8.   原型微型反应堆

建造时间：1984年建成

营运单位：中国原子能科学研究院

反应堆概况：微堆采用“灌-池”式结构，由反应堆堆本体、附属系统构成；堆芯体积小，堆芯活性区直径240mm，高度250mm；反应堆功率小，满功率27kW；反应堆固有安全，从设计上根本消除了发生核安全事故的可能性。科学研究：

·             中子活化分析

·             放射性同位素制备

·             进行医用放射性同位素以及工业、科研所需的短寿命同位素制备。

·             堆物理实验及核仪器考验

·             反应堆物理相关实验及核仪器考验等

9.   原型微堆零功率装置

建造时间：1984年

建造单位：中国原子能科学研究院

反应堆概况：功率27KW，使用235U富集度为90.3%的铀－铝合金作燃料，铝为包壳，金属铍作为反射层，轻水为冷却剂和慢化剂。原型微堆的零功率实验装置的堆芯布置与原型堆一样。

科学研究：

·             中子活化分析

·             核探测仪器考验

·             教学培训

10.   深圳微堆

建造时间：建于1988年

营运单位：深圳大学

反应堆概况：该微堆是由中国原子能科学研究院设计建造，其燃料元件使用的是高浓铀。2011年底，中国国家原子能机构批准中国原子能科学研究院与美国能源部阿贡实验室合作，对原子能院微堆进行低浓化改造，卸出微堆高浓铀堆芯，装入低浓铀燃料堆芯。科学研究：

·             利用中子活化法质量检验。

·             教学研究

11.   5MW低核供热试验堆

建造时间：5MW低温核供热堆建成于1989年

营运单位：清华大学核能与新能源技术研究院

反应堆概况：5兆瓦低温核供热堆具有一体化布置、自稳压、全功率自然循环冷却、非能动余热排出、采用新型水力驱动控制棒等先进的技术特点。科学研究：

·             供热堆运行特性研究

·             热电联供实验研究

·             核能低温制冷实验研究

·             核能海水淡化实验研究

12.  中国脉冲反应堆

建造时间：于1990年7月首次临界

营运单位：中国核动力研究设计院

反应堆概况：中国建成了一座铀氢锆脉冲反应堆，这是以铀氢锆作燃料的反应堆。它主要以氢作为慢化剂，当功率升高时，温度就会提高，氢的慢化作用减弱，反应性立即降低，反应堆有很大的瞬发负温度系数，因而呈脉冲运行。

科学研究：

·             摸清脉冲堆的物理、热工特性，校核理论，验证设计

·             关键设备和仪表以及燃料元件的随堆考验

·             研究脉冲堆的运行和实验技术

13.   岷江试验堆

建造时间：岷江试验堆于1991年1月首次临界

营运单位：中国核动力研究设计院

反应堆概况：游泳池式轻水堆，5MW

14.   中国实验快堆

建造时间：1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设，2002年8月主厂房封顶，2010年7月21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：中国实验快堆（代号CEFR）是我国第一座快堆，反应堆热功率65MWt，电功率20MWe，钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统。

科学研究：

·             掌握快中子反应堆的设计、建造技术

·             取得钠系统和设备的运行和维护经验

·             进行快堆燃料和材料的辐照考验

·             进行试验性发电并取得运行经验

·             验证快中子反应堆的固有安全特性

·             建立和培养快堆技术队伍

15.   10MW高温气冷堆

建造时间：1995年6月动工兴建，到2000年底，成功实现临界，2002年底达到满功率运行

营运单位：清华大学核能与新能源技术研究院

反应堆概况：吸收了国际上成功运行的高温气冷堆的经验和新近发展的模块式高温堆的先进概念，采用了肩并肩式的紧凑布置，包覆颗粒球型燃料元件，燃料连续装卸运行方式，全微机化保护系统与纵深防御原则，具有在事故下能自动停堆、非能动排出剩余发热等一系列先进技术特点。科学研究：

·             掌握高温气冷堆在设计、建造和运行方面的技术

·             燃料元件和材料的辐照实验

·             发电和区域供热试验

·             验证模块式高温气冷堆的固有安全性

·             高温工艺热的应用研究

16.   中国先进研究堆（CARR）

建造时间： CARR 工程于2002 年8 月26 日正式开工，2005 年12 月主厂房封顶，2007 年完成主工艺系统安装，2008 年下半年开始综合调试，2010 年5 月13 日实现首次临界。

营运单位：中国原子能科学研究院

反应堆概况：反应堆功率为60MW，重水反射层最高热中子注量率达8×1014n/cm2·s，在同类中子束流研究堆中其主要技术指标位居于世界前列，亚洲第一。科学研究：

·             核物理与核化学等基础科学研究

·             中子散射实验

·             反应堆材料及核燃料考验

·             中子活化分析

·             放射性同位素生产

·             单晶硅中子掺杂

17.   中试厂核临界安全实验装置

建造单位：中国原子能科学研究院

反应堆概况：中试厂核临界安全实验装置是以235U富集度为 89.37% 的硝酸铀酰溶液为核燃料，主要用于临界安全研究。

科学研究：

·             研究乏燃料后处理工艺中关键设备的核临界安全问题

·             用实验数据校验核数据和计算机程序

·             用校验后的计算机程序计算乏燃料后处理中储存容器核临界安全问题