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中子的能量不同，他們與原子核相互作用的機率方式也就不同。在反應堆物理分析中，通常按中子能量的大小把他們分成以下三類：
（1）快中子（E>0.1MeV）；
（2）中能中子（1eV<E<0.1MeV）；
（3）熱中子（E<1eV）。
概括地講，在反應堆內中子與原子核的相互作用方式主要有：勢散射，直接相互作用和複合核的形成。
核燃料
核燃料（nuclear fuel），可在核反應堆中通過核裂變或核聚變產生實用核能的材料。重核的裂變和輕核的聚變是獲得實用鈾棒核能的兩種主要方式。鈾235、鈾238和鈽239是能發生核裂變的核燃料，又稱裂變核燃料。其中鈾235存在於自然界，而鈾233、鈽239則是釷232和鈾238吸收中子後分別形成的人工核素。從廣義上說，釷232和鈾238也是核燃料。氘和氚是能發生核聚變的核燃料，又稱聚變核燃料。氘存在於自然界，氚是鋰6吸收中子後形成的人工核素。核燃料在核反應堆中“燃燒”時產生的能量遠大於化石燃料，1千克鈾235完全裂變時產生的能量約相當於2500噸煤。
增殖堆
增殖堆（Breeder reactor）是轉化比大於1的反應堆。增殖堆能夠產生比它消耗的更多的裂變材料。增殖堆因其中子的有效利用率高，使用可增殖材料鈾238或釷232，產生更多的易裂變材料。最初增殖堆因其燃料利用率比輕水堆高而備受關注。20世紀60年代以後，更多鈾資源的被發現，同時，新的鈾濃縮方法降低了燃料成本，增殖堆的吸引力有所減少。
理論上，天然鈾中的鈾238可全部轉變成鈽239。普遍使用的一次通過式輕水堆只能僅利用不到1%的地下鈾資源，而增殖堆可將利用率提高100倍以上。增殖堆的高燃料利用率大大減少了對地儲燃料供應的擔憂。
自20世紀90年代開始，核廢物成為人類擔憂的對象。廣義來說，乏燃料主要由兩部分組成。一是裂變產物，這些裂變產物都比鈾輕；二是超鈾元素（比鈾重的元素），這些超鈾元素是鈾以及其他更重的元素吸收中子但未進行裂變產生的。所有超鈾元素在周期表里都屬於錒系元素。
裂變產物的物理性質與超鈾元素有很大不同。特別的尤其是，裂變產物自身不會發生裂變，因此不能用於核武器。而且，只有7中種長壽命的裂變產物的半衰期大於100年，這使得裂變產物的地質儲存貯存或處置比超鈾元素來說容易一些。
隨著人類對核廢物的關注不斷提高，增殖燃料循環也再次引起關注，這是因為增殖堆能夠減少錒系廢物，特別是鈽和次錒系元素。增殖堆的設計能夠使錒系元素廢物像燃料一樣裂變，這樣就將錒系元素轉變為更多的裂變產物。
輕水堆的乏燃料在移除之後，要經過複雜的衰變。裂變產物的半衰期比超鈾元素的半衰期不在一個數量級，如果乏燃料中還剩餘有超鈾元素，1000~100000年之後乏燃料中的主要放射性大部分都是由超鈾元素產生的。因此，移除廢物中的超鈾元素能夠大大降低乏燃料中的長期放射性。
如今的商用輕水堆可增殖出一些新的裂變材料，大部分是增殖出鈽。由於商用堆並沒有設計為增殖堆，所以商用堆不能將足夠的鈾238轉化為鈽來替代消耗的鈾235.儘管如此，商用堆里有三分之一的功率是來自於燃料中產生的鈽的裂變。在這種鈽消耗的基礎上，輕水堆只消耗產生的一部分鈽和次錒系元素，產生非裂變的鈽同位素，以及大量的氣態次錒系元素。經過後處理，用作混合氧化燃料的反應堆級鈽通常在輕水堆中只循環一次，有限地減小了長期廢物放射性廢物。
轉換比和增殖比
增殖堆的一個重要參數是“轉化比”（平均每個裂變原子生成的易裂變原子數）。轉化比是新生成的易裂變材料與消耗的易裂變材料的比。例如，低富集鈾輕水堆的轉化比大約為0.6。使用天然鈾的壓重水堆（PHWR）的轉化比約為0.8。
增殖堆的轉化比大於1。過去增值殖堆的發展主要集中在提高增值殖比，從希平港反應堆的1.01到俄羅斯BN-350的超過1.2。液態鈉冷增值殖堆的理論模型表明，增殖比至少可達到1.8。
熱中子增殖原理
Th—U-233熱中子增殖堆的燃料元件系由裂變核素U-233和純Th按一定比例均勻混和以某種化學形態 (例如氧化 物) 組成。在堆啟動之後, 核裂變燃料U-233將不斷按功率的要求產生裂變釋放核能, 同時在堆芯中產生一定強度的中子通量Φ。 這些裂變中子經過慢化與非裂變核素Th-232相作用，被俘獲而導致新的U233的產生，同時與裂變燃料U-233相互作用, 使它持續產生裂變。通過控制系統 (如控制棒、硼水等) 的作用, 調節中子通量的大小以實現堆在穩定的功率下運行。中子通量(n/s·cm亦可用單位體積的中子密度n和其速度u的乘積nu=Φ表達。由於不同的堆型有不同的中子能譜，而各種核素和中子相互作用的反應截面值與中子能量密切相關，因此在不了解堆的中子能譜的情況下要進行嚴格的堆中各核素和中子相互作用的計算是不可能的。在此情況下，假定Th-232熱中子增殖堆(以下簡稱為Th一U增殖堆)是一個有著充分慢化和良好冷卻的反應堆。這樣，可以用熱中子的各參數進行計算，看看是否能獲得帶有規律性的東西，以歸納出此類堆的物理特性。釷和中子相互作用包括俘獲中子而成Th-233、產生裂變或產生(n，2n）反應。但對於熱中子，後兩種的作用截面極小可以忽略不計。這樣，釷受熱中子通量輻照其第一代子體幾乎全部是Th233.Th233為不穩定核素，它以22.3min血的半衰期β衰變為Pa233，同時，Th-233亦有很大的中子總反應截面(σ=1400 × 10cm)，但由於Th-233半衰期很短，中子俘獲作用只有熱中子通量特大的情況(如¢~10n/cm·s)才能產生有影響的作用。在通常¢~10的情況下，俘獲作用可以不計。這樣，在中子的連續輻照的作用下，釷的第二代子體只有Pa-233。Pa-233是一種半衰期為27.0d的β衰變核素，它的子體為U-233，它的中子反應截面很小，因此雖然它的半衰期比Th-233長，吸收中子生成新核素量Pa-233的產額仍然很小，可以略去不計。由此得出釷在中子作用下，其第三代子體為U-233，U-233為a衰變的核素，半衰期長達1.6× 10a，因此由衰變而產生的消耗可以忽略。最主要的裂變產物是U-234。這樣，釷在中子輻照下的第四代子體有裂變產物和U-234兩個分支。它們還將和中子相互作用而產生各種新的核素。只有U-234的不斷積累將影響U-233的純度，應作必要的追蹤。後續產物的產額已是十分微小了。
任意形狀均勻熱中子增殖系統的幾何曲率
在可裂變物質的加工、處理、運輸和貯存過程中會發生臨界安全(或稱為核安全）問題，也 就是在什麼條件下發生意料之外的超臨界事件。由於這類事件後果的嚴重性，若過分地追求 臨界安全又會在經濟上帶來巨大的浪費，因此仔細地硏究臨界條件是有重要實際意義的。
在實際工作中，經常會遇到可裂變物質的水溶液。由於中子在水中慢化，這類物質組成了 均勻熱中子增殖系統。本文著重硏究的是這類系統，幷且限於不帶反射層的情況.盛有溶液 的薄壁容器是這種情況的典型代表。但是本文的方法和結論中有些部分可以推廣到有反射層 情況或快中子系統去。
熱中子增殖
熱中子增殖均勻熱中子增殖系統的臨界條件是它的幾何曲率 與由該系統的組成成分所決定的材料曲率 相等。對於該類系統的一個任意的系統，總可以找到具有一定增殖性能的物質（它可能實際上幷不存在），用它來代替系統中原有物質以後，系統就達到臨界。這個直觀上成立 的看法可以反過來這樣說：任何這類系統都存在著一個幾何曲率，它等於能使新系統達到臨界的物質的材料曲率。因此，對於一定物質組成的系統，其臨界條件決定於該系統的幾何曲率。
熱中子增殖 熱中子增殖均勻熱中子增殖系統的幾何曲率沒有一般的解析表達式。對於任意形狀的系統，當沒有 的解析式時，只能設法求得它的近似解，甚至是 所滿足的不等式.在臨界安全問題中，即使是近似解或者是不等式，往往也能給出極有意義的結果。
熱中子增殖 熱中子增殖 熱中子增殖 熱中子增殖 熱中子增殖在文獻[1]中討論了中子通量Φ（r）在表面上為零的邊界條件下系統的 ,實際上所討論的是單個不帶凹面的物體。硏究了二種估計 下限的方法：一種是等體積法，主要根據是等體積球的 必定小於任意其他形狀的 ;另一種是外包體法，即能夠包含另一個物體的物體， 必定具有比被包含的物體小的 。二種方法都給出符合臨界安全原則的偏安全的估計値。
兩個假設本文把這二種方法進一步推廣為二個基本假設。我們將硏究任意邊界條件的情形，系統或物體可以帶有凹面，系統內各物體間可以有相互作用。因此，從物體表面一點飛出的中子仍然有可能飛回物體或進入相鄰物體中。
套用
由於天然核材料的性質不同，只有釷燃料的熱增殖堆被認為具有經濟性，因為釷燃料循環中不產生超鈾元素。
先進重水堆是少數全尺寸規模釷堆中的一種。印度正在開發這種技術，因為印度有大量的釷資源。世界釷資源將近三分之一在印度，而印度的鈾資源卻很少。
希平港核電廠希平港核電站是一個輕水釷增殖堆，1977年開始運行。它使用二氧化釷和氧化鈾（鈾233）作燃料球。初始時，燃料球中鈾233的含量為種子區5-6%、轉換區1.5-3%，反射區為0。堆芯功率為236MWt，電功率為 60MWe，最終產生21億度電。5年之後，移除堆芯，發現堆芯內可裂變材料比安裝時增加了1.4%，說明由釷增殖了燃料。
液體氟化釷堆（LFTR）也是一種釷熱增殖堆。液體氟化堆因固有安全性、不需要製造燃料棒、液態燃料後處理可能更簡單，具有更加吸引人的誘人的前景。這種堆型最初於20世紀60年代是在橡樹嶺國家實驗室在20世紀60年代的熔鹽堆實驗中開發的。2012年之後，該技術在世界範圍內再次成為熱點。日本、中國、英國以及美國、捷克和澳大利亞的多家公司表示想研發這項技術並實現商業化。
