用途
工廠
β-衰變-內部結構模型圖組成
反應堆主要由以下幾部分組成
核燃料
反應堆又稱裂變材料。一般是濃縮鈾，即提高了235U成分的鈾，也可以用天然鈾，製成棒狀，排列在堆芯，體積超過臨界體積。反應堆內具有特定形狀和結構的核燃料稱為燃料元件。反應堆的核心部分稱為堆芯,又稱活性區。堆芯主要由燃料元件、慢化劑和一些結構部件組成，還需有冷卻劑流過堆芯。一般情況下在堆芯周圍設有反射層,把外逸的部分中子送回堆芯,以減少中子的損失。反射層以外是堆的殼體，再外面是禁止層。
燃料元件是堆芯的主要部件。大多數反應堆採用圓棒形燃料元件，也有用片形、圓管形、球形、六角管形等元件的。它主要由裂變材料晶片(或芯體)和包殼兩部分組成。裂變材料應具有良好的輻照和化學穩定性、高導熱係數和低膨脹係數（金屬、合金、氧化物或碳化物等形式都可以套用）。可以用天然鈾，也可以用濃縮鈾作裂變材料，用鈽作裂變材料時可以單獨使用，也可以同鈾混合使用。元件包殼起支撐結構作用，同時也用來防止裂變產物外逸污染冷卻劑迴路，並防止冷卻劑同裂變材料直接接觸發生腐蝕等不利的化學反應。包殼材料要求對中子有較小的吸收截面，足夠的機械強度，良好的熱導率，耐輻照，同裂變材料和冷卻劑在化學上能相容，價格低廉，易於加工。低溫小功率反應堆可以用鋁或其合金做元件包殼，核電站用反應堆一般用鋯合金做包殼,也有用不鏽鋼的，在溫度高達700℃以上的高溫氣冷堆中則用石墨做燃料包殼。
鈾－238和釷－232本身不易產生裂變。但它們吸收中子後能變成鈽－239和鈾－233等裂變材料，因此有人又稱之為次級裂變材料。在用鈾為燃料的反應堆內總有鈾－238存在，由它轉化而得的鈽－239，一部分在堆內被作為燃料消耗掉，另一部分留存在由堆內卸出的輻照後燃料中。將這種輻照後燃料加以化學處理(即後處理)，可以回收鈽－239。將釷－232加入燃料元件中放在反射層中，可以得到鈾－233。
減速劑
由於熱中子對235U的裂變截面較大，而裂變放出快中子，需要用減速劑將中子慢化，常用的減速劑是石墨或重水，快中子與它們作彈性碰撞，可很快減速成熱中子。
控制棒
插入堆芯能大量吸收中子，可使反應減慢或停止；反之，提出堆芯，反應則可加速進行。常用的控制棒是鎘棒或硼鋼棒，鎘或硼對慢中子有很大的俘獲截面。
冷卻劑
循環流過堆芯，從堆芯取出反應所產生的大量熱能，再通過二級熱交換器將熱能傳送到堆外供發電或作其他能源用，常用的冷卻劑有加壓的水或重水、氦或二氧化碳，或液態金屬鈉，它們具有較高的導熱性能
為了套用反應堆中產生的熱量，並且不使堆芯和反射層因受到高熱而損壞，就要用液體或氣體作為冷卻劑流經反應堆，把熱量引導出來，用以產生蒸氣去發電或作為動力，或用於其他方面。冷卻劑除應具有同慢化劑相似的性能（要求可以略低一些）外，還需要具有高導熱能力。常用的冷卻劑為普通水、重水、氦和二氧化碳，在快中子增殖堆中則用液態金屬鈉作冷卻劑。冷卻劑的用量很大，需要循環回收使用，即使用普通水作冷卻劑，由於對水質的要求很高並在中子照射下帶有放射性等原因，也需回收循環使用。因此,一般情況下,用水泵、風機和管道組成一個冷卻迴路，讓冷卻劑在其中循環流動，在一些用於發電的反應堆中，冷卻迴路被稱為一迴路。多數情況下在一迴路中沒有熱交換器而是把熱能傳給二迴路中的水，以產生蒸氣送去發電或作為動力。在某些反應堆中，慢化劑和冷卻劑用同一種材料。
反射層
一般情況下，堆芯周圍設有反射層，把外逸的中子反射回堆芯，以減少中子的損失。反射層外是堆的殼體，殼體外面是防止射線傷害人體的混凝土保護牆；反應堆內還設有其他控制系統，以保證安全和調整功率。
工作原理
裂變鏈式反應
解剖圖裂變反應堆自持的裂變反應叫做裂變鏈式反應。例如鈾-235的核吸收一個中子後發生裂變，又放出兩三個中子,除去消耗,至少還有一個中子能引起另一個鈾-235核發生裂變，使裂變自持地進行下去。核裂變鏈式反應的進行過程基本上是一個以中子為媒介的，裂變核素部分質量轉化為能量的過程。
在反應堆內產生核鏈式反應的物質稱為核燃料，又稱裂變材料。只有能大量獲得，且易吸收熱中子並引起裂變的核素才能作為核燃料。這種核素有鈾-235、鈾-233和鈽-239三種。只有鈾-235存在於天然鈾中，而鈾-233和鈽－239都要靠反應堆生產。
用反應堆產生核能，需要解決以下幾個問題：①為核裂變鏈式反應提供必要的條件，使鏈式反應持續進行，並能把反應中產生的能量取出來套用；②能控制鏈式反應，使其按工作需要進行；③避免核裂變鏈式反應所產生的中子或放射性物質危害工作人員和附近居民的身體健康。
在反應堆內，中子只有三種歸宿：引起裂變、被吸收或逸出堆外。要實現核鏈式反應，就必須設法減少後兩種損失。鈾－235是奇A核，結合能小，俘獲中子後形成的複合核裂變勢壘較低，任何能量的中子都可使它裂變,且對熱中子有很大的裂變截面;鈾－238是偶偶核,結合能較大，複合核裂變勢壘較高，只有能量超過1MeV的高能中子才能使它裂變，而且裂變截面不大。高能中子同鈾－238核的主要作用是非彈性散射,大部分裂變中子都通過非彈性散射降低能量,再在多次碰撞中被鈾－238核吸收，不能實現核鏈式反應。天然鈾的主要成分是鈾－238，而鈾－235僅占0.71％，要利用天然鈾實現核鏈式反應有兩種途徑：①用分離同位素的方法增加天然鈾中鈾－235的濃度，稱濃縮鈾或濃集鈾。這樣處理後,甚至用比較小的裝置也能實現核鏈式反應，這種反應堆中引起裂變反應的中子能量可以高一些，因此能建成快中子反應堆；②將天然鈾或低濃集鈾製成較細的棒，插在減速劑(通常用吸收中子截面較小的,如水、重水和石墨等輕物質)中,使核裂變放出的高能中子很快減速到熱能區，而鈾-235熱中子裂變截面比鈾-238的熱中子吸收截面要大200倍。這樣就有足夠數量的中子引起鈾－235核裂變,以彌補鈾－235含量較少的弱點。根據這種途徑建立的反應堆稱為熱中子堆。目前用於發電、供熱、提供動力和研究的反應堆大都是這類堆。
臨界狀態值
為了防止過多的中子在引起裂變前逸出反應堆，反應堆要足夠大，並具有足夠多的燃料。通常把反應堆中通過裂變等過程得到的中子數（即下一代中子數）同引起裂變的中子數（即上一代中子數）之比稱為中子增殖係數(用符號 k表示)。核鏈式反應的規模維持不變的狀態稱為臨界狀態，此時堆芯的體積和堆核心燃料的質量分別稱為臨界體積和臨界質量。堆芯的體積和核燃料的質量大於臨界值時中子增殖係數大於1,核鏈式反應的規模就越來越大，這種狀態稱為超臨界狀態；反之，堆芯的體積和核燃料的質量小於臨界值時中子增殖係數小於1，核鏈式反應的規模就越來越小,反應逐漸趨於停止，這種狀態稱為次臨界狀態。臨界值對判斷和控制裂變反應堆的運行狀態有重要意義。
控制
裂變反應堆通常稱反應堆中每代中子平均存在的時間為堆中子壽命。裂變過程中直接放出的中子占中子總數99％以上，在一般堆內壽命為 10-8～10-9s量級的中子,稱為瞬發中子；另外一部分不到1％的中子是一些裂變碎片核放出來的，這些核稱為緩發中子先驅核，它們以幾分之一秒到幾十秒的半衰期放出中子，這些中子稱為緩發中子。啟動反應堆，先要使堆進入超臨界狀態(即中子增殖係數大於1),堆內中子數才能開始按指數規律增長。中子增殖係數超過 1的部分稱為剩餘中子增殖係數。如堆內瞬發中子壽命為10-8s，剩餘中子增殖係數數值超過了緩發中子份額，例如為0.01，反應堆不依靠緩發中子就可以維持超臨界狀態，則其功率增長將難以控制。如果剩餘中子增殖係數小於緩發中子份額，反應堆要依靠緩發中子才能維持超臨界狀態，則由於決定於先驅核半衰期的緩發中子壽命較長，平均說來可使全堆中子壽命延長兩個量級以上，堆內中子數就會以緩慢的速度增長，也就可能對它加以控制了。所以，控制反應堆的關鍵在於保持剩餘中子增殖係數不大於緩發中子份額。在用鈾－235作燃料的反應堆中,緩發中子份額約為 0.007。在反應堆的控制中經常不用剩餘中子增殖係數而用反應性這個概念，常用符號ρ表示，其定義為ρ＝由定義可見，在中子增殖係數k接近於1時，剩餘中子增殖係數同反應性的數值是很接近的。
為了實現對反應堆的控制，主要方法是向堆內增加或減少能強烈吸收中子的材料來改變堆的反應性。硼、鉿、鎘及其化合物都可以用作控制材料，通常把它們做成棒狀或片狀套用，稱為控制棒。控制材料也可以用液體形式，例如，把硼酸水溶液加到用作慢化劑和冷卻劑的水中，就可以起控制作用，但這一方法只能在反應性變化較慢的條件下套用。中子增殖係數不僅同中子在堆內的生成和吸收有關，還同中子由堆內往外的泄漏有關。因此，在用液體作為慢化劑或冷卻劑和反射層的堆中，調節液態反射層水位，從而改變中子的泄漏份額也可以用作控制反應堆的方法。
控制棒可以分為安全棒、補償棒和調節棒三種。安全棒的作用是當反應堆發生意外或事故時，它可以依靠重力或彈簧裝置迅速進入堆芯使反應堆停閉，從而保證安全；補償棒用來補償堆內反應性的緩慢變化；調節棒的作用在於用以調整反應堆的功率，使之達到並維持給定水平。對控制材料的要求是，吸收中子的能力強，熱穩定性和輻照穩定性好，同冷卻劑的相容性好，有一定機械強度並易於加工製造。
禁止
反應堆運行過程中產生大量中子，同時裂變產物具有極強的放射性。為使反應堆的操作人員身體健康不受各种放射線的傷害，反應堆的外部設有很厚的禁止層。快中子有很強的穿透力，慢中子比較容易被一般材料吸收，用一定的慢化材料把快中子慢化下來，著重對慢中子禁止，就實現了中子禁止。γ射線也具有強穿透力，要用含有重元素的材料才能有效地禁止γ射線。鉛對γ射線的禁止性能很好，但價格較貴，不能廣泛使用。一般是用混凝土中加入鐵礦石或用較厚的混凝土層作禁止層。禁止層的厚度決定於反應堆的功率，有時達3～4m以上。
安全
反應堆的安全主要是指臨界安全和放射性劑量安全。這都是人們普遍關心的問題。
臨界安全
工廠遠景反應堆和核子彈都用核裂變鏈式反應為工作原理，但二者的設計思想卻根本不同。反應堆即使在發生嚴重的失控超臨界事故時，也不會形成嚴重的爆炸。從50年代後期起，美國曾建造過幾座實驗性反應堆，有意識地做這方面的試驗，一直做到反應堆因失控超臨界而損壞為止，證明了上述結論。儘管如此，失控超臨界事故總要造成嚴重的損失，必須加以防止。為了使反應堆能在相當長的一段時間內得以連續運行，裝料時裝入的燃料量要比臨界質量大很多。此時堆的剩餘中子增殖係數可能比緩發中子份額大出十幾、二十倍甚至更多，稱為後備反應性，這些反應性可用在堆芯內加入大量控制棒和在冷卻水中加硼酸等方法補償掉。反應堆運行過程中可能因一些偶然事件而使後備反應性釋放出來（例如堆芯內的控制棒可能因操作失誤而提出堆外），而造成超臨界事故。
為了避免超臨界事故，除在堆上裝設多種監督信號系統和事故保護系統外，在反應堆的設計中還要採取各種預防措施。其中很重要的一條是把堆設計得具有負溫度效應。負溫度效應指的是堆的溫度上升時反應性減小。這樣，如果某種因素引起堆的反應性上升，堆的功率上升，溫度也就隨之上升，造成反應性下降，形成負反饋，這樣就提高了反應堆的安全性。另一種安全措施是，任何一根控制棒所補償的反應性都不設計得過分大。這樣，萬一對某一根控制棒的操作發生失誤，也不致形成嚴重事故。40多年來，在反應堆的設計和運行方面已經積累了足夠多的經驗，只要認真對待，臨界安全是完全可以保證的。
放射性劑量安全
放為了保證安全，還要有發生事故時的對策。採取措施，防止堆內大量產生的放射性泄漏出來傷人就是對策之一，這種措施應把事故的後果限制到最小程度。禁止層是防止中子和γ射線直接從堆芯穿透出來傷人的措施，但是堆芯內的放射性還可能傳到別處去，因此必需採取其他的措施。為此，一般反應堆設有三道屏障，第一道屏障是燃料元件的晶片和包殼，堆內的放射性絕大多數來自核燃料裂變碎片核及其衰變產物，這些裂變產物98％以上停留在元件芯體中，剩下的則被包殼擋住，不能外逸，由於堆內元件數目成千上萬，運行幾年以後可能有少量元件包殼破損，這時由破損元件逸出到迴路中去的放射性物質數量並不很大。第二道屏障是反應堆的一迴路，它是包括壓力殼在內的密封系統，做得很堅固，一般情況下不會讓放射性核素漏到外面來。第三道屏障是由預應力鋼筋混凝土或鋼製成的安全殼，它將堆本體和整個一迴路密封出來，萬一前兩道屏障失靈，它仍能保證周圍居民的劑量安全。
實踐證明，反應堆發生重大事故導致人身傷亡的幾率遠小於自然災害和汽車飛機失事等人為災害。只要有嚴密的安全措施和設計施工中的審核檢查辦法，嚴格的操作規程和安全管理制度以及經常的劑量監督，核電站並不會比其他的電站更不安全；對環境的污染甚至可以低於火力發電站。
