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核反應堆（英語：nuclear reactor），又稱原子爐（英語：atomic reactor），是一種啟動、控制並維持核裂變或核聚變連鎖反應的裝置。相對於核武爆炸瞬間所發生的失控連鎖反應，在反應堆之中，核變的速率可以得到精確的控制，其能量能夠以較慢的速度向外釋放，供人們利用。自20世紀50年代以來，裂變反應堆的相關技術早已成熟，但對於聚變反應堆的開發至今仍處於探索階段。
 | 此條目翻譯品質不佳。 (2018年5月1日) |
核反應堆有許多用途，當前最重要的用途是產生熱能，用以代替其他燃料加熱水，產生蒸汽發電或驅動航空母艦等設施運轉。一些反應堆被用來生產為醫療和工業用途的同位素，或用於生產武器級鈈。一些反應堆運行僅用於研究。當前全部商業核反應堆都是基於核裂變的。今天，在世界各地的大約30個國家裏有被用於發電的大約450個核反應堆[1]。
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和傳統的熱電站利用燃燒化石燃料釋放熱能一樣，核電站是由受到控制的核裂變釋放的能量轉換為熱能，進而轉化為機械的和電子的能源形式。
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當一個原子數較高的核子（例如U-235或Pu-239）吸收一個中子，會形成一個激發態的核子，然後裂變為兩個或更多個輕核。釋放出動能，伽瑪射線和若干個中子，統稱為裂變產物。其中有些中子可能被下一個重核吸收，引發下一個裂變反應，釋放出更多的中子，依此類推。這個反應就是連鎖反應。
但是動量太高的中子不容易被重核吸收，需要慢化劑來減速中子。而太多中子會使反應過快失去控制，我們可以用一些對中子吸收截面較大的核素來吸收中子抑制連鎖反應。通過中子減速劑與吸收劑，來增加和降低反應速率以控制反應堆的輸出功率。
一般常用的中子慢化劑有輕水（即H2O）（世界上75％的反應堆用輕水做慢化劑），固體石墨（20％）（切爾諾貝爾電廠為著名的例子）和重水（即D2O）（5％）。在一些實驗堆中，甲烷和鈹也被用來做慢化劑。
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在反應堆裏，熱能主要有以下幾個來源：
- 反應碎片通過和周圍原子的碰撞，把自身的動能傳遞給周圍的原子。
- 裂變反應產生的伽瑪射線被反應堆吸收，轉化為熱能。
- 反應堆的一些材料在中子的照射下被活化，產生一些放射性的元素。這些元素的衰變能轉化為熱能。這種衰變熱會在反應堆關閉後仍然存在一段時間。
1千克235U完全裂變得到的熱能約等於3千噸煤燃燒所釋放的能量。
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在反應堆裏，一般用水做冷卻劑（輕水或重水），也有用氣體，融鹽或是熔態金屬的。冷卻劑通過泵浦在爐心裏循環流動，同時把通過裂變產生的熱傳遞出來。一般的反應堆的冷卻系統和熱機是分開的，例如壓水堆。也有的反應堆，蒸氣是由反應堆直接加熱得到的，例如沸水反應堆。
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反應堆的輸出功率，或者說反應率，是通過控制爐心內的中子密度和能量來控制的。
控制棒由熱、中子強吸收材料做成。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發連鎖反應。因此，把控制棒插入爐心，將會減慢反應速率，降低輸出功率。相反，將控制棒抽出，連鎖反應的速率將會增加，輸出功率也會增加。
在一些反應堆裏，冷卻劑同時也起慢化的作用。慢化劑通過和快中子的碰撞，吸收中子的能量，使快中子能量降低，成為熱中子。而熱中子引發核反應的截面更大些。因此慢化劑密度高，將會增加反應堆的功率輸出。而溫度高，冷卻劑的密度會降低，慢化作用降低，反應速率下降。另一些反應堆裏，冷卻劑會吸收中子，起到控制棒的作用。在這些反應堆裏，可以通過加熱冷卻劑來提高反應堆的功率。
反應堆都有自動和手動的系統來防止意外事件的發生，當出現意外事件時，將有大量的中子強吸收材料注入，使反應堆關閉。
反應堆的反應性（reactivity）用來衡量鏈式反應離臨界狀態有多遠，超臨界時反應性大於0，臨界時反應性等於0，次臨界時反應性小於0[2]。 以表示「核裂變反應產生的中子數」，表示「核裂變反應消耗的中子數」，則兩者之比為
而可由此計出：
考慮到臨界尚有瞬發與緩發之分，加以校正後，反應性大小可以元為單位表示。
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人類歷史上公認的第一個核反應堆是由恩里科·費米於1942年在芝加哥大學負責設計建造的芝加哥1號堆；該核反應堆輸出功率僅為0.5W。
1954年，蘇聯建成世界上第一座純民用的奧布寧斯克原子能發電站，裝機容量為5 MW。
1960年，美國製造8座輸出達2 MW的攜帶型核反應堆Alco PM-2A供應該國陸軍在格陵蘭的Camp Century計劃使用[3][4]。
1972年，法國工人們在非洲加蓬的奧克洛（Oklo）地區發現輸出達100kW的天然核反應堆，從大約20億年以前開始反應[5][6][7]。
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一般核電站的關鍵部分是：
核反應堆有幾種不同的分類方法，以下提供這些分類方法的簡介。
按用途分類，可以分為：
按照反應堆慢化劑和冷卻劑的不同，可以分為：
- 輕水反應堆（壓水反應爐、沸水反應爐）：輕水型反應爐使用相對分子質量為18的輕水作為慢化劑和冷卻劑。
- 重水反應堆：重水堆可按結構分為壓力槽式和壓力管式兩類。兩者都使用重水做慢化劑，但前者只能用重水做冷卻劑後者卻可用重水、輕水、氣體等物質做冷卻劑。
- 石墨氣冷反應堆
- 石墨液冷反應堆(壓力管石墨式漫化沸水反應堆)
按照反應堆中中子的速度，可以分為：
- 第一代反應堆（早期原型研究堆，非商業用反應堆，生產的電力一般用於展示）
- 第二代反應堆（目前大多數核電站，1965年至1996年，當初設計的使用年限為30-40年，現在有些考慮到安全性正逐步退役，有些延長再使用10-20年（預計使用50-60年）。像是在美國大約有75%正在運轉的反應堆延長20年使用期限(總共使用60年)。[8]） 依不同的設計主要可分為
- 壓水反應堆（PWR），美國研發
- 沸水反應堆（BWR），美國研發
- 加拿大重水鈾反應堆（CANDU），加拿大研發
- 進階版氣冷反應堆（AGR），英國研發
- 水-水高能反應堆（VVER），俄羅斯研發
- 壓力管式石墨慢化沸水反應堆（RBMK），俄羅斯研發
- 第三代反應堆（在設計上有大幅度的改進，像是燃料技術的改善，更有效率地應用熱能和安全系統的升級，像是使用被動核安全系統，在意外事故發生時利用重力冷卻爐心。1996年至今）
目前正在運轉的有
目前正在建造的有
- 第三代反應堆加強版（在安全系統和經濟效能上有革命性的突破。2017年在俄羅斯沃羅涅日州啟動的VVER-1200/392M為第一座運轉的第三代反應堆加強版。)
目前正在建造的有
- AP1000
- CAP1400
- 在土耳其建造的ATMEA1
- 在白俄羅斯建造的VVER-1200/491，一號機計劃2018年完工，二號機計劃2020年完工 （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）
- 第四代反應堆（目前尚在研發階段，主要訴求是更佳的安全性能，永續發展，效能提升和降低成本。）
主要有六款，三款使用慢中子產生熱能三款使用快中子產生熱能。都是使用核裂變產生熱能。
慢中子款的有
- 高溫氣冷堆（ Very high temperature reactor，VHTR）
- 超臨界水反應堆（Supercritical water reactor，SCWR）
- 熔鹽堆（Molten salt reactor, MSR）
快中子款的有
- 氣冷快中子反應堆（Gas-cooled fast reactor，GFR）
- 鈉冷快中子反應堆（Sodium-cooled Fast Reactor，SFR）
- 鉛冷快中子反應堆（Lead-cooled fast reactor，LFR）
術語「第四代」是美國能源部（DOE）戲稱在2000年開發新的工廠類型[9]。在2003年，法國原子能和替代能源委員會（CEA）是第一個提到第二代類型在核子學周期間[10]; 一起使用第三代類型的第一個提出的也是在2000年，在推出的第四代國際論壇（GIF）計劃期間。
核燃料循環(英語：Nuclear fuel cycle)，指的是核燃料經過在使用過程中所經過的一系列不同的階段。它主要包括前端步驟，其中有製造核燃料的過程、使用期間的各個步驟、以及後端步驟，其中有在核燃料使用完畢時或者核燃料再處理或者處理乏核燃料的過程。
核安全涉及採取措施防止核與輻射事故或限制其後果的行動。核電行業具有改善的安全性和反應堆的性能，並已提出了新的更安全的反應堆設計，但也不能保證該反應堆將被正確的設計，建造和操作。
隨着石油和煤炭資源日漸稀缺，以及為減緩空氣污染、降低溫室氣體排放等課題，核能發電開始受到重視。例如，法國核能被認為是核能應用成功的故事。法國是應用核反應堆發電最廣泛的國家，法國依靠核能產生全國75%的電能。
維基教科書中的相關電子教學：中華民國法律註解/核子反應器設施管制法
維基文庫中的相關原始文獻：核子反應器設施管制法
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