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原子能研究所重水反应堆HWRR-1于1958年建成并投入使用。經过二十年运行后,反应堆于1978年11月停閉进行改建。在HWRR-1运行期間（1958—1978）,主要用于基础研究和同位素生产,也兼作燃料材料的輻照試驗和其它用途。实际上它成为一座多用途研究用堆。在使用期間,不少实驗研究和輻照工作要求改善HWRR-1的技术性能,这包括: 1) 更高的中子通量; 2) 较大的輻照和实驗空間; 3) 中子能譜能够分离以适应各种用途; 4) 较大的过剩反应性。 HWRR-1物理性能的主要不足之处在于:实驗管道的中子通量最大处仅1.2×1014n/cm2·s,后备反应性也较低（13.2％）。虽然燃料元件出堆最大燃耗已达11650MWD/TU,而无明显肿胀,但由于后备反应性小,出堆燃料元件的平均燃耗只有6000MWD/TU,因而增加了运行費用。 HWRR-1在工程布置上的缺点是沒有重水反射层,除活性区栅格內有9根垂直管道外,其余垂直管道全在石墨反射层,那里中子通量低(2×1013n/cm2·s),环境温度高（250℃）,这些管道的用途受到限制。这样,全堆的有用輻照空間较小,就不能滿足各方面的輻照需求。一座多用途的研究性反应堆常常是重装載的,即装有許多实驗样品、靶料和輻照材料。这既要求反应堆有足够大的实驗空間,还要求有足够多的过剩中子（过剩反应性）。另外,还要求反应堆不同空間具有不同的中子能譜以滿足多种实驗的要求。较高的中子通量是一些要求高輻照强度的实驗所必需的。高中子通量可以縮短实驗輻照时間,可以提高某些实驗的分辨率。正是出于上述考虑,提出了HWRR-1的改建研究。另一方面,經过二十年运行,反应堆的重要部件陆續出現了严重缺陷。如反应堆內壳出現渗漏,燃料管道揷座漏流量高达40％;主热交換器管子4％有严重腐蝕;重水循环泵主叶輪有严重汽蝕,轉子密封套泄漏以及其它等等。这些迹象说明主要部件已接近使用寿期。一般,研究性反应堆設計寿期在二十年左右。这就提出了是关閉反应堆、另建新的反应堆还是改建現有反应堆的問題。經过衡量比较,认为采用改进的途径可以节省大量投资（大約只需新建投资的十分之一）和縮短时間。是符合我国当前情况的。在已經运行二十年之久的反应堆上进行改建設計,受到許多因素的限制。在几何布置方面,由于混凝土生物防护层和石墨反射层砌体保持不作变动,活性区的最大外径和高度已經限定。在冷却和散热能力方面,由于冷却回路是在原有基础上挖掘潜力,反应堆热功率提高的幅度有限。另外,考虑到实施时的强放射性,設計应尽可能使拆卸安装易于进行。提高研究性反应堆的技术性能可从物理和热工二个方面着手考虑。