核反应堆
啓動、控制並維持核裂變或核聚變鏈式反應的裝置 来自维基百科，自由的百科全书
核反应堆（英语：nuclear reactor），又称原子炉（英语：atomic reactor），是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变鏈式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。自20世纪50年代以来，裂变反应堆的相关技术早已成熟，但对于聚变反应堆的开发至今仍处于探索阶段。
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核反应堆有许多用途，当前最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料加热水，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。一些反应堆被用来生产为医疗和工业用途的同位素，或用于生产武器级钚。一些反应堆运行仅用于研究。当前全部商业核反应堆都是基于核裂变的。今天，在世界各地的大约30个国家里有被用于发电的大约450个核反应堆[1]。
工作原理
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。
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H2O）（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D2O）（5％）。在一些实验堆中，甲烷和铍也被用来做慢化剂。
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235U完全裂变得到的热能约等于3千吨煤燃烧所释放的能量。
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，蒸气是由反应堆直接加热得到的，例如沸水反应堆。
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。如果有很多的中子被控制棒吸收，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。
反应堆的反应性（reactivity）用来衡量链式反应离临界状态有多远，超临界时反应性大于0，临界时反应性等于0，次临界时反应性小于0[2]。 以表示“核裂变反应产生的中子数”，表示“核裂变反应消耗的中子数”，则两者之比为
而可由此计出：
考虑到临界尚有瞬发与缓发之分，加以校正后，反应性大小可以元为单位表示。
早期核反应堆
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 MW。
1960年，美国制造8座输出达2 MW的携带型核反应堆Alco PM-2A供应该国陆军在格陵兰的Camp Century计划使用[3][4]。
1972年，法国工人们在非洲加蓬的奥克洛（Oklo）地区发现输出达100kW的天然核反应堆，从大约20亿年以前开始反应[5][6][7]。
核反应堆的组件
一般核电站的关键部分是：
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。
按用途分类，可以分为：
按照反应堆慢化剂和冷却剂的不同，可以分为：
- 轻水反应堆（压水反应炉、沸水反应炉）：轻水型反应炉使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂。
- 重水反应堆：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。
- 石墨气冷反应堆
- 石墨液冷反应堆(压力管石墨式漫化沸水反应堆)
按照反应堆中中子的速度，可以分为：
- 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，当初设计的使用年限为30-40年，现在有些考虑到安全性正逐步退役，有些延长再使用10-20年（预计使用50-60年）。像是在美国大约有75%正在运转的反应堆延长20年使用期限(总共使用60年)。[8]） 依不同的设计主要可分为
- 压水反应堆（PWR），美国研发
- 沸水反应堆（BWR），美国研发
- 加拿大重水铀反应堆（CANDU），加拿大研发
- 进阶版气冷反应堆（AGR），英国研发
- 水-水高能反应堆（VVER），俄罗斯研发
- 压力管式石墨慢化沸水反应堆（RBMK），俄罗斯研发
- 第三代反应堆（在设计上有大幅度的改进，像是燃料技术的改善，更有效率地应用热能和安全系统的升级，像是使用被动核安全系统，在意外事故发生时利用重力冷却堆芯。1996年至今）
目前正在运转的有
目前正在建造的有
- 第三代反应堆加强版（在安全系统和经济效能上有革命性的突破。2017年在俄罗斯沃罗涅日州启动的VVER-1200/392M为第一座运转的第三代反应堆加强版。)
目前正在建造的有
- AP1000
- CAP1400
- 在土耳其建造的ATMEA1
- 在白俄罗斯建造的VVER-1200/491，一号机计划2018年完工，二号机计划2020年完工 （页面存档备份，存于互联网档案馆）
- 第四代反应堆（目前尚在研发阶段，主要诉求是更佳的安全性能，永续发展，效能提升和降低成本。）
主要有六款，三款使用慢中子产生热能三款使用快中子产生热能。都是使用核裂变产生热能。
慢中子款的有
- 高温气冷堆（ Very high temperature reactor，VHTR）
- 超临界水反应堆（Supercritical water reactor，SCWR）
- 熔盐堆（Molten salt reactor, MSR）
快中子款的有
- 气冷快中子反应堆（Gas-cooled fast reactor，GFR）
- 钠冷快中子反应堆（Sodium-cooled Fast Reactor，SFR）
- 铅冷快中子反应堆（Lead-cooled fast reactor，LFR）
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[9]。在2003年，法国原子能和替代能源委员会（CEA）是第一个提到第二代类型在核子学周期间[10]; 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。
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最广泛的国家，法国依靠核能产生全国75%的电能。
参见
维基教科书中的相关电子教程：中华民国法律注解/核子反应器设施管制法
维基文库中的相关原始文献：核子反应器设施管制法
注释
参考文献
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