associated energy transfer to motion and the change of of the while undergoing this process.

The common adjectives are "thermohydraulic", "thermal-hydraulic" and "thermalhydraulic".

中文名称：

反应堆热工分析

英文名称：

reactor thermal analysis

定义：

为确保核电厂安全和良好经济性而对反应堆堆芯及整个热传输系统的冷却剂压力、温度、流量等参数进行的计算分析工作。

所属学科：

(一级学科) ；(二级学科) 

 

反应堆热工水力学在核反应堆工程中起着十分重要的作用，它是研究核反应堆及其回路系统中的冷却剂流动特性、热量传输特性和燃料元件传热的一门工程性较强的课程。
　　包括反应堆稳态工况下的传热计算和水力计算，反应堆稳态设计原理和反应堆热工瞬态设计。
    本课程是反应堆工程专业方向的一门专业主干课程。该课程的目的在于着重掌握反应堆工程领域热工水力学的基本分析方法，运用先修课程流体力学、传热学、工程热力学和反应堆物理中学到的基本概念、基本公式和基本结论，以核反应堆堆芯为主要分析对象，达到既了解反应堆稳态工况下的工作情况以及在瞬态工况下的变化特点。