核反应堆（英语：nuclear reactor），是一种通过控制核裂变链式反应将核能转化为 热能 的装置，其堆芯燃料采用铀-235等可裂变材料。 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。 核反应堆可用于发电和核动力，来自核裂变的热量被传递到工作流体（水或气体），而工作流体又通过蒸汽轮机，它们要么驱动船舶的螺旋桨，要么转动发电机的轴。核电产生的蒸汽原则上可用于工业过程加热或区域供热，一些反应堆用于生产医疗和工业用同位素，或用于生产武器级钚[bù]。
核反应堆由堆芯、 冷却剂 、慢化剂、反射层、控制与保护系统、 反应堆压力容器 、屏蔽系统和辐射监测系统等组成。 按反应堆的发展来划分，可将核反应堆分为四代。 第一代为 原型堆 ，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代为技术成熟的商业堆，目前在运的 核电站 绝大部分属于二代堆；第三代为符合URD或EUR文件要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代反应堆强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段。 根据燃料形式、 冷却剂 种类、 中子 能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。 国际原子能机构 （IAEA）确定了六种重点研发堆型分别为： 水冷 反应堆、气冷反应堆、快堆、 熔盐 反应堆、小型模块化反应堆。
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。 2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、 加拿大 、巴西、韩国和 阿根廷 等十个国家联合组成了“第四代国际 核能 论坛”（GIF），并于2001年7月签署合约共同合作研究开发第四代核能技术。 截至2023年，30个国家的400多座此类反应堆提供了全世界约11％的电力。
工作原理
核电站 的心脏是核反应堆，核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能 热能 转换的装置。在核反应堆中，将 中子 减速为热中子使其更容易集中 核燃料 的 原子核 引起裂变的，物质称为慢化剂，或减速剂，将核裂变产生的热量带出反应堆的介质称为 冷却剂 ，或载热剂。
核裂变
核裂变是一个原子核分裂成两个或多个更小的原子核并释放能量的一种 核反应 。例如，当一个 -235原子核被一个中子撞击时，分裂成两个更小的原子核，如一个 原子核、一个 原子核和两个或三个中子。这些额外的中子将撞击周围其他铀-235 原子 ，这些铀-235原子也将以倍增效应分裂并产生额外的中子，从而在瞬间产生链式反应。
为了控制这种链式反应，需要慢化系统来减速 中子 ，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。 每次反应发生时，都有热和辐射形式的能量释放。释放的热可以在 核电站 被转化为电，如同煤、天然气和石油等化石燃料产生的热被用于发电那样。
热能产生
反应堆 堆芯以多种方式产生热量：当这些 原子核 与附近的原子碰撞时，裂变产物的动能会转化为热能反应堆吸收裂变过程中产生的一些伽马 射线 ，并将其能量转化为热量。
热量是由裂变产物和被 中子吸收 激活的材料的放射性 衰变 产生的。即使在反应堆关闭后，这种衰变热源也会持续一段时间。
冷却
核反应堆 冷却剂 （通常是水，但有时是气体或液态金属（如液态钠或铅）或 熔盐 ）通过反应堆堆芯循环以吸收其产生的热量。 热量从 反应器 中带走，然后用于产生蒸汽。大多数反应堆系统采用冷却系统，该系统与将要煮沸的水物理分离，为涡轮机产生加压蒸汽，如 压水反应堆 。 然而，在一些反应堆中，汽轮机的水直接由 反应堆堆芯 煮沸;例如沸水反应堆。
反应堆控制
经常用的控制材料有镉 银合金和金属铪，含硼的 不锈钢 或者硼玻璃，这些材料可以做成棒状，必要时在核 反应堆 内上下移动。 控制棒 主要是在需要快速调节功率 和起 停堆时使用，停堆时把它插进核反应堆里去，启动堆时把它提出来。还有一种控制材料是 硼酸 ，可以放进冷却水里。所以，当需要使功率变化时，可以把硼酸加进 核反应 堆里，通过调节硼酸浓度，起到调整控制 中子 密度从而控制核反应 速率 和堆功率的作用。
发电
裂变过程中释放的能量会产生热量，其中一些可以转化为可用的能量。 每次反应发生时，都有热和辐射形式的能量释放。释放的热可以在 核电站 被转化为电，如同煤、天然气和石油等化石燃料产生的热被用于发电那样。 利用这种 热能 的一种常用方法是用它来煮沸水以产生加压蒸汽，然后驱动蒸汽轮机转动交流 发电机 并发电。
寿命
核电站 的平均寿命通常设计在 30 到 40 年之间。一些人认为，如果维护和管理得当，核电站可以运行长达80年或更长时间。然而，一些重要部件，特别是 反应堆 容器和混凝土结构，由于 中子 脆化和磨损而出现裂缝和裂缝时无法更换，从而限制了核电站的寿命。
相关原理
链式反应相关
一个铀-235核内部有92个 质子 和143个中子，是一种 放射性元素 。自然界中还有两种常见的铀-235的 同位素 ，它们分别是：铀-234和铀-238，但是这两种同位素基本只是吸收中子，不会参与裂变反应。铀-235的裂变反应主要由中子轰击诱发。当一个中子快速轰击铀-235的 原子核 时，原本的铀-235会分裂产生另外两个元素、2-3个中子，以及200MeV左右的能量。而生成的这2-3个 中子 又会继续轰击其它铀-235，继而引发更多的裂变，这就是链式反应。
中子产生器相关
核反应 堆是一种稳定的连续 中子源 ，其中子来源是核裂变过程释放的中子，中子束通量由核反应功率决定，通常使用铀235作为 核燃料 ，每次核裂变可以产生1个有效中子，释放大量热量。由于散热条通量件的限制，反应堆的中子通量在上世纪就达到饱和，由于需要通量更高、 波段 更宽的中子源，于是便发展了散裂中子源。
要用中子做 探针 ，必须有一个适当的中子源。最早使用的是 放射性同位素 中子源，但强度较低，寿命有限。20世纪用于 中子 核物理 研究的主要中子源，是用低能 粒子加速器 产生的带电粒子束轰击靶而产生的中子，其能量单一、脉冲性好，但中子产生效率较低。反应堆 中子源 中子通量高，应用最为广泛，但由于反应堆散热技术的限制，使其最大中子通量受到限制。散裂中子源的出现则突破了反应堆中子源中子通量的极限。
当高能量粒子如高能 质子 轰击重 原子核 时，一些中子被“剥离”，或被轰击出来，这个过程称为散裂。与裂变反应相比，散裂反应释放的能量较低，但它可以将一个原子核打成几块，这个过程中会产生 中子 、质子、 介子 、中微子等，有利于开展 核物理 前沿课题研究和应用研究，且次生中子还会与临近的靶核作用而产生中子——即核外级联，一个质子在打靶后大概可以产生20到30个中子，这是散裂 中子源 的基本条件。
散裂中子源是由 加速器 加速到GeV能量的质子轰击重金属靶而产生中子的 大科学 装置，是加速器基脉冲中子源。通过 原子 的核内级联和核外级联等复杂的 核反应 ,每个高能 质子 能产生20-40个中子，每产生一个中子释放的热量仅为反应堆的约四分之一。
散裂中子源与反应堆中子源各具特色，是相互补充的研究手段。散裂 中子 源的特点是在较小的体积内可产生较高的脉冲中子通量，能提供的中子能谱更加宽广，大大扩展了中子科学研究的范围；它具有高脉冲通量和优越的脉冲时间结构，低本底，且不使用 核燃料 ，只产生极少量活化产物等独特优点。随着强流 加速器 技术的发展，百千瓦到兆瓦级束流功率的散裂 中子源 成为国际公认的新一代高通量、宽 波段 、高效安全的中子源。
反应堆的历史发展
早期的研究
奈辛（G.Ising）于1924年，维德罗（E.Wideroe）于1928年分别发明了用 漂移 管上加高频电压原理建成的 直线加速器 ，由于受当时高频技术的限制，这种加速器只能将钾离子加速到50keV，实用意义不大。但在此原理的启发下， 美国 实验物理学家 欧内斯特·劳伦斯 （E.O. Lawrence ）1932年建成了 回旋加速器 ，并用它产生了人工 放射性同位素 ，为此1939年 诺贝尔物理学奖 被授予 欧内斯特·奥兰多·劳伦斯 ，以表彰回旋加速器的发明和发展以及用它获得的结果，特别是在人造 放射性元素 方面。这是 加速器 发展史上获此殊荣的第一人。
1932年，美国科学家柯克罗夫特（ J.D. Cockcroft）和 爱尔兰 科学家 欧内斯特·沃尔顿 （E.T.S.Walton）建造成世界上第一台直流加速器——命名为柯克罗夫特-沃尔顿直流高压加速器，以能量为0.4MeV的 质子 束轰击锂靶，得到α 粒子和氦的 核反应 实验，这是历史上第一次用人工加速粒子实现的核反应。1951年 诺贝尔物理学奖 联合授予约翰·道格拉斯·考克罗夫特爵士和 欧内斯特·沃尔顿 ，以表彰他们在人工加速 原子 粒子嬗变 原子核 方面的开创性工作。
1933年美国科学家凡德 格拉夫 (R.J. Van de Graaff)发明了使用另一种产生高压方法的高压加速器——命名为凡德格拉夫静电加速器。
1938年， 德国 人 奥托·哈恩 （Otto Hahn）和休特洛斯（Hutros）二人成功地使 中子 和铀原子发生了碰撞。这项实验有着非常重大的意义，它不仅使铀原子简单地发生了分裂，而且裂变后总的质量减少，同时放出能量。尤其重要的是铀 原子 裂变时，除裂变碎片之外还射出2至3个中子，这个中子又可以引起下一个铀原子的裂变，从而发生连锁反应。
1939年1月，用中子引起铀 原子核 裂变的消息传到美国 哥伦比亚大学 恩利克·费米（Enrico Fermi）的耳朵里，他一听到这个消息，马上就直观地设想了原子 反应堆 的可能性，开始为它的实现而努力。 恩里科·费米 组织了一支研究队伍，对建立原子反应堆问题进行彻底的研究。
1942年12月2日 曼哈顿计划 期间， 费米 的研究组人员全体集合在美国 芝加哥大学 Stagger Field 的一个巨大石墨型反应堆前面。这时由费米发出信号，紧接着从那座埋没在 石墨 之间的7吨铀燃料构成的巨大反应堆里， 控制棒 缓慢地被拔了出来，随着 计数 器发出了咔嚓咔嚓的响声，到控制棒上升到一定程度，计数器的声音响成了一片，这说明连锁反应开始了。这是人类第一次释放并控制了 原子能 的时刻，这个反应堆被命名为“ 芝加哥 一号堆"（ Chicago Pile-1）。
第一代核反应堆
一代堆主要在20世纪50至60年代期间开发的 原型堆 和动力堆，也是从那时候开始，核电首次投入商业(民用)。 而且由于是直接从军用部署到商用，因此附加安全设计很少，仅有的一些显然为军民两用。总体上，一代堆没有(能动或非能动)专用安全装置。
第二代核反应堆
二代堆的投运，主要始于20世纪60年代末。今天运行的 反应堆 ，绝大多数是在上世纪60年代中期到本世纪初建设的。二代堆设计使用寿命一般为40年。一代堆与二代堆最大的不同，二代堆专门设计了能动安全装置，而且原则上仅供民用。
在第二代核电技术高速发展期，平均17天就有一座 核电站 投入运行，主要原因是在当时 石油危机 的背景下，人们普遍看好核电。美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。 美国 成批建造了500至1100兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家； 苏联 建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型压水堆； 日本 和 法国 引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了20多倍。
1979年美国 三里岛核电站 事故和1986年苏联 切尔诺贝利核事故 催生了第二代改进型核电站，其主要特点是增设了 氢气 控制系统、安全壳泄压装置等，安全性能得到显著提升。此前建设的所有 核电站 均为一代改进堆或二代堆，如 日本福岛 第一核电站的部分机组 反应堆 。中国目前运行的核电站大多为第二代改进型。
第三代核反应堆
上世纪90年代，为了解决三里岛和 切尔诺贝利核电站 的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关， 美国 和 欧洲 先后出台了“先进 轻水 堆用户要求”文件，即URD文件（utility requirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即EUR文件（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代 核反应 堆。
第四代核反应堆
第四代 核能 系统的发展目标是增强能源的 可持续性 ， 核电站 的经济竞争性、安全和可靠性，以及防扩散和外部侵犯能力。第四代核能系统国际论坛（GIF）推荐的6种典型四代堆型分别为气冷快堆（GFR）、铅冷快堆（LFR）、钠冷快堆（SFR）、 熔盐堆 （ MSR ）、超临界 水冷 堆（SCWR）和超高温 气冷堆 （VHTR）。
2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、 英国 、 瑞士 、 南非 、 日本 、 法国 、 加拿大 、巴西、 韩国 和 阿根廷 等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温 气冷堆 ，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。
2011年，面向国家能源安全与可持续发展的战略需求， 中国科学院 启动了战略性先导科技专项“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”，依托中国科学院体系化、建制化优势，成功组建并培育了国际一流的钍基熔盐堆专业研发团队。2017年11月，实验堆选址 武威市 民勤县 。2024年10月完成世界上首次熔盐堆加钍，在国际上率先建成独具特色的熔盐堆和钍铀燃料循环研究平台。
2025年11月1日，中国科学院宣布，由 中国科学院上海应用物理研究所 牵头建成的2兆瓦液态燃料钍基熔盐实验堆，已首次实现钍铀核燃料转换，并在国际上首次获取钍入熔盐堆运行后实验数据。截至当日，该实验堆已成为唯一运行并实现钍燃料入堆的熔盐堆，其初步证明了熔盐堆核能系统利用钍资源的技术可行性，进一步巩固了中国在国际熔盐堆研究领域的引领地位。这是钍基熔盐堆研发进程中的重要里程碑，为中国未来钍资源的规模化开发利用、发展第四代先进核能系统提供核心技术支撑与可行方案。
当地时间2025年12月18日，美国白宫发表声明称，特朗普当日签署了一项行政命令，为“美国优先”的太空政策制定了愿景，以确保美国在太空探索、安全和商业领域“引领世界”。该命令指示美国在月球和轨道上部署核反应堆。
反应堆的组成
核反应堆的堆芯由 核燃料 组件和 控制棒 组件组成， 核反应 堆里除了堆芯，还有 冷却剂 、慢化剂、反射层、 压力容器 、控制与保护系统、屏蔽系统和辐射监测系统等。 其中屏蔽系统包括反应堆保护系统和安全壳。
堆芯
反应堆的心脏是堆芯，由核燃料组件和控制棒组件组成，燃料组件中的燃料不是煤、石油、天然气等常规燃料，而是易裂变材料组成，易裂变材料包括自然界天然存在的铀-235，还有两种人造的易裂变材料铀-233和钚-239。
反应堆 的燃料是可裂变材料，自然界天然存在的易于裂变的材料只有Ｕ-235，它在 天然铀 中的含量仅有0.711％，另外两种 同位素 Ｕ-238和Ｕ-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。
冷却系统
冷却系统中含有 冷却剂 ，可以将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有 轻水 、 重水 、氦和液态金属钠等。
慢化系统
慢化剂处于慢化系统中，由于慢速 中子 更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、 石墨 等。
反射层
反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、 石墨 或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。
控制与保护系统
控制棒和安全棒在控制与保护系统中起关键作用。为了控制链式反应的 速率 在一个预定的水平上，需要用吸收体来吸收中子辅助控制反应堆，吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等，由这些材料做成的吸收棒被称为控制棒和安全棒。在实际的控制与保护系统中控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。
反应堆压力容器
反应堆压力容器是 核电站 的主设备之一，是保证反应堆安全运行的 安全屏障 。 反应堆 压力容器是安置 核反应 堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳，是 压水堆核电站 中的 关键设备 ，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点，而且是不可更换的设备，必须保证其在 核电站 40年寿命期内绝对安全可靠。
反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使 核燃料 的裂变反应限制在一个密封的空间内进行，它和一回路管道共同组成高压 冷却剂 的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。 反应堆压力容器 分为钢和预应力混凝土两类。钢 压力容器 可用于各种类型的核反应堆， 预应力混凝土压力容器 成功地用于 气冷堆 ，正在探索用于其他类型的 核反应 堆。
屏蔽系统
屏蔽系统中的屏蔽层被设在反应堆周围，用于减弱 中子 及γ剂量。屏蔽系统包括反应堆保护系统和安全壳。
反应堆保护系统
反应堆保护系统（ RPS ）是 核电站 中的一组 核安全 和安保组件，旨在安全关闭反应堆并防止放射性物质的释放。系统可以自动“跳闸”（启动加扰），也可以作员跳闸。当参数达到或超过极限设定值时，会发生跳闸。RPS的跳闸导致所有 控制棒 的完全插入（在 压水反应堆 中通过重力或在沸水反应堆中高速喷射）并关闭反应堆。
核反应 堆安全壳
核电站 反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳就是最后一道核 安全屏障 ，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，安全壳也是反应堆厂房的围护结构，能保护反应堆设备系统免受地震、 龙卷风 及其他飞射物的冲击、 飞机失事 冲撞或化工厂爆炸等偶然影响。目前国际上建造的 压水堆 核电站 安全壳的形式主要有预应力混凝土安全壳和 钢结构 安全壳两类。 除安全壳外， 反应堆压力容器 也是 压水堆核电站 中的 关键设备 ，而且是不可更换的设备，必须保证其绝对安全可靠。
核反应 堆安全壳是一个高大的钢筋混凝土构筑物，壁厚近1米，内表面加有6毫米厚的钢板，是构成 压水反应堆 最外围的建筑，包容了核蒸汽供应系统的大部分系统。安全壳可承受设计事故压力即使发生包括堆芯熔化在内的严重 核事故 ，也可以依靠坚固的安全壳有效防止放射性物质外泄，避免对环境和公众造成影响。三哩岛事故之所以没有造成像 切尔诺贝利核事故 那样严重的社会影响和后果，就是因为三哩岛事故依靠坚固的安全壳，在堆芯熔化的情况下有效防止了放射性物质外泄，而 切尔诺贝利核电站 则缺少这一层防护，这充分体现了安全壳的重要作用。
辐射监测系统
该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。 监测反应堆用 探测器 常被称为“ 核反应 堆之眼”，其工作原理是通过测量堆芯、堆外的 中子 注量率水平实现对反应堆核功率的监测，因此，堆用探测器的质量和稳定性对于反应堆的平稳运行至关重要。该标准适用于核反应堆堆外核测系统中使用的中子正比 计数 管、裂变 电离室 、涂硼电离室，也适用于核反应堆堆芯测量系统中使用的移动式微型裂变电离室。 所有运行 核电站 均建立了大气辐射环境实时监测系统，对设施周边大气辐射环境全天候实时监控。
反应堆分类
国际原子能机构 （IAEA）已提出第四代先进核能系统的发展计划，并确定了六种 重点研发堆型 ，这些 核反应 堆分别为： 水冷 堆、 气冷堆 、快堆、 熔盐 反应堆、小型模块化反应堆等。
反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、 冷却剂 种类、 中子 能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。
重点研发堆型
水冷反应堆
自 中核集团 建立以来水冷反应堆在商用核工业中发挥了重要作用，目前占全世界所有在运民用反应堆的95％以上。另外，大部分正在开发建设的 核反应 堆都是 水冷 堆。水冷反应堆（WCR）一直是20世纪核工业的基石。目前在运的442座反应堆中，96％是水冷堆。这些电厂中的多数最初被许可运行40年，但通过知识的进步，现在这些电厂的寿期已被延长到60年，还有可能运行更长的时间。可以预计，水冷堆在21世纪将继续发挥重要作用。
轻水反应堆 （LWR）是世界上最常见的水冷堆，分为两种类型： 压水反应堆 （PWR），它在单独的蒸汽发生器中产生汽轮机使用的蒸汽；沸水反应堆（BWR），它直接在堆芯中产生蒸汽轮机中使用的蒸汽。所有轻水堆都需要富含易裂变 同位素 U-235的燃料。 重水 反应堆（HWR）使用“富集”水，其分子中的氢 原子 含有超过99％ ，氘是氢的一种较重同位素。这种重水被用作慢化剂，提高了整体的 中子 经济，允许使用不需富集的燃料。
虽然目前许多先进 水冷 堆正在建设并可供部署，但水冷堆仍在进行安全、建造和经济方面的技术创新。当今先进水冷堆设计中的安全系统具有非能动特性，不依赖电力、贮存的水量更大，在发生诸如全厂较长时间断电等计划外工况时能够有数天而不是几小时的应对时间。为了提高电厂 热效率 和经济性，正在进行超临界水反应堆（SCWR）的研究和开发。超临界水存在于超出其临界点的温度和压力下，其液态和气态无法区分。这种水通常用于先进的煤炭、石油和天然气发电厂。预计超临界水堆电厂的效率将比传统 水冷 堆高1.3倍左右。
气冷反应堆
气冷反应堆目前占全球商运反应堆总数的约3％。其中一部分 二氧化碳 气冷堆 将在2020年左右被淘汰。一些国家对使用 氦气 作为 冷却剂 的高温气冷堆（HTGR）正在进行开发。此类反应堆燃料利用率 高的 同时，产生的额外 热能 也可用于制氢和低温应用，如 海水淡化 和区域供暖。
各国目前认为小型模块化高温气冷堆的设计的固有安全性更高，将来在这种技术普及后，就能实现高效发电和 热电联产 应用，服务于高温气冷堆工艺供热的广大市场。
商用气冷反应堆目前仅在 英国 使用。国际上对开发高温气冷反应堆的兴趣正在不断增加，因为它们可以提供高效且具有成本效益的电力并产生也可用于各种工业生产。包括中国、 印度 尼西亚、 日本 、 哈萨克斯坦 、 韩国 、 俄罗斯 、 南非 、 美国 在内的 成员国 和 欧盟 正在进行高温 气冷堆 研究和开发项目。
快堆
自1960年快堆诞生以来，世界各国对快堆的兴趣一直在增加，因为它们可以提供高效、安全和可持续的能源。快堆的闭式燃料循环可以支持核电作为世界未来能源结构的一部分进行长期发展，并减少核废物的负担。
核电作为世界未来能源结构的一部分，其长期发展需要拥有闭式燃料循环的快堆技术。与热堆相比，快中子能谱允许快堆大幅增加 天然铀 的能量产出。这种燃料的高利用率可以使核电计划延续数千年，并在核废物管理方面提供重大改进。正是由于这些原因，快堆在几个国家已经有数十年的发展，主要是用作增殖堆，近年来也用作高放废物 燃烧器 。
目前，许多国家正在开发钠冷快堆、铅/铅铋冷却快堆和气冷快堆等多种类型的快堆。此外， 熔盐 快堆概念也被视为长期选择。
熔盐反应堆
最初在20世纪50年代开发的熔盐反应堆具有较高效率和产生较少废物的优点。一些设计不需要 固体酒精 ，从而消除了进行燃料制造和处理的需要。近年来，对这种技术的兴趣日益增加，促进了新的开发活动。在一些国家，熔盐反应堆（MSR）被视为有前景的先进反应堆技术，因其具有多种优点。 熔盐堆 在较高温度下运行，因而提高了发电效率。另外，较低运行压力可以减少由事故导致的大破口和 冷却剂 丧失的风险，从而提高反应堆的安全性。
熔盐 堆产生的高放废物也较少，它们的设计不需要固体燃料，因此不需要进行燃料制造和处理。这类反应堆适合多种 核燃料循环 （如铀-钚循环和 -铀循环），因而可以扩大燃料资源。它们也可以被设计成核废物“ 燃烧器 ”或增殖堆。熔盐堆产生的高温热可用于发电和其他高温工艺热应用。
熔盐堆技术的开发工作在许多国家正在增加，这些研究可追溯到20世纪60年代由 橡树岭国家实验室 开展的熔盐实验堆。目前的研究和开发工作集中在解决材料相关问题、评定安全特性、开发堆芯设计方法和评价经济模型。
小型模块化反应堆
全球对中小型或模块化反应堆的关注度不断增长，因为它们能够满足更广泛用户和应用的灵活发电需求，并取代老化的化石燃料发电厂。它们还通过固有和非能动安全特性提高了安全性能，并提供更好的前期 资本成本 承受能力，适用于 热电联产 和非电力应用。此外，它们为基础设施欠发达的偏远地区提供了选择，还提供了将 核能 和 可再生能源 等 替代能源 结合起来的协同混合能源系统的可能性。
许多国家正把重点放在小型模块堆的开发上，小型模块堆被定义为每个模块发电量不超过300兆瓦（电）的先进反应堆。这些反应堆具有先进专设特性，可以单一或多模块电厂形式进行部署，并且设计成在工厂内建造，根据需求运输到公用设施进行安装。全球有80多个小型模块堆设计和概念。其中大多数处于不同的开发阶段，有些声称近期可部署。 阿根廷 、中国和 俄罗斯 目前有四个处于后期建设阶段的小型模块堆，一些现有和新晋核能国家正在进行小型模块堆的研究和开发。
核反应类型分类
若按 核反应 的形式分类，可分为裂变反应堆、聚变反应堆和裂变聚变混合堆。与传统的裂变反应堆相比，聚变反应堆曾被认为是可解决人类能源问题的良药：它不会产生具有漫长 衰变 期的核废料，也无需水之外的其他燃料。但聚变反应堆也有自己的短板： 反应堆堆芯 庞大，可自持续的聚变反应需要3300立方米的堆芯才行，这比目前在 法国 建设的世界上最先进的 核聚变 项目ITER的堆芯体积还要大三倍。
混合堆是一个可供选择的堆型，聚变堆为了获得有益的能量输出，要求聚变产生的能量，远大于为创造实现聚变的条件而消耗的能量。混合堆只要求聚变产生的能量与消耗的能量差不多 相等 ，因此混合堆比纯聚变堆更容易实现。
动力类型分类
在 核电站 中，动力堆主要有轻水堆、 重水 堆、 快中子增殖堆 。
冷却类型分类
按 冷却剂 分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、 气冷堆 和钠冷堆。 轻水堆是加以普通水作为慢化剂和冷却剂的 核反应 堆； 重水 堆是以加压的重水作为慢化剂，其冷却剂可用重水或轻水，现在比较主流的反应堆技术是热 中子 轻水堆。
慢化剂类型分类
由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、 重水 、石墨等。 可根据慢化剂材料类型将反应堆分为：石墨堆、轻水堆、 重水 堆、有机堆等。
代分类
按反应堆的发展来划分可以将核反应堆分为四代，分别是：第一代核反应堆、第二代核反应堆、第三代核反应堆、第四代核反应堆。
最典型的一代堆，是前 苏联 的AMB或AM-1(两者均为石墨慢化，主要生产钚); 英国 的“Magnox” 气冷堆 ——如Calder Hall 1号堆(1956-2003)，Wylfa(1959-2012)(同样是石墨慢化)； 美国 宾夕法尼亚州 的Shippingport(PWR)(1957-1982)， 伊利诺伊州 州的Dresden 1号(BWR)(1960-1978)，但大多数已经关闭。
第二代类型主要有 美国 设计的压水堆核电机型（PWR、系统80）和沸水堆核电机型（BWR）、 法国 设计的压水堆核电机型（P4、M310）、 俄罗斯 设计的轻水堆核电机型（VVER），以及 加拿大 设计的 重水 堆核电机型（CANDU）等。
第三代 核能 系统派生于目前运行中的第二代核能系统，反应堆的设计基于同样的原理，并吸取了这些反应堆几十年的运行经验，进一步采用经过开发验证且可行的新技术，旨在提高现有反应堆的安全性。第三代核能系统的开发始于上世纪90年代，首次建成的采用第三代技术的核电机组是 日本 1997年投入运行的的两台先进型沸水堆机组（ABWR）。
第四代核能系统是未来新一代先进核能系统，目前最具发展前景的四代反应堆有六种：气体冷却快堆（GFR）、铅冷却快堆（LFR）、钠冷却快堆（SFR）、 熔盐堆 （MSR）、超临界 水冷 堆（SCWR）和超高温 气冷堆 （VHTR）。 其中第四代反应堆是一套理论上的核反应堆设计，这些反应堆预计在2040-2050年之前不会用于商业用途。
燃料循环
核反应堆按燃料循环可分为铀-钚循环和钍-铀循环。铀-钚循环包括熔盐堆和 重水 堆；钍-铀循环包括热中子堆和快中子堆。
中子能量分布形式分类
核反应堆按发生反应的 中子 能量分为热中子反应堆和快中子反应堆。 快中子增殖堆 是不用慢化剂，直接用裂变产生的快中子来引发核裂变链式反应，并能增殖 核燃料 。
应用分类
按应用分类，可分为以下三种：
第一种是研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、 生物学 、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；
第二种为生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；
第三种动力堆，利用核裂变所产生的 热能 广泛用于舰船的推进动力和 核能 发电。
核燃料循环
核燃料循环涉及到地质开采、化学反应、物理加工等多种技术工种、多个厂矿和大量的生产、 核电站 的使用以及 乏燃料 冷却储存、后处理、回收利用以及废物处置的整套过程。
循环过程
核燃料 可利用铀、钍和钚这三种元素制造。目前，应用最多的是利用 铀 制造的核燃料。铀是从自然界的 铀矿 中获得的。但自然界的铀不像煤一样，直接作为燃料使用，而是需要一系列复杂的 提纯 、 同位素 分离（富集）、加工等过程才能作为燃料在反应堆中反应。为方便描述，人们通常把从铀矿的 勘探 和开采、铀的加工和精制、铀的转化、铀的同位素分离、核反应堆元件的制造、核燃料（ 乏燃料 ）进行后处理以及 放射性废物 的处理与处置，形成的 循环系统 称为 核燃料循环 。核燃料循环构成了 核能 工业的基础。在核燃料循环中每一步骤都具有重要意义。
铀勘探和开采
如采煤一样， 铀矿 也需要先探勘，再进行相应的开采。开采出的 铀矿 一般需经过物理选矿并筛选掉相当一部分 废石 ，以提高待处理的矿石纯度（也称为矿石品位）。
铀加工和精制
主要包括铀矿石预处理、铀矿石浸出、铀的浓缩与纯化以及铀的精制与转化等步骤，这些过程统称为 冶炼 。简言之，通过 化学 处理等方法，提取铀矿石中的 铀 ，通常得到纯净的铀 氧化物 。
铀转化与富集
铀元素在自然界中由3种 同位素 组成， 234 U、 235 U、 238 U。在 天然铀 中，三者的比例是一定的。 235 U通常仅占0.7%，但世界上绝大多数 核电站 都使用 235 U含量为2%~5%的低富集铀作为 核燃料 。因此，铀加工和精制得到的产品铀氧化物需要进一步富集得到含 235 U较高的铀的产品。这个过程通常称为铀富集或 同位素 分离。
铀同位素分离是 核燃料循环 中是十分重要、十分敏感的技术。 235 U与 238 U的 物理性质 和 化学 性质相同， 原子核 的 质量数 相差3。铀 同位素 分离就是利用这个微小的质量数差采用物理或 化学 方法分离富集的，分离需要庞大的设备，消耗大量的能量。
现在普遍采用的工艺是：将铀加工或精致中制得的铀 氧化物 通过化学方法转移成UF 6 通过扩散或离心分离，得到含 235 U 核素 较高的UF 6 。其工作原理如洗衣机脱水时的原理一样，通过 离心 旋转，轻的物质更容易被甩出去，而剩下的是较重的物质。
核燃料 元件生产
达到富集度要求的UF 6 ，即可通过 化学 工艺再转化为UO 2 等固体化合物，制造成固体核燃料。核燃料通常以燃料元件的形式出现。如同煤有时候也须制作成 蜂窝煤 状，便于燃烧与控制。燃料元件的主要作用是作为核燃料的基本单元，导出链式裂变反应产生的热量，阻留强放射性的裂变产物防止其泄漏。
核燃料制品在核电厂反应堆中，发生了 原子核 反应。通过相关控制，可控的产生能量，并最终转换成 电能 供人类使用。
后处理厂
反应堆使用过的 核燃料 ，称为 乏燃料 ，经冷却后可送往后处理厂进行进一步处理，其目的是回收乏燃料中残留的铀和钚，把裂变产物变成有利于长期储存的形式，同时获取原子核反应后产生的 、 等次要 系元素和其他有用的 放射性同位素 。
反应堆燃料
MOX 燃料
MOX燃料是制造技术较为成熟的燃料，由 二氧化铀 和 二氧化钚 组成，优点是不与钠或铅 冷却剂 反应，抗辐照能力好，不存在燃料 肿胀 问题，但热导率低，易裂变 原子 密度低。与轻水堆MOX燃料相比，快堆MOX燃料中钚的含量更高，能达到较高燃耗。多个国家曾建成快堆MOX燃料生产线，但其中大部分改造成了轻水堆MOX燃料生产线，并在之后相继关停退役。迄今为止，全球已建成或在建11座快堆MOX燃料制造设施，其中4座在运（ 俄罗斯 3座， 日本 1座），5座已关停，2座在建。
金属燃料
金属燃料的增殖比、裂变原子密度、热导率是几种燃料中最优异的，制造技术相对容易。 美国 、日本、 韩国 、 印度 、俄罗斯、 法国 等都曾积极研发这种燃料，但是金属燃料在反应堆辐照后出现的裂变气体释放和 肿胀 现象也最严重。美国改进了燃料元件设计，解决了金属燃料肿胀问题，并在钠冷实验快堆EBR-Ⅱ中进行辐照和使用，拥有丰富的金属燃料制造和使用经验。目前，美国正在持续推动金属燃料的商业化应用。 泰拉能源 计划在Natrium钠冷快堆中使用金属燃料，并于2022年底决定在全球核燃料公司的威尔明顿核燃料厂建设金属燃料制造设施，预计2023年开始动工。ARC 清洁能源 公司和 美国 奥克洛公司也分别计划在ARC-100反应堆和Aurora反应堆中使用金属燃料。此外， 日本 已实现铀锆合金的工业规模生产及铀钚锆合金的小规模试制； 印度 具有金属燃料制造能力； 韩国 在金属燃料方面仍以实验研发为主，制造了实验室规模的远程操作铸造设备； 俄罗斯 、 法国 、 英国 对快堆金属燃料进行了实验室规模的研发工作。
氮化物 燃料
氮化物燃料性能介于 氧化物 燃料与金属燃料之间，增殖比、裂变 原子 密度、热导率高于氧化物燃料， 熔点 高于金属燃料。氮化物燃料易于实现更长换料周期和更高燃耗，辐照 肿胀 小，裂变气体释放量少，但存在耐氧化性和耐水热腐蚀性差的问题。此外，氮化物燃料的制造困难，成本高。俄罗斯氮化物燃料技术发展较快，正在“突 破”计划中建设全球首个在同一场址拥有快堆及配套闭式燃料循环设施的综合体。该综合体位于 西伯利亚地区 化学 联合体，由三个模块组成：BREST-OD-300铅冷快堆、 乏燃料 后处理模块和 氮化物 燃料制造/再加工模块。氮化物燃料模块产能为每年14吨，2014年开始建设，2022年8月启动生产线设备的全面测试，计划2023年投运。俄计划未来在 BN-1200中使用氮化物燃料，2023年已开始利用BN-600对将用于BN-1200的氮化物 燃料棒 进行辐照测试。 美国 、 德国 、 瑞典 、 日本 、 法国 和 英国 都曾进行氮化物燃料研究，但主要以实验研究为主。
碳化物 燃料
碳化物燃料与氮化物燃料性能相近，热导率高，易裂变 原子 密度高，但辐照后的 肿胀 也很严重， 乏燃料 后处理困难。国际上仅 印度 曾准备在快堆中使用碳化物燃料。自1985年以来，印度试验快堆一直在使用碳化物燃料运行。但是由于碳化物燃料后处理困难等问题，目前即将建成的原型快堆计划使用 MOX 燃料，未来可能还会转用金属燃料。
核乏料和核废料的处理
核乏料就是在反应堆内使用过后卸出的 核燃料 ，也被称为乏燃料或者乏料。一般而言，核乏料（由于快 中子 反应堆尚未商用化，这里指的是热中子反应堆的核乏料）中均含有三大类成分：第一种是大量难以燃烧的铀-238（238U，它可以在快中子堆中进行燃烧）；第二种为少量未经燃烧（在核反应堆中的燃烧就是参与核裂变反应）的铀-235（235U）；最后一种是少量新产物，包括：⑴钚-239（239Pu），也是一种易裂变材料；⑵次锕系 核素 镎（237Np）、镅（241Am，242mAm，243Am）、锔（243Cm，244Cm，245Cm）等；⑶裂变产物（包括部分裂变产物的 衰变 子体）如氪（85Kr）、 （89Sr， 90Sr）、 （90Y，91Y）、锆（95Zr）、 （95Nb）、 （95Mo）、 （99Tc）、钌（103Ru，106Ru）、 （106Rh）、钯（107Pd）、锡（126Sn）、碘（129I，131I）、 （133Xe）、 （135Cs，137Cs）、 （141Ce，144Ce）、 （144Pr）、 （144Nd）、 （144Pm）等。
根据反应堆 核燃料 组分和燃耗的不同，核乏料中上述三类成分的比重也相应地有所不同。以核燃料浓缩度约3%、燃耗约33000MWd/t为例，核乏料中的238U接近97%，235U约1%，新产物约2%。广义的核废料泛指具有放射性的废料，在使用中通常特指核乏料中的次锕系 核素 和裂变产物。特别值得强调的是，这些所谓的“废料”其实是非常珍贵的材料，属于“未被利用的资源”。核废料按物理状态可分为固体、液体和气体三种；按比活度又可分为高水平( 高放 )、中水平（中放）和低水平（低放）三种。
在核废料的处理上，中低放核废料危害较低，国际上通行的做法是，首先是焚化压缩 固化 后装进特制 金属罐 ；然后在地面开挖深约10~20 米的 壕沟 ，建好各种防辐射工程屏障；最后将密封好的核废料罐放入其中并掩埋。一段时间后，这些废料中的放射性物质就会 衰变 成对人体无害的物质。这种方法经过几十年的发展，技术已经十分成熟，安全性也有保障。
天然核反应堆
1953年 美国 曾有人研究沥青 铀矿 时做出过一个粗略的预测，认为20亿年前，当核裂变元素铀235的 丰度 是3%时，沉积的铀矿便接近于能运行的反应堆。1956年日裔美籍科学家 田和夫则进一步 预言 ，如果 核反应 所需的浓度、可能发生的过去时间以及铀235与铀238的比率都满足的话，自发的核反应可能在自然界发生。
史前天然核反应堆的发现
直到1972年6月2日，在法国皮埃尔拉特核燃料再处理厂工作的布兹盖博士（Dr. Bouzigue）在进行分析时无意中发现，来自 奥克洛 河附近 铀矿 中铀235与铀238两种 同位素 的比例失常，在地球上所有的铀矿中，铀235的自然 丰度 是0.7202±0.0006%，而奥洛克的铀235自然丰度是7171±0.0007%，少了约0.003%，尽管这一丰度变化很微弱，但还是引起了相关专家的足够重视，进一步的分析显示，从该矿采来的一部分 矿石 中，铀235严重缺斤短两：大约有200 千克 不翼而飞———足够制造6枚 原子弹 。
经过更多的研究，包括现场检查，他们发现 铀矿 经历了自身裂变，就这种自然发生的现象而言， 赤道 西非 的这些铀矿床一定含有 临界质量 的铀-235才会开始这种反应，在那个时代，它们发生了这种反应。第二个促成因素是，为了发生和维持核链式反应，水作为慢化剂在这种情况下减缓了 中子 的速度，帮助反应堆进行受控裂变， 原子 根本就不会分裂。
原子能 机构铀生产小组负责人Peter Woods说：“就像人造轻水核反应堆一样，裂变反应如果没有任何东西可以减缓 中子 的速度，就只能停止，水在 奥克洛 岩石中作为慢化剂，吸收中子，控制链式反应。”当今 加蓬 所处的具体地质背景也提供了帮助，铀（包括铀-235）的 化学 含量总量足够高，个别矿床厚且足够大，因此奥克洛在时间的流逝中成功地保存下来。专家怀疑世界上可能还有其他这样的天然反应堆，通过调查，地质学家认为由于奥克洛特殊的地质条件导致了从20亿年前开始的天然 核反应 。为了做进一步的地质化学调查， 奥克洛 铀矿的开采在1972年暂停了一段时间，最后在奥克洛发现了14座已经停止了核反应的古反应堆遗址，另外还在 奥克洛 南边的班贡贝发现了一座。 奥克洛 是目前世界上唯一已知的曾经自然发生自持的 核连锁反应 的地方，共有16处。
间歇式核反应
在大约20亿年前，地球上的铀235相对 丰度 在3%左右，在特殊的条件下，正好能够启动核连锁反应。奥克洛铀矿源于 地球 形成时沉积在 地壳 中的铀。经过不断的剧烈地质活动，富 铀矿 层在 花岗石 顶部的砂石层内偶然沉积。又经过数百万年，铀矿层顶部近1千米厚的砂石层被冲刷掉。花岗岩呈45°倾斜，这使得斜坡底部雨水和铀 氧化物 堆积。20亿年前恰好 蓝菌门 开始生长，它们通过 光合作用 增加了水中的氧含量，并使一些铀变成了可溶的氧化物。这些独特的地质条件，为天然核反应堆的形成提供了理想的条件。当可溶解铀的浓度达到10%后， 核反应 便能够启动，这个临界状态开始于18.4±0.7亿年。为了不让能够保持反应的 中子 逃逸，矿层至少需要0.5米厚。同时，铀235 自发裂变 时产生快中子，而铀235要进行链式反应，需要吸收热中子。要将快 中子 的速度降低下来，就需要 中子减速剂 。 液态水 正好充当了这个角色。当自持性链式反应开始时，反应堆温度升高，水被 汽化 ，热中子的数量下降使核反应速度下降。于是反应堆温度降低， 水蒸气 又 凝结 为液态水，热中子的数量上升，再次引发自持性链式反应。就这样，水作为 核反应 的 中和剂 ，以稳定的自我调节方式，使 核连锁反应 断断续续的间歇进行了近100万年。
核安全
定义
核安全 ，是指对核设施、核活动、核材料和放射性物质采取必要和充分的安全措施，防止由于任何技术原因、人为原因或自然灾害造成的事故发生，并最大限度地减少事故情况下的放射性后果，从而保护工作人员、公众和环境免受不当的辐射危害。在 核技术 利用领域，“放射性物质”是关注的重点。即对密封 放射源 、非密封放射性物质采取必要和充分的安全措施，防止辐射事故的发生。
核安全公约
核安全公约 是 原子能 机构促进 成员国 遵守和执行在其主持下通过的国际核安全法律文书，这包括《 核安全公约 》和《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》，除此之外还有作为国际应急准备和响应框架基础的两项公约：《 及早通报核事故公约 》和《核事故或辐射紧急情况援助公约》。 《及早通报核事故公约》建立了关于有可能发生对另一国家可能具有辐射安全重要影响的国际性跨境释放的核事故的通报系统；《核事故或辐射紧急情况援助公约》建立了缔约国之间相互合作并与原子能机构进行合作以便在发生核事故或辐射紧急情况时迅速提供援助和支持的国际合作框架；《 核安全公约 》旨在制定一个各国均认可并共同遵守的核相关基本安全原则；“联合公约”是在全球范围内处理 乏燃料 管理安全和 放射性废物 管理安全问题的第一个法律文书，它是通过制定基本安全原则并建立一个与《 核安全公约 》类似的“同行评审”过程实现的。
截至2023年4月，共有177个国家签署了 国际原子能机构 发布的核安全公约。
核电安全情况
人类所受到的集体 辐射剂量 主要来自天然本底辐射（约76.58%）和医疗（约20%）， 核电站 产生的辐射剂量非常小（约0.25%）。在世界范围内，天然本底辐射每年对个人的平均辐射剂量约为2.4毫希，有些地区的天然本底辐射水平要比这个平均值高得多。国际基本安全标准规定公众受照射的个人剂量限值为1毫希/年，而受职业照射的个人剂量限值为20毫希/年。
在正常运行情况下， 核电站 对周围公众产生的辐射剂量远远低于天然本底的辐射水平，中国国家 核安全 法规要求 核电站 在正常运行工况下对周围居民产生的年辐射剂量不得超过0.25毫希,而核电站实际产生的辐射剂量远远低于这个限值。
核电安全的核心在于防止反应堆中的放射性裂变产物泄漏到周围的环境。为此，采取多层次纵深防御的安全原则。为了防止 反应堆堆芯 中的放射性裂变产物的外泄，在工程上设置有适当的实体屏障。 核电站 一般都有3道 安全屏障 ，它们是燃料元件包壳、一回路压力边界和安全壳。
意义
核能 人类开发一种源源不断的 清洁能源 。因此，在地球上以探索清洁能源为目标的受控 核聚变 研究装置又被称为“人造 太阳 ”。聚变燃料氘可以从海水中提取，一升海水中的氘发生聚变反应释放的能量相当于燃烧300升汽油。有人甚至说，聚变能一旦实现，人类的文明发展将不再受制于能源。我们可以在寒冷的冬天种植热带水果，全天候不间断地为粮食作物提供光源， 星际旅行 也将不再是梦想，因此核反应堆的相关研究对人类的未来有着重要的研究意义。
应用
核反应堆在 核电站 产生的 核能 可用于发电和核海洋推进，可以驱动船舶的 螺旋桨 或者转动 发电机 的轴。核电产生的蒸汽原则上可用于工业过程加热或区域供热。一些反应堆用于生产医疗和工业用 同位素 ，或用于生产武器级钚。 反应堆还可以提供 中子辐射 （例如通过脉冲Godiva装置）和 正电子 辐射（例如 中子活化分析 和钾- 定年）的源头。 生产堆，动力堆和研究试验堆。
生产堆
生产堆主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。生产堆包括产钚堆，产 堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。 该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原料。 中子 来源于用 天然铀 制作的元件中的Ｕ-235。Ｕ-235裂变中子产额为2—3个。除维持裂变反应所需的 中子 外，余下的中子被Ｕ-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个Ｕ-235 原子 可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热 核燃料 氚。用 重水 型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。
动力堆
世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。 核潜艇 通常用压水堆做为其动力装置。商用规模的 核电站 用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨 气冷堆 和快堆等。
研究实验反应堆
研究实验反应堆不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如 原型堆 ，零功率堆，各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理，堆工程、生物、 化学 、物理、医学等，同时，还可生产各种 放射性同位素 和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多，例如：游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和 冷却剂 ，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名；罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构； 重水 研究实验堆：重水的 中子吸收 截面小，允许采用 天然铀 燃料，它的特点是 临界质量 较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得 高中 子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。
研究反应堆通常用于科研和培训、材料测试或制备用于医疗和工业的 放射性同位素 的反应堆。这些反应堆远小于用于发电或船舶推进的反应堆，许多位于大学校园内。目前全球运行着大约280座这样的反应堆，分布在56个国家。其中一些使用高浓缩铀燃料， 国际社会 正在进行工作以替代低浓缩燃料。
典型核反应堆事故记录
温斯乔（Windscale）火灾
1957年10月5日，温斯乔（Windscale）发生了 英国历史 上最严重的 核事故 ，这也是世界上最严重的核事故之一，根据国际核事件等级判断，该事故是5级核事故，火灾发生在 英格兰 西北海岸 坎伯兰 （现为 坎布里亚郡 塞拉菲尔德）的两桩场地的1号机组。这两个石墨慢化反应堆，当时被称为“桩”，是作为 英国 战后 原子弹 项目的一部分建造的。1号桩于1950年10月投入使用，随后 2号 桩于1951年6月投入使用。大火燃烧了三天，并释放出放射性沉降物，这些放射物迅速蔓延到英国和 欧洲 其他地区，放射物中含有的同位素碘-131可能导致感染者患 甲状腺癌 。此后，高度危险的 放射性同位素 钋-210也被检测出来。据估计，此次辐射泄漏可能至少引起了另外240例癌症病例，其中100至240例存在生命危险。
1979美国三里岛核电站事故
1979年3月28日，美国三里岛 核电站 发生了严重事故， 反应堆堆芯 的一部分熔化 塌，但由于一回路压力边界和安全壳的包容作用，泄漏到周围环境中的放射性核素微乎其微，没有对环境和公众的健康产生危害，仅有3名电站工作人员受到略高于季度剂量管理限值的辐射照射。方圆80公里的200万居民中，平均每人受到的 辐射剂量 小于戴一年 夜光表 或看一年彩电所受到的辐射剂量。
1986切尔诺贝利核电站事故
1986年4月26日，位于当时 苏联 境内的 切尔诺贝利核电站 第四号反应堆在低功率不当测试中失控，导致发生爆炸并燃起大火，反应堆建筑被摧毁，并向大气释放了大量辐射。由于忽略了安全措施，反应堆中的铀燃料 过热 并熔穿了防护屏障，事故发生后不久， 国际原子能机构 立即向 苏联 提供援助。 在 核电站 工作人员和事故抢险人员中，有28人由于受到非常高的 辐射剂量 而死亡，紧急撤离了电站附近的11.6万居民，事故的主要原因有两个方面：一是运行人员在试验停电条件下 发电机 转子靠自身的转动 惯性 能继续供电多长时间的过程中，严重违反操作规程，切断了所有安全控制系统，致使安全保护系统不能启动，二是反应堆（压力管式石墨慢化沸水堆）安全设计上存在严重的缺陷。
2011福岛核电站泄漏
2011年3月11日， 日本 发生了地震，这也被称为日本东部（ 东北 ）大地震，导致海浪高达10米以上，地震和 海啸 的双重冲击和影响给日本东北部造成了惨重的生命损失和广泛的破坏。 原子能机构事件和应急中心在 维也纳 时间约8时15分收到国际地震安全中心发送的关于 日本 主岛 本州岛 东海岸附近发生9.0级地震的信息，随后， 福岛第一核电厂 发生事故，该事故最终被归类为国际核和放射事件分级表的7级事故，即重大事故。
福岛核电站 的反应堆是沸水堆，其冷却水（给水）直接打到反应堆，反应堆产生蒸汽，蒸汽经过 主蒸汽 管道送到蒸汽轮机，带动 发电机 发电。因为沸水才能产生蒸汽，所以叫沸水堆。但受到地震影响， 福岛核电站 的管道、设备因受到强烈地震而断裂、破坏，致使给水送不进反应堆。再加上应急柴油机发电的供油管线也被 海啸 破坏，致使应急安全注射水的 水泵 断电而不能运转，安全注射水注不进反应堆， 反应堆堆芯 燃料棒 因此失掉冷却而烧坏乃至熔化，从而才导致了事故发生。在这一过程中，蒸汽管道的破裂又使放射性 核素 碘131和铯137等泄露出去，在空中散发，冷却下来后降到地面，所以地面有污染。而堆芯中密封 核燃料 的锆包壳管，在温度超过400°C后产生锆—水反应放出大量 氢气 ，氢气泄漏到环境中燃烧，发生 化学 爆炸致使某些厂房倒塌。