研究堆，是指主要用于科学研究和教学的功率较小的小型核设施。一般建在大学或者研究机构。既是可以用来进行反应堆本身的研究，为大功率核反应堆的运行提供参考，也可以应用于其他领域的研究，如为核物理，材料，核医学等提供实验和教学的平台。

为进一步促进研究堆核安全监督管理的规范化和科学化，体现不同类型研究堆的安全特点和管理要求，国家核安全局组织制定了《研究堆安全分类（试行）》将研究堆进行分为三类：

Ⅰ 类研究堆

分类准则：功率低、剩余反应性低、裂变产物总量少的研究堆，具体功率范围为：小于 500kW，如果具有较高的固有安全特性，功率范围可扩展至 1MW。

安全特性：这类研究堆通常在自然对流冷却方式下运行。在事故状态下，只需利用可靠的停堆手段或较好的负反馈效应即可使反应堆可靠停堆并保持安全停堆状态，可不要求有专设堆芯冷却系统。

这类研究堆即使在厂房倒塌或由于堆水池或其它包容结构的正常密封丧失造成堆芯或乏燃料裸露于空气，以及堆芯燃料重大破裂情况下也不违背《研究堆设计安全规定》(HAF201)第 2.1 节研究堆安全目标的要求。

II  类研究堆

分类准则：功率、剩余反应性和裂变产物总量属于中等的研究堆，具体功率范围为：500kW～10MW。

安全特性：这类研究堆依据不同热功率水平在自然对流冷却方式或强迫循环冷却方式下运行。在事故状态下， 反应堆必须能可靠停堆并保持安全停堆状态，并且必须保证堆芯在要求的时间内得到冷却。

这类研究堆只要厂房不倒塌、堆芯水池或容器不丧失正常的密封性、反应堆堆芯不裸露，堆芯流道不堵塞，就不会违背《研究堆设计安全规定》(HAF201)第 2.1 节的研究堆安全目标。

Ⅲ 类研究堆

分类准则：功率、剩余反应性和裂变产物总量都较高的研究堆，具体功率范围为：10MW 以上。

安全特性：这类研究堆一般在强迫循环下运行。在预计运行事件如厂用电源丧失的情况下，通常必须设置应急冷却，以保证堆芯余热的有效排出。在事故状态下，反应堆必须可靠地保持停堆状态，并且必须保证堆芯在规定时间内得到冷却。

这类研究堆只有在反应堆厂房或包容体、堆芯或容器或其它包容结构不丧失正常的完整性密封性的情况下，才能保证研究堆安全目标。

我国在役民用研究堆安全分类示例

部分研究堆的基本信息如下：

1.   101重水研究堆

建造时间：1958年6月13日首次临界，于2007年退役

营运单位：中国原子能科学研究院反应堆概况：101重水研究堆（代号HWRR）是我国第一座反应堆。堆芯为水罐式结构，以含2% 235U金属铀为燃料，重水做慢化剂、冷却剂，石墨做反射层。反应堆额定功率7MW，最大热中子通量密度1.2x1014 cm-2 *s-1。科学研究：

·             热中子散射实验

·             放射性核素辐照生产

·             燃料元件辐照考验

·             堆中子活化分析

·             单晶硅中子嬗变掺杂 

2.   49-2游泳池式反应堆

建造时间：1959年开始建造，1964年12月20日首次达到临界。

营运单位：中国原子能科学研究院

反应堆概况：49-2堆是我国自行设计、建造、安装、调试和运行的第一个研究堆。设计额定功率3.5kW，加强功率为5.0kW。科学研究：

·             燃料元件及材料辐照试验

·             放射性同位素辐照

·             单晶硅中子辐照掺杂

·             材料辐照试验

·             黄玉辐照改色

·             药材辐照

·             堆内实验测量技术研究

3.   屏蔽实验反应堆

建造时间：1960年开始建造，建成于1964年10月

营运单位：清华大学核能与新能源技术研究院

反应堆概况：堆主体设备为屏蔽试验反应堆，该反应堆是轻水冷却、慢化的游泳池式反应堆，自1992年开始对该堆实行大规模的分阶段整治以来，该堆在科研中发挥了更新更大的作用。     

4.   DF-VI快中子临界装置

建造时间：1970年6月29日首次临界

营运单位：中国原子能科学研究院

反应堆概况：我国自行建造的第一座小型快中子零功率反应堆，采用富集度为90.34%的金属铀作为燃料。科学研究：

·             快堆基础物理实验研究

·             中国实验快堆的人员培训和仪器考验等

5.   氢化锆固态临界装置

建造时间：1977年11月首次临界

营运单位：中国原子能科学研究院

反应堆概况：氢化锆为慢化剂，有机玻璃为反射层，富集度20%的U3O8粉末为燃料的热中子反应堆。其反应性漂移小，特别适用于进行稳定性要求高的实验。

6.   高通量工程试验堆

建造时间：在1979年12月27日达到临界,随后于1980年12年16日实现了高功率运行

营运单位：中国核动力研究设计院

反应堆概况：压力壳型、水慢化、反射的高通量工程试验反应堆。反应堆设计热功率为12.5 万千瓦。 活性区内有Φ150的辐照孔道5个,Φ63的辐照孔道2个。反射层内有Φ230和Φ120的辐照孔道各2个。科学研究：

·             核燃料和材料辐照试验研究

·             放射性同位素研制及应用

·             辐射加工研究应用

7.   高通量工程试验临界装置

建造时间：1981年建成，1982年10月首次临界

营运单位：中国核动力第一研究所

反应堆概况：定额热功率为12.5万千瓦，热中子通量是每秒每平方厘米620万亿个中子。高通量堆是堆型中要求有高中子通量，因为反应堆是用中子轰击放入堆中的试验品（靶）来研究核反应。一般的核反应受反应截面影响（中子俘获截面、裂变截面等，指的是发生该核反应的概率）。科学研究：

·             燃料元件辐照试验

·             材料辐照试验

·             单晶硅中子嬗变掺杂研究和制备

·             高比活度放射性同位素（如60Co）的生产

·             卸料元件辐射源的利用