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    1. 核反應堆及其組成

    核反應堆是一個能維持和控制核裂變鏈式反應，從而實現核能—熱能轉換的裝置。核反應堆是核電廠的心臟，核裂變鏈式反應在其中進行。

    1942年美國芝加哥大學建成了世界上第一座自持的鏈式反應裝置，從此開辟了核能利用的新紀元。

    反應堆由堆芯、冷卻系統、慢化系統、反射層、控制與保護系統、屏蔽系統、輻射監測系統等組成。

    堆芯中的燃料：反應堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂變材料。自然界天然存在的易于裂變的材料只有Ｕ-235，它在天然鈾中的含量僅有0.711％，另外兩種同位素Ｕ-238和Ｕ-234各占99.238％和0.0058％，后兩種均不易裂變。

    另外，還有兩種利用反應堆或加速器生產出來的裂變材料Ｕ-233和Pu-239。

    用這些裂變材料制成金屬、金屬合金、氧化物、碳化物等形式作為反應堆的燃料。

    燃料包殼：為了防止裂變產物逸出，一般燃料都需用包殼包起來，包殼材料有鋁、鋯合金和不銹鋼等。

    控制與保護系統中的控制棒和安全棒：為了控制鏈式反應的速率在一個預定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，稱之為控制棒和安全棒。控制棒用來補償燃料消耗和調節反應速率；安全棒用來快速停止鏈式反應。吸收體材料一般是硼、碳化硼、鎘、銀銦鎘等。 冷卻系統中的冷卻劑：為了將裂變的熱導出來，反應堆必須有冷卻劑，常用的冷卻劑有輕水、重水、氦和液態金屬鈉等。

    慢化系統中的慢化劑：由于慢速中子更易引起鈾-235裂變，而中子裂變出來則是快速中子，所以有些反應堆中要放入能使中子速度減慢的材料，就叫慢化劑，一般慢化劑有水、重水、石墨等。

    反射層：反射層設在活性區四周，它可以是重水、輕水、鈹、石墨或其它材料。它能把活性區內逃出的中子反射回去，減少中子的泄漏量。

    屏蔽系統：反應堆周圍設屏蔽層，減弱中子及γ劑量。

    輻射監測系統：該系統能監測并及早發現放射性泄漏情況。

    2. 反應堆的結構形式和分類

    反應堆的結構形式是千姿百態的，它根據燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊的設計需要等因素可建造成各類型結構形式的反應堆。 目前世界上有大小反應堆上千座，其分類也是多種多樣。按能普分有由熱能中子和快速中子引起裂變的熱堆和快堆；按冷卻劑分有輕水堆，即普通水堆（又分為壓水堆和沸水堆）、重水堆、氣冷堆和鈉冷堆。按用途分有：（1）研究試驗堆：是用來研究中子特性，利用中子對物理學、生物學、輻照防護學以及材料學等方面進行研究；（2）生產堆，主要是生產新的易裂變的材料鈾-233、钚-239；（3）動力堆，利用核裂變所產生的熱能廣泛用于艦船的推進動力和核能發電。反應堆分類情況見下表。

    3. 研究實驗反應堆

    是指用作實驗研究工具的反應堆，它不包括為研究發展特定堆型而建造的、本身就是研究對象的反應堆，如原型堆，零功率堆，各種模式堆等。研究實驗堆的實驗研究領域很廣泛，包括堆物理，堆工程、生物、化學、物理、醫學等，同時，還可生產各種放射性同位素和培訓反應堆科學技術人員。研究實驗堆種類很多，例如：游泳池式研究實驗堆：在這種堆中水既作為慢化劑、反射層和冷卻劑，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池狀的長圓形而得其名。

    罐式研究實驗堆：由于較高的工作溫度和較大的冷卻劑流量只有在加壓系統中才能實現，因此，必須采取加壓罐式結構。

    重水研究實驗堆：重水的中子吸收截面小，允許采用天然鈾燃料，它的特點是臨界質量較大，中子通量密度較低。如果要減小臨界質量和獲得高中子通量密度，就用濃縮鈾來代替天然鈾。

    此外，還有固體慢化劑研究實驗堆、均勻型研究實驗堆、快中子實驗堆等。

    4. 生產堆

    主要用于生產易裂變材料或其他材料，或用來進行工業規模輻照。生產堆包括產钚堆，產氚堆和產钚產氚兩用堆、同位素生產堆及大規模輻照堆，如果不是特別指明，通常所說的生產堆是指產钚堆。 該堆結構簡單，生產堆中的燃料元件既是燃料又是生產钚-239的原料。中子來源于用天然鈾制作的元件中的Ｕ-235。Ｕ-235裂變中子產額為2—3個。除維持裂變反應所需的中子外，余下的中子被Ｕ-238吸收，即可轉換成Pu-239，平均燒掉一個Ｕ-235原子可獲得0.8個钚原子。也可以用生產堆生產熱核燃料氚。用重水型生產堆生產氚要比用石墨生產堆產氚高7倍。

     5. 動力反應堆

    世界上動力反應堆可分為潛艇動力堆和商用發電反應堆。核潛艇通常用壓水堆做為其動力裝置。商用規模的核電站用的反應堆主要有壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆和快堆等。