工作原理

诱发裂变. 一个中子被U235吸收，形成一个处于激发态的U236，U236不稳定，裂变为两个轻核，并放出2－3个中子。反应堆的裂变反应原理和原子弹的原理一样，都是链式反应。但是在反应堆里，核子反应速率较慢。

和传统的热电站利用燃烧化石燃料释放热能一样，核电站是由受到控制的核裂变释放的能量转换为热能，进而转化为机械的和电子的能源形式。

核裂变

当一个原子数较高的核子（例如U-235或Pu-239）吸收一个中子，会形成一个激发态的核子，然后裂变为两个或更多个轻核。释放出动能，伽玛射线和若干个中子，统称为裂变产物。其中有些中子可能被下一个重核吸收，引发下一个裂变反应，释放出更多的中子，依此类推。这个反应就是链式反应。

但是动量太高的中子不容易被重核吸收，需要慢化剂来减速中子。而太多中子会使反应过快失去控制，我们可以用一些对中子吸收截面较大的核素来吸收中子抑制链式反应。通过中子减速剂与吸收剂，来增加和降低反应速率以控制反应堆的输出功率。

一般常用的中子慢化剂有轻水（即H 2 O）（世界上75％的反应堆用轻水做慢化剂），固体石墨（20％）（切尔诺贝利电厂为著名的例子）和重水（即D 2 O）（5％）。在一些实验堆中，甲烷和铍也被用来做慢化剂。

热能的产生

在反应堆里，热能主要有以下几个来源：

反应碎片通过和周围原子的碰撞，把自身的动能传递给周围的原子。

裂变反应产生的伽玛射线被反应堆吸收，转化为热能。

反应堆的一些材料在中子的照射下被活化，产生一些放射性的元素。这些元素的衰变能转化为热能。这种衰变热会在反应堆关闭后仍然存在一段时间。

1千克 U完全裂变得到的热能等于3千吨煤燃烧所释放的能量。

冷却

在反应堆里，一般用水做冷却剂（轻水或重水），也有用气体，融盐或是熔态金属的。冷却剂通过泵浦在堆芯里循环流动，同时把通过裂变产生的热传递出来。一般的反应堆的冷却系统和热机是分开的，例如压水堆。也有的反应堆，蒸气是有反应堆直接加热得到的，例如沸水堆。

反应堆控制

反应堆的输出功率，或者说反应率，是通过控制堆芯内的中子密度和能量来控制的。

控制棒由热、中子强吸收材料做成。如果有很多的中子棒吸收，就意味着就少一些中子引发链式反应。因此，把控制棒插入堆芯，将会减慢反应速率，降低输出功率。相反，将控制棒抽出，链式反应的速率将会增加，输出功率也会增加。

在一些反应堆里，冷却剂同时也起慢化的作用。慢化剂通过和快中子的碰撞，吸收中子的能量，使快中子能量降低，成为热中子。而热中子引发核反应的截面更大些。因此慢化剂密度高，将会增加反应堆的功率输出。而温度高，冷却剂的密度会降低，慢化作用降低，反应速率下降。另一些反应堆里，冷却剂会吸收中子，起到控制棒的作用。在这些反应堆里，可以通过加热冷却剂来提高反应堆的功率。

反应堆都有自动和手动的系统来防止意外事件的发生，当出现意外事件时，将有大量的中子强吸收材料注入，使反应堆关闭。

发电

由链式反应释放出的热能通过冷却剂传导出来，加热水产生水蒸气，推动蒸汽涡轮发动机转动发电机发电。

早期核反应堆

芝加哥堆团队, 包括恩里科·费米和雷奥·西拉尔德。

人类历史上公认的第一个核反应堆是由恩里科·费米于1942年在芝加哥大学负责设计建造的芝加哥1号堆；该核反应堆输出功率仅为0.5W。

1954年，苏联建成了世界上第一座纯民用的奥布宁斯克原子能发电站，装机容量为5兆瓦。

1960年，美国制造8座输出达2 MW的携带型核子反应堆Alco PM-2A供应该国陆军在格陵兰的Camp Century计划使用 。

1972年，法国工人们在非洲加蓬的奥克洛（Oklo）地区发现了，输出达100kW的远达20亿年前天然核反应堆 。

核反应堆的组件

一般核电站的关键部分是：

核燃料

反应堆燃料棒

慢化剂

冷却剂

控制棒

压力容器

反应炉中心紧急冷却系统

反应堆保护系统

蒸汽发生器（沸水式反应堆中没有这个）

安全壳建筑

主泵

汽轮机

发电机

冷凝器

分类

核反应堆有几种不同的分类方法，以下提供这些分类方法的简介。

按核反应的类型分类

核裂变。所有的商业发电反应堆是基于核裂变。它们一般采用铀及其产物钚作为核燃料，虽然钍燃料循环也是可能的。

核聚变。核聚变发电是一个实验性的技术，一般用氢作为燃料。尽管不适于电力生产，范斯沃斯-赫希fusor用于产生中子辐射源。

按用途分类

按用途分类，可以分为：

发电

动力核反应堆

生产核反应堆（快中子增殖反应堆FBR）

其他供热用途

研究核反应堆（先进实验反应堆）

按慢化剂和冷却剂分类

按照反应堆慢化剂和冷却剂的不同，可以分为：

轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂。

重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂。

石墨气冷堆

石墨液冷堆

按照反应堆中中子的速度，可以分为：

热中子堆

快中子堆

按代分类

第一代反应堆（早期原型研究堆，非商业用反应堆，生产的电力一般用于展示）

第二代反应堆（目前大多数核电站，1965年至1996年，考虑到安全性正逐步退役）

第三代反应堆（现有设计的革命性改进，1996年至今）

第四代反应堆（技术仍在开发之中，要求更有效的利用核材料，未知的开始日期，可能是2030年）

术语“第四代”是美国能源部（DOE）戏称在2000年开发新的工厂类型 。在2003年，法国 原子能和替代能源委员会 （ 英语 ： Commissariat à l"énergie atomique et aux énergies alternatives ） （CEA）是第一个提到第二代类型在 核子学周 （ 英语 ： Nucleonics Week ） 期间 ; 一起使用第三代类型的第一个提出的也是在2000年，在推出的第四代国际论坛（GIF）计划期间。

其他反应堆

气冷反应堆（气冷快中子反应堆）

多用途高温气体反应堆

核燃料循环

核燃料循环( 英语： Nuclear fuel cycle )，指的是核燃料经过在使用过程中所经过的一系列不同的阶段。它主要包括前端步骤，其中有制造核燃料的过程、使用期间的各个步骤、以及后端步骤，其中有在核燃料使用完毕时或者核燃料再处理或者处理乏核燃料的过程。

核安全

核安全涉及采取措施防止核与辐射事故或限制其后果的行动。核电行业具有改善的安全性和反应堆的性能，并已提出了新的更安全的（但一般未经测试）反应堆设计，但也不能保证该反应堆将被正确的设计，建造和操作。

随着石油和煤炭资源日渐稀缺，以及为减缓空气污染、降低温室气体排放等课题，核能发电开始受到重视。例如，法国核能被认为是核能应用成功的故事。法国是应用核反应堆发电较为广泛的国家之一，法国依靠核能产生全国75%的电能。

但是同时，处理核能发电产生的放射性废物、高昂的建造及安全成本成为核能发展的障碍，而担忧切尔诺贝利事件和日本福岛第一核电站事故 再次发生则是最主要的心理及社会障碍 。

参见

核能

核安全

核动力

核反应

核子动力潜艇

国际热核聚变实验反应堆(ITER)

国家点火设施(NIF)

文德尔施泰因7-X(W-7X)

EAST融合反应装置

KSTAR融合反应装置

核燃料循环

参考文献

二十亿岁的核反应堆？[英]:Two Billion Year Old Nuclear Reactor?

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