核反應堆：又稱為原子能反應堆或反應堆，是裝配了核燃料以實現可控制裂變鏈式反應的裝置。
英文：nuclear reactor
類型
根據用途，核反應堆可以分為以下幾種類型： ①
原子能反應堆原理核反應堆 nuclear reactor 核電站中進行可控自持鏈式裂變反應以產生熱能的裝置。裂變反應堆利用可裂變的重元素（如鈾-235、鈾-233和鈽-239），在中子的作用下，形成可控自持鏈式裂變反應，釋放能量。典型的反應方程式如下：
核子(含中子 ,質子)-內部結構模型圖世界上第一座裂變反應堆於1942年12月 2日在芝加哥大學達到臨界。那是一座以天然鈾為燃料、石墨為慢化劑的實驗性反應堆。第一座原型生產堆於1943年11月建成並投入運行。1954年6月27日,蘇聯建成世界上第一座核電站,採用天然鈾石墨慢化壓力管式水冷反應堆,電功率為5000千瓦。1961年7月,美國建成世界上第一座商用壓水堆核電站，電功率為28.5萬千瓦（初期設計值）。到80年代，裂變反應堆已成為世界上最重要的替代能源。
用途
核反應堆按用途可分為：艦船推進、發電、供熱的動力堆，生產裂變材料鈽或氚的生產堆，做材料和燃料輻照試驗用的試驗堆等；按結構可分為：均勻堆、半均勻堆、非均勻堆、固體燃料堆、液體燃料堆、游泳池式堆、殼式加壓型反應堆、壓力管式加壓型反應堆等；按中心能譜可分為：熱中子堆、快中子堆、中能中子堆和譜移堆;按冷卻劑可以分為:輕水堆、重水堆、壓水（重水）堆、沸水（重水）堆、氣冷堆、液態金屬冷卻堆等；按慢化劑可分為：輕水堆、重水堆、石墨堆等；按燃料增殖性可分為：增殖堆和非增殖堆。核電站套用最普遍的是壓水堆。
（1）活性區。這是進行鏈式反應的地方，其中放有核燃料和中子減速劑。核燃料是指產生鏈式反應的裂變物質。反應堆中用的有天然鈾、濃縮鈾（鈾235的含量比天然鈾中的多）、鈽和鈾233等。減速劑是用來降低中子速度的物質，因為裂變釋放出的中子速度很大，而容易使鈾235裂變的是速度較小的中子（熱中子）。理想的減速劑是不吸收或很少吸收中子的物質。如重水（D2O，重氫和氧的化合物）、石墨、氧化鈹等。對於濃縮鈾燃料也可以用普通水做減速劑。
在活性區中一般是把核燃料做成棒狀或塊狀插入減速劑中，也有把核燃料和減速劑均勻混合在一起的。
（2）中子反射層。用來阻擋中於飛出活性區，以減少中子的損失，一般用石墨或氧化鈹。
（3）控制調節系統。鏈式反應的速度很快，大約每秒鐘可產生1千代中子，如果不加以控制，在極短的時間內釋放巨大的能量使鈾爆炸，這就是核子彈。因此控制調節系統是反應堆中很關鍵的部分，用它來控制鏈式反應的速度，調節反應堆的功率，使反應堆開始或停止工作等。
調控系統主要是由吸收中子很強的物質鎘或硼製成的控制棒和相應的自動控制系統組成。當反應強烈時，反應堆中的控制棒將插入的深一些，使被吸收的中子增多，因而鏈式反應減慢；反之，將控制棒從活性區向外拉出一些，反應速度將加快。
（4）冷卻系統。反應堆中核裂變釋放出的能量絕大部分轉換為熱能。堆中的溫度是很高的，通常利用普通水、重水、液態金屬鋼等做冷卻劑，將堆中的熱量輸送出來，再通過熱交換裝置把水變成高壓高溫的蒸汽，用來推動汽輪機發電。另一方面，冷卻下來的冷卻劑又壓回堆中繼續使用，它是在一個封閉的循環系統中流動著。
（5）保護層。原子核裂變時不僅放出中子，裂變後的產物還要放出大量的β射線和γ射線。為了防止這些射線對人體的危害，反應堆外層應築有很厚的混凝土保護層。
組成
裂變反應堆系統的一般組成是：核燃料元件、控制棒及其驅動機構、慢化
原子能反應堆原理核燃料
在反應堆中受中子作用產生核裂變反應並釋放中子和熱量的一種材料。作為燃料“燒掉”的是 3種可裂變核素鈾-233、鈾-235和鈽-239中的一種或其混合物。直到80年代，廣泛使用的核燃料是鈾。天然鈾中含鈾-235隻有0.71％，需通過擴散、離心、雷射等方法將天然鈾中的鈾-235和鈾-238分離，提供鈾-235含量比天然鈾比例更高的濃縮的鈾燃料。另兩種可裂變核素是在反應堆中人工生產的。核燃料的套用形式有作為固體燃料的純金屬、合金、化合物（特別是鈉的氧化物和碳化物）以及作為液體燃料的水溶液、液態金屬溶液和懸浮物。對固體燃料來說，為了包容裂變產物和防止核燃料的氧化和腐蝕，採用金屬或石墨包殼將燃料包覆起來。這種燃料稱為芯體。一組用合金包覆的燃料元件（形式可為棒狀、片狀和環狀）可裝配成組件，元件之間的定位部件稱為定位架。目前運行的壓水堆、沸水堆、重水堆都採用這種燃料組件。用石墨包覆的核燃料顆粒與石墨混合，壓製成球形或稜柱形燃料元件，可用於高溫氣冷堆。鋯與金屬鈾的合金經氫化，形成鈾氫鋯元件，用不鏽鋼管包覆，可作為一種特殊試驗堆（TRCA，實際是半均勻堆）的燃料元件。
慢化劑
核燃料裂變反應釋放的中子為快中子，而在熱中子或中能中子反應堆中要套用慢化中子維持鏈式反應，慢化劑就是用來將快中子能量減少，使之慢化成為中子或中能中子的物質。選擇慢化劑要考慮許多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和儘可能低的中子俘獲截面；其次是價格、機械特性和輻照敏感性。有時慢化劑兼作冷卻劑，既使不是，在設計中兩者也是緊密相關的。套用最多的固體慢化劑是石墨，其優點是具有良好的慢化性能和機械加工性能，小的中子俘獲截面和價廉。石墨是迄今發現的可以採用天然鈾為燃料的兩種慢化劑之一；另一種是重水。其他種類慢化劑則必須使用濃縮的核燃料。從核特性看，重水是更好的慢化劑，並且因其是液體，可兼做冷卻劑，主要缺點是價格較貴，系統設計需有嚴格的密封要求。輕水是套用最廣泛的慢化劑，雖然它的慢化性能不如重水，但價格便宜。重水和輕水有共同的缺點,即產生輻照分解,出現氫、氧的積累和複合。
控制棒
在反應堆中起補償和調節中子反應性以及緊急停堆的作用。製作控制棒的材料其熱中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料（如鉿、鏑等）在吸收中子後產生的新同位素仍具有大的熱中子吸收截面，因而使用壽命很長。核電站常用的控制棒材料有硼鋼、銀-銦-鎘合金等。其中含硼材料因資源豐富、價格低，套用較廣，但它容易產生輻照脆化和尺寸變化（腫脹）。銀-銦-鎘合金熱中子吸收截面大，是輕水堆的主要控制材料。
壓水堆中採用棒束控制，控制材料製成棒狀，每個棒束由24根控制棒組成，均勻分布在17×17的燃料組件間。核電站通過專門驅動機構調節控制棒插入燃料組件的深度，以控制反應堆的反應性，緊急情況下則利用控制棒停堆（這時，控制棒材料大量吸收熱中子，使自持鏈式反應無法維持而中止）。
冷卻劑
由主循環泵驅動，在一迴路中循環，從堆心帶走熱量並傳給二迴路中的工質，使蒸汽發生器產生高溫高壓蒸汽，以驅動汽輪發電機發電。冷卻劑是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一種反應堆成分，這就要求冷卻劑必需在高溫和高中子通量場中工作是穩定的。此外，大多數適合的流體以及它們含有的雜質在中子輻照下將具有放射性，因此冷卻劑要用耐輻照的材料包容起來，用具有良好射線阻擋能力的材料進行禁止。
理想的冷卻劑應具有優良慢化劑核特性，有較大的傳熱係數和熱容量、抗氧化以及不會產生很高的放射性。液態鈉(主要用於快中子堆)和鈉鉀合金（主要用於空間動力堆）具有大的熱容量和良好的傳熱性能。輕水在價格、處理、抗氧化和活化方面都有優點，但是它的熱特性不好。重水是好的冷卻劑和慢化劑，但價格昂貴。氣體冷卻劑（如二氧化碳、氦）具有許多優點，但要求比液體冷卻劑更高的循環泵功率，系統密封性要求也較高。有機冷卻劑較突出的優點是在堆內的激活活性較低，這是因為全部有機冷卻劑的中子俘獲截面較低，主要缺點是輻照分解率較大。套用最普遍的壓水堆核電站用輕水作冷卻劑兼慢化劑。
禁止
為防護中子、γ射線和熱輻射，必須在反應堆和大多數輔助設備周圍設定禁止層。其設計要力求造價便宜並節省空間。
對γ射線屏蔽，通常選擇鋼、鉛、普通混凝土和重混凝土。鋼的強度最好，但價格較高；鉛的優點是密度高，因此鉛禁止厚度較小；混凝土比金屬便宜，但密度較小，因而禁止層厚度比其他的都大。
來自反應堆的γ射線強度很高，被禁止體吸收後會發熱，因此緊靠反應堆的γ射線禁止層中常設有冷卻水管。某些反應堆堆心和壓力殼之間設有熱禁止，以減少中子引起壓力殼的輻照損傷和射線引起壓力殼發熱。
中子禁止需用有較大中子俘獲截面元素的材料，通常含硼,有時是濃縮的硼-10。有些禁止材料俘獲中子後放射出γ射線，因此在中子禁止外要有一層γ射線禁止。通常設計最外層禁止時應將輻射減到人類允許劑量水平以下，常稱為生物禁止。核電站反應堆最外層禁止一般選用普通混凝土或重混凝土。
原理
核反應堆是核電站的心臟，它的工作原理是這樣的：
原子由原子核與核外電子組成。原子核由質子與中子組成。當鈾—235的原子核受到外來中子轟擊時，一個原子核會吸收一個中子分裂成兩個質量較小的原子核，同時放出2—3箇中子。這裂變產生的中子又去轟擊另外的鈾—235原子核，引起新的裂變。如此持續進行就是裂變的鏈式反應。鏈式反應產生大量熱能。用循環水(或其他物質)帶走熱量才能避免反應堆因過熱燒毀。導出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動氣輪機發電。由此可知，核反應堆最基本的組成是裂變原子核＋熱載體。但是只有這兩項是不能工作的。因為，高速中子會大量飛散，這就需要使中子減速增加與原子核碰撞的機會；核反應堆要依人的意願決定工作狀態，這就要有控制設施；鈾及裂變產物都有強放射性，會對人造成傷害，因此必須有可靠的防護措施。綜上所述，核反應堆的合理結構應該是：核燃料＋慢化劑＋熱載體＋控制設施＋防護裝置。
還需要說明的是，鈾礦石不能直接做核燃料。鈾礦石要經過精選、碾碎、酸浸、濃縮等程式，製成有一定鈾含量、一定幾何形狀的鈾棒才能參與反應堆工作。
材料
核反應堆內用以產生可控核裂變鏈式反應並保證安全運行的各類材料。除核燃料外,還包括冷卻劑、慢化劑、反射層材料、結構材料、控制材料及禁止材料等（見圖）。這些材料一般在高溫、腐蝕介質和輻照等特殊條件下工作，因此對它們的物理、化學和力學性能有嚴格的要求。
核燃料核反應堆內可以實現自持核裂變鏈式反應的、包含易裂變核素(235U、239Pu、233U)的材料,它們在熱中子作用下能進行裂變。其中235U是天然的易裂變核素；239Pu和233U分別由238U和232Th俘獲中子而製得。238U和232Th稱為可轉換核素。鈾（包括233U、235U、238U）是目前普遍使用的核燃料。鈽(239Pu)在快中子堆中與238U組合可以有效地實現核燃料增殖，因而成為著重研究的核燃料之一。
慢化劑和反射層材料 慢化劑用於熱中子反應堆內，使裂變產生的快中子減速為熱中子，從而提高裂變反應的幾率。慢化劑要求對中子有高的散射截面和低的吸收截面，多為含有氫（氘）、碳和鈹等輕元素的材料。除水和重水外，石墨是最常用的慢化劑。石墨化程度高而各向同性的石墨，具有較好的輻照穩定性。此外，石墨也是重要的高溫結構材料。鈹的慢化能力比石墨好，用它作慢化劑可以縮小堆芯的尺寸。但鈹有劇毒，價格昂貴，使用受到限制。這些慢化劑也都可用作反射層材料。反射層可以減少中子漏失，使儘可能多的中子參與裂變反應。
冷卻劑 又稱載熱劑。其作用在於將反應堆內因核裂變產生的熱量導出堆外，在均勻堆中還兼作流體燃料的載體。冷卻劑必須具有良好的傳熱性和流動性。由於它流經堆芯,因此還要求具有較低的中子吸收截面、較好的輻照穩定性和化學穩定性以及對其他材料較低的腐蝕性。常用的冷卻劑除CO2、He等氣體以及水和重水外,還有液態金屬。這種金屬具有熱導率高和蒸氣壓低的特點。鈉是快中子堆中使用的冷卻劑。鈉的熔點較低（98℃），熱導率很高，但有一定的腐蝕性，能使迴路管道因質量遷移而堵塞。鈉吸收中子後會產生強放射性的24Na。此外，鈉很活潑，遇水即爆炸，在設計熱交換器時應特別注意。某些有機材料和熔鹽亦可用作冷卻劑。但有機物在輻照下很容易分解，現已很少使用。熔鹽（如氟鹽）因為輻照穩定性和化學穩定性都很好，可作為流體燃料的載體，正在進行研究。
結構材料 包括燃料包殼、堆芯構件、反應堆容器、熱交換器和主迴路管道等所用的材料。其中，對包殼材料的性能要求最嚴。熱中子堆的包殼材料一般使用鋁合金、鎂合金和鋯合金等；而快中子堆包殼材料的取材範圍要寬得多。
鋁合金和鎂合金是較早使用的結構材料，但它們的熔點較低，只能用於低溫。鋯合金在高溫下強度比鋁合金、鎂合金好,在高溫純水中的耐腐蝕性接近不鏽鋼,而其中子吸收截面卻只有不鏽鋼的1/15，因此成為目前水冷動力堆中廣泛使用的結構材料。一般多採用抗水腐蝕性能較好的Zr-2和Zr-4合金，它們可以適應高溫和深度燃耗的條件。
奧氏體不鏽鋼在高溫下的強度和抗腐蝕性能都很好，且價格比較便宜，也用作燃料元件包殼和其他結構材料。低合金鋼和碳鋼普遍用於製作核反應堆壓力容器等。為了防止冷卻劑的腐蝕，可在容器內壁襯以不鏽鋼覆面。此外，可作結構材料的還有鎳、鈦、鈮、釩等合金。
控制材料和禁止材料 常用的控制材料有硼、鎘、鉿和某些稀土元素(如釓)。硼不僅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量範圍較寬。一般以碳化硼或硼鋼作為控制材料。鎘的熱中子吸收截面比硼高，但是對超熱中子的吸收截面小，一般製成銀銦鎘合金用於水冷堆。鉿不僅對熱中子和超熱中子都有高的吸收截面，而且是長壽命的中子吸收體，特別適於水冷堆。但鉿非常稀缺、昂貴，因而使用受到限制。
禁止材料必須能夠衰減γ射線，使快中子減速而被吸收。它可由某些含有重元素（如鉛）、輕元素（如水中的氫）以及中子吸收劑（如硼）的材料組成。加有重晶石或鐵礦石的混凝土也是常用的禁止材料。
各種類型的核反應堆所用的材料見表。
參考書目
（日）三島良績編著，張鳳林、郭豐守譯：《核燃料工藝學》，原子能出版社，北京,1981。（三島良績編著：《核燃料工學》，同文書院，東京，1972。）
