简介中国先进研究堆由中国原子能科学研究院自主研发、设计和建造[1]。
2010年5月，实现首次临界，所谓临界，就是核裂变产生出的新中子数量刚好满足反应堆继续裂变的需要，使反应堆铀的链式反应得以恒定的速率持续进行下去的工作状态。
中国先进研究堆的建成为我国核科学研究及核技术开发应用提供了一个重要的科学实验平台，也是我国核科学技术研究能力达到较高水平的重要标志。
中国先进研究堆占地面积约为2.3公顷，反应堆功率为60MW，重水反射层最高未扰热中子注量率达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。
中国先进研究堆是一座高性能、多用途、安全可靠的核反应堆装置，并配套相关实验终端。建成后可开展核物理与核化学等基础科学研究，开展中子散射实验、反应堆材料及核燃料考验、中子活化分析等，同时可应用于放射性同位素生产及单晶硅中子掺杂等。
中国先进研究堆完全自主研发、设计和建造，具有自主知识产权并形成了多项自主创新技术成果。从堆型选择到反应堆设计、调试以及建设组织，全部由中国原子能科学研究院承担。反应堆主要设备的研制，也是由中国原子能科学研究院组织国内相关厂家共同技术攻关完成，设备国产化率达到90%，其中燃料元件、堆本体及堆芯容器、控制棒驱动机构、全数字化的控制及保护系统、反应堆密封操作大厅、装卸料机等技术在国内均为首次研制应用。该项目的实施，不仅提升了我国核反应堆的研发设计水平，也促进了企业设备国产化、建造自主化能力的进步。