核反应堆

核反应堆是一种用于启动和控制裂变核链反应或核融合反应的装置。核反应堆在核电站上用于发电和核海洋推进。来自核裂变的热量被传递给有效的流体（水或气体），然后又通过蒸汽轮机运行。这些要幺驱动船的螺旋桨，要幺转动发电机的轴。原则上的核产生的蒸汽可用于工业过程热量或地区供暖。一些反应堆用于生产用于医疗和工业用途的同位素，或用于生产武器级p 。截至2022年，国际原子能局报告说，全球有422个核电反应堆和223个核研究反应堆。

在核反应堆（1940年代）的早期时代，一个反应器被称为核桩或原子桩（所谓的，因为将第一个反应器的石墨主持人块堆积在堆中）。

手术

正如传统的热动力站通过利用从燃烧化石燃料释放的热能而产生的电力一样，核反应器也会转化通过控制核裂变为热能释放的能量，以进一步转换为机械或电气形式。

裂变

当大易裂变原子核（如铀235 ，铀233或plutonium-239）吸收中子时，它可能会经历核裂变。重核分裂成两个或多个较轻的核（裂变产物），释放动能， γ辐射和游离中子。这些中子的一部分可能被其他裂变原子吸收，并触发进一步的裂变事件，这些事件释放了更多的中子，等等。这被称为核链反应。

为了控制这种核链反应，含有中子毒物和中子主持人的控制棒可以改变中子的一部分，而中子会继续引起更多的裂变。如果监测或仪器检测到不安全的条件，核反应堆通常具有自动和手动系统，可以关闭裂变反应。

热产生

反应堆芯以多种方式产生热量：

• 当这些核与附近的原子碰撞时，裂变产物的动能会转化为热能。
• 反应器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材料的放射性衰减产生的，这些裂变产物和材料已被中子吸收激活。即使关闭反应堆后，这种衰减的热源仍将保留一段时间。

通过核过程转换的一公斤铀235 （U-235）比常规燃烧的一公斤煤（7.2×10 ¹³焦耳铀235），每公斤2.4×10 ⁷焦耳每公斤每公斤焦耳（7.2×10 13焦耳）的能量高约三百万倍（7.2×10 13煤炭）。

一公斤铀235的裂变释放约190亿公斤，因此1千克铀235释放的能量对应于燃烧270万公斤煤炭释放的能量。

冷却

核反应堆冷却剂- 通常是水，但有时是气或液态金属（例如液体钠或铅）或熔融盐- 经过反应堆芯，以吸收其产生的热量。热量从反应器中移开，然后用于产生蒸汽。大多数反应堆系统都采用了一种冷却系统，该冷却系统与水物理分离，该冷却系统将煮沸以为涡轮机产生加压蒸汽，例如加压水反应堆。但是，在某些反应堆中，蒸汽涡轮机的水直接被反应堆芯煮沸。例如沸水反应堆。

反应性控制

可以通过控制能够诱导进一步裂变事件的中子的数量来调整反应堆芯内的裂变反应速率。核反应堆通常采用几种中子控制方法来调整反应堆的功率输出。其中一些方法自然来自放射性衰减的物理学，并且在反应堆的操作过程中仅仅是为了解释，而另一些方法是为了独特的目的而设计到反应堆设计中的机制。

调节反应器中促裂变诱导中子水平的最快方法是通过控制棒的运动。对照杆由中子毒物制成，因此吸收中子。当将对照杆深入反应器中时，它吸收的中子比它所置换的材料更多 - 通常是主持人。该动作导致可用的中子较少，以引起裂变并降低反应堆的功率输出。相反，提取控制杆将导致裂变事件速率增加和功率增加。

放射性衰减的物理学还会影响反应堆中的中子种群。这样的过程是通过许多富含中子的裂变同位素延迟中子排放。这些延迟的中子约占裂变产生的总中子的0.65％，其余（称为“及时中子”）立即在裂变后释放。产生延迟中子的裂变产物具有半衰期的中子发射衰减的半衰期，从毫秒到长达几分钟，因此需要大量时间来确定何时何时何时反应器达到临界点。将反应器保持在链反应性的区域中，需要延迟中子以实现临界质量状态，可以使机械设备或人类操作员在“实时”中控制链反应；否则，由于正常核链反应的指数电源激增，临界时的实现与核崩溃之间的时间将太短，无法进行干预。在最后阶段，不再需要延迟中子才能维持临界，被称为迅速的临界点。有一个以数值形式描述临界性的量表，其中裸露的临界值称为零美元，及时的关键点是一个美元，而过程中的其他点则以美分插值。

在某些反应堆中，冷却液也充当中子主持人。主持人通过导致从裂变释放的快速中子来失去能量并成为热中子，从而增加了反应器的功率。热中子比快速中子更有可能引起裂变。如果冷却剂是主持人，则温度变化会影响冷却液/主持人的密度，从而改变功率输出。较高的温度冷却液的密度较小，因此是一个效率较低的主持人。

在其他反应堆中，冷却液通过吸收中子与控制杆一样充当毒药。在这些反应堆中，可以通过加热冷却液来增加功率输出，从而使其成为较少的毒药。核反应堆通常具有自动和手动系统，可以在紧急关闭中加油。这些系统将大量毒药（通常是硼酸形式的硼）插入反应器中，以关闭裂变反应，如果发现或预期不安全。

大多数类型的反应器对一个称为Xenon中毒或碘坑的过程敏感。裂变过程中产生的常见裂变产物XENON-135充当中子毒物，吸收中子，因此倾向于关闭反应器。 XENON-135积累可以通过保持足够高的功率水平来控制其通过中子吸收的速度来摧毁它。裂变还会产生碘135 ，从而又腐烂（半衰期为6.57小时）到新的Xenon-135。当反应堆关闭时，碘135继续腐烂到Xenon-135，使重新启动反应堆在一两天内更加困难，因为Xenon-135腐烂到135，这几乎不如Xenon- Xenon- 135，半衰期为9.2小时。这个临时状态是“碘坑”。如果反应器具有足够的额外反应能力，则可以重新启动。由于将额外的Xenon-135传输到Xenon-136，这不是中子毒物的范围要小得多，因此在几个小时内，反应器会遇到“ Xenon Burnoff（Power）Transient”。必须进一步插入对照杆，以取代丢失的Xenon-135的中子吸收。未能正确遵循这样的程序是切尔诺贝利灾难的关键步骤。

核海洋推进的反应堆（尤其是核潜艇）通常不能像通常运行的陆基功率反应堆一样全天候连续运行，而且通常不需要长时间的核心寿命而不会加油。因此，许多设计使用高度富集的铀，但在燃料棒中掺入了可易燃的中子毒。这使反应堆可以用过量的裂变材料构造，但是，在反应堆燃料燃烧周期的早期中，这种反应器的存在是相对安全的。比Xenon-135更长的寿命）逐渐在燃料负载的运营寿命中积累。

发电

裂变过程中释放的能量会产生热量，其中一些可以转换为可用的能量。利用这种热能的一种常见方法是将其用来煮沸以产生加压蒸汽，然后驱动蒸汽涡轮机，该蒸汽涡轮机转动交流发电机并发电。

生命时期

核电站通常是为30到40年的平均生命时期设计的。有些人认为，通过适当的维护和管理，核电站可以运营长达80年或更长时间。但是，当由于中子的享用和磨损而获得裂缝和裂缝时，无法更换一些重要部分，特别是反应堆容器和混凝土结构，从而限制了植物的寿命。在计划的寿命结束时，植物可能会延长工作许可证约20年，甚至在美国，甚至“随后的许可更新”（SLR）（SLR）又有20年了。

即使延长了许可证，也不能保证反应堆将继续运行，特别是面对安全问题或事件。许多反应堆在许可证或设计寿命过期之前很长时间关闭并已退役。继续安全操作所需的更换或改进的成本可能是如此之高，以至于它们没有成本效益。否则由于技术故障，它们可能会关闭。由于该地区受到污染，例如福岛，三英里岛，塞拉菲尔德，切尔诺贝利，其他地方都被关闭了。例如，法国关注EDF Energy的英国分支机构延长了其先进的气冷反应堆的运营生活，仅3到10年。预计所有七个农业植物将在2022年关闭，并在2028年退役。HinkleyPoint B从40年延长至46岁，并关闭。 46年后， Hunterston B也发生了同样的事情。

越来越多的反应堆达到或跨越了30或40年的设计寿命。 2014年，绿色和平组织警告说，老化核电站的寿命延长等于进入新的风险时代。它估计当前的欧洲核责任范围平均太低了100到1,000倍以至于可能支付可能的成本，而同时，随着反应堆机队的欧洲发生严重事故的可能性继续增加长大了。

早期反应堆

中子是由英国物理学家詹姆斯·查德威克（James Chadwick）于1932年发现的。 1933年，匈牙利科学家LeóSzilárd首次实现了由中子介导的核链反应的概念。伦敦。但是，Szilárd的想法并未将核裂变的想法纳入中子来源，因为尚未发现该过程。 Szilárd在光元素中使用中子介导的核链反应对核反应堆的想法被证明是行不通的。

使用铀的新型反应堆的灵感来自奥托·哈恩（Otto Hahn），莉丝·梅特纳（Lise Meitner ），弗里茨·斯特拉斯曼（Fritz Strassmann）的发现，1938年，用中子轰击铀（由alpha-beryllium fishium融合反应提供，“中子howitzer ”）产生了一种钡残留物，他们被认为是通过铀核的裂变而产生的。哈恩（Hahn）和斯特拉斯曼（Strassmann）在1939年2月的第二次出版有关核裂变的出版物中，预言了在裂变过程中存在和解放额外中子的存在，从而开放了核链反应的可能性。随后在1939年初的研究（其中之一是Szilárd和Fermi）表明，在裂变期间确实释放了几个中子，这为Szilárd六年前设想的核链反应提供了机会。

1939年8月2日，阿尔伯特·爱因斯坦（ Albert Einstein ）签署了一封信给富兰克林·罗斯福（Franklin D.反应堆和裂变。 Szilárd和Einstein几年前彼此非常了解，并且在几年前一起工作，但是直到Szilard向他报告了这一可能性，在他寻求制作Einstein-Szilárd信件时，核能的这种可能性才。

此后不久，希特勒的德国于1939年入侵了波兰，在欧洲开始了第二次世界大战。美国尚未正式在战争中，但是在十月份，爱因斯坦·塞尔瓦德（Einstein-Szilárd）的信被寄给了他时，罗斯福评论说，进行研究的目的是确保“纳粹不会炸毁我们”。随后是美国核项目，尽管由于仍然存在持怀疑态度（其中一些来自费米），而且政府中少数官员最初被指控推动该项目前进的少数官员的行动也很少。

次年，美国政府从英国获得了弗里施 - 皮埃尔斯的备忘录，该备忘录说，连锁反应所需的铀数量远低于以前认为的。该备忘录是莫德委员会的产品，该委员会在英国原子弹项目（称为管合金）工作，后来被纳入曼哈顿项目中。

最终，1942年底，由意大利物理学家Enrico Fermi领导的团队在芝加哥大学建造了第一个人造核反应堆芝加哥PILE-1。进入战争。芝加哥桩在1942年12月2日下午3:25取得了关键。反应堆支撑结构是由木材组成的，该木材支撑着石墨块的桩（因此是名称），该块嵌入了天然氧化铀“伪圈”或“煤球”。

芝加哥堆后不久，冶金实验室从1943年开始为曼哈顿项目开发了许多核反应堆。最大的反应堆的主要目的（位于华盛顿的汉福德遗址）是核武器的大量生产。 Fermi和Szilard于1944年12月19日申请了对反应堆的专利。由于战时保密，其发行延迟了10年。

“世界上第一个核电站”是EBR-I遗址的标志提出的主张，EBR-I现已成为爱达荷州Arco附近的博物馆。它最初被称为“芝加哥桩4”，是在沃尔特·辛恩（Walter Zinn）为阿贡国家实验室（Argonne National Laboratory）的指导下进行的。美国原子能委员会运营的这一实验性LMFBR在1951年12月20日的测试中生产了0.8 kW，第二天的100 kW（电气）产生了200 kW（电气）的100 kW（电气）。

除了军事使用核反应堆之外，还有政治原因追求平民使用原子能。美国总统德怀特·艾森豪威尔（Dwight Eisenhower）于1953年12月8日向联合国大会的和平演讲。这种外交导致反应堆技术向美国机构和全球范围内传播了反应堆技术。

为民用而建造的第一个核电站是1954年6月27日在苏联发射的AM-1 Obninsk核电站。它产生了大约5 MW（电气）。它是根据F-1（核反应堆）建造的，该反应堆是第一个在欧洲至关重要的反应堆，也是苏联建造的。

第二次世界大战后，美国军方寻求其他用于核反应堆技术的用途。陆军的研究导致了Camp Century，Greenland和McMurdo Station的电力站，南极洲陆军核电计划。空军核弹项目导致了熔融盐反应器实验。 1955年1月17日，美国海军在核电上蒸了核武器（SSN-571）时，他们成功了。

英格兰塞拉菲尔德的第一个商业核电站Calder Hall于1956年开业，最初的容量为50 MW（后来200兆瓦）。

从1960年到1963年，使用了第一个便携式核反应堆“ Alco PM-2A”为Century发电（2 MW）。

反应堆类型

•  PWR：277（63.2％）
•  BWR：80（18.3％）
•  GCR：15（3.4％）
•  PHWR：49（11.2％）
•  LWGR：15（3.4％）
•  FBR：2（0.5％）

按类型的反应堆数量（2014年底）

•  PWR：257.2（68.3％）
•  BWR：75.5（20.1％）
•  GCR：8.2（2.2％）
•  PHWR：24.6（6.5％）
•  LWGR：10.2（2.7％）
•  FBR：0.6（0.2％）

按类型（2014年底）按净电力容量（GWE）

分类

按核反应类型

所有商业电源反应堆均基于核裂变。他们通常将铀及其产物池子用作核燃料，尽管也可能存在th燃料循环。裂变反应器可以大致分为两类，具体取决于维持裂变链反应的中子的能量：

• 热中子反应器使用缓慢或热中子来保持其燃料的裂变。几乎所有当前的反应器都是这种类型的。这些包含中子材料，这些材料会缓慢中子，直到中子温度被热元，也就是说，直到它们的动能接近周围颗粒的平均动能为止。热中子具有裂变裂变核铀-235 ， plutonium-239和plutonium-241的裂变较高的横截面（概率），而与更快的铀捕获中子捕获相对较低的可能性相对较低。最初是由裂变导致的中子，允许使用低增强的铀甚至天然铀燃料。主持人通常也是冷却剂，通常是在高压下水以增加沸点的水。这些被反应器容器，仪器包围，以监视和控制反应堆，辐射屏蔽和遏制建筑物。
• 快速中央反应堆使用快速中子引起燃料裂变。他们没有中子主持人，并且使用较低的冷却剂。维持链反应需要燃料在裂变材料（约20％或更多）中更加富集，因为裂变的概率与U-238相对较低。快速反应堆有可能产生较少的经义浪费，因为所有actinides都可以用快速中子进行裂变，但是它们更难构建，并且操作更昂贵。总体而言，在大多数应用中，快速反应器比热反应器不太常见。一些早期的电站是快速反应堆，一些俄罗斯海军推进装置也是如此。原型的构建正在继续（请参阅快速育种者或IV代反应堆）。

原则上，融合能力可以通过核融合（例如氢的氘同位素）的核融合产生。虽然至少从1940年代开始就持续不断的研究主题，但从未建立任何目的的自我维持的融合反应堆。

通过主持人材料

由热反应堆使用：

• 石墨调节反应堆
• 水中调节反应堆
  • 重水反应堆（用于加拿大，印度，阿根廷，中国，巴基斯坦，罗马尼亚和韩国）。
  • 轻水调节反应堆（LWRS）。轻水反应堆（最常见的热反应器类型）使用普通水来中度和冷却反应器。因为光氢同位素是一种轻微的中子毒，这些反应堆需要人为富集的燃料。在工作温度下，如果水的温度升高，其密度下降，而穿过的温度较少，则较少的中子足以触发进一步的反应。负反馈稳定了反应速率。与轻水反应堆相比，石墨和重水反应器往往更彻底地热化。由于额外的热化，并且缺乏这些类型的轻氢中毒效果可以使用天然铀/未增强的燃料。
• 光元素调节反应堆。
  • 熔融盐反应器（MSR）由锂或铍等光元素进行调节，这些元素是冷却液/燃料基质盐的组成部分“ LIF”和“ BEF ₂ ”， “ LICL”和“ BECL”和“ BECL ₂ ”以及其他含有其他光元件盐都会引起调节作用。
  • 液体金属冷却反应器，例如冷却剂是铅和二氮的混合物的反应器，可以将Beo用作主持人。
• 有机调节反应堆（OMR）使用二苯基和萜苯基作为主持剂和冷却剂。

由冷却液

• 水冷却反应堆。这些构成了绝大多数操作核反应堆：截至2014年，全球93％的核反应堆是水冷却的，可提供全球总核发电能力的95％。
  • 加压水反应堆（PWR）加压水反应堆构成了所有西方核电站的绝大多数。
    • PWRS的主要特征是压力器，是专门的压力容器。大多数商业PWRS和海军反应堆都使用压力。在正常运行期间，压力液部分充满了水，并通过用淹没的加热器加热水来维持蒸汽气泡。在正常运行期间，压力均连接到主反应堆压力容器（RPV），而压力器“气泡”为反应器中水量变化提供了扩展空间。这种布置还通过使用压力加热器来增加或降低压力中的蒸汽压力来为反应堆提供压力控制方法。
    • 加压的重水反应堆是加压水反应堆的一部分，共享加压的，孤立的热传输环，但使用重水作为冷水和主持人，用于它所提供的更大的中子经济体。
  • 沸水反应堆（BWR）
    • BWR的特征是在主要反应堆压力容器下部的燃油棒周围沸腾。沸水反应堆使用²³⁵ U，富含二氧化铀作为其燃料。将燃料组装成固定在水中的钢制容器中的杆中。核裂变会导致水沸腾，产生蒸汽。这种蒸汽通过管道流入涡轮机。涡轮机是由蒸汽驱动的，此过程会产生电力。在正常运行期间，压力由从反应堆压力容器流向涡轮机的蒸汽量控制。
  • 超临界水反应堆（SCWR）
    • SCWRS是IV代反应堆概念，在该反应堆中，反应堆在超临界压力下操作，并将水加热到超临界流体，从未经历过过渡到蒸汽的过渡，但表现得像饱和蒸汽，以供电蒸汽发生器。
  • 降低的适量水反应堆[RMWR]，该水反应堆使用更高富集的燃料，燃料元素将其靠近在一起，以允许更快的中子光谱，有时称为表情中子中子谱。
  • 泳池型反应堆可以参考未经压力的水冷却开放式泳池反应堆，但不要与钠冷却的池类型LMFBR混淆
  • 一些反应堆被重水冷却，后者也用作主持人。示例包括：
    • 早期的CANDU反应堆（后来使用重水调节器，但浅水冷却液）
    • DIDO类研究反应堆
• 液体金属冷却反应器。由于水是主持人，因此不能在快速反应器中用作冷却剂。液态金属冷却剂包括钠， NAK ，铅，铅 - 铅 - 铅曲，以及在早期反应堆中，汞。
  • 钠冷的快速反应堆
  • 铅冷的快速反应堆
• 气体冷却反应器通过循环气体冷却。在商业核电站中，二氧化碳通常已被使用，例如在当前的英国AGR核电站，以前是英国，法国，意大利和日本工厂。还使用了氮和氦，氦气被认为特别适合高温设计。热量的利用因反应器而异。商业核电站通过热交换器运行气体，为蒸汽涡轮机制造蒸汽。一些实验设计的热量足够热，以至于气体可以直接为燃气轮机供电。
• 熔融盐反应器（MSR）通过循环盐（通常是氟化物盐（例如Flibe）的共晶混合物来冷却。在典型的MSR中，冷却液也用作裂缝材料溶解的基质。使用的其他共晶盐组合包括带有“ naf”和“ becl ₂ ”的“ ZRF ₄ ” 。
• 有机核反应堆使用有机液（例如二苯基和萜苯基）作为冷却剂而不是水。

一代

• I一代反应堆（早期原型，例如航运港原子电站，研究反应堆，非商业电力反应堆）
• 第二代反应堆（当前大多数核电站，1965- 1996年）
• III代反应堆（现有设计的进化改进，1996- 2016年）
• III+反应堆（Gen III反应堆的进化发展），对Gen III反应堆设计的安全性提高，2017- 2021年）
• IV代反应堆（技术仍在开发中；未知的开始日期，见下文）
• V代反应堆（理论上可能是可能的，但目前尚未积极考虑或研究）。

在2003年，法国委员会召集了欧纳基（CEA）（CEA）是第一个在Nucleonics Week中提到“第二代”类型的人。

首次提到“ Gen III”是在2000年，以及IV代国际论坛（GIF）计划的启动。

美国能源部（DOE）于2000年命名“第四八世”，用于开发新的植物类型。

按燃料阶段

• 固体加油
• 流体加油
  • 水性均匀反应堆
  • 熔融盐反应器
• 燃气（理论）

按核心形状

• 立方体
• 圆柱形
• 八角形
• 球形
• 平板
• 环

通过使用

• 电
  • 核电厂，包括小模块化反应堆
• 推进，请参阅核推进
  • 核海洋推进
  • 各种建议的火箭推进
• 热量的其他用途
  • 淡化
  • 用于国内和工业供暖的热量
  • 氢生产用于氢经济
• 生产反应堆的元件变速器
  • 育种反应堆能够产生比在裂变链反应中消耗的更多裂变材料（通过将肥沃的U-238转换为PU-239或TH-232转换为U-233）。因此，一旦运行，就可以用天然甚至耗尽的铀加油，铀繁殖反应堆可以用or蛋白加油。但是，需要初始的裂变材料库存。
  • 创建各种放射性同位素，例如用于烟雾探测器的Americum ，以及用于成像和医疗的钴60，Molybdenum-99等。
  • 生产核武器材料，例如武器级plut 。
• 提供中子辐射的来源（例如，使用脉冲的godiva装置）和正电子辐射（例如中子激活分析和钾 - 阿贡测年）
• 研究反应堆：通常用于研究和培训，材料测试或用于医学和工业的放射性同位素的反应堆。这些比电动反应堆或推动船小得多，许多在大学校园里。在56个国家 /地区，大约有280个这样的反应堆运行。一些人以高增益的铀燃料运行，国际努力正在替代低增添燃料。

当前技术

• 加压水反应堆（PWR）[主持人：高压水；冷却液：高压水]

这些反应器使用压力容器包含核燃料，控制杆，主持人和冷却液。离开压力容器的热放射性水通过蒸汽发生器循环，进而将水的二次（非放射性）环加热到可以运行涡轮机的蒸汽。它们代表了当前反应堆的大多数（约80％）。这是一种热中子反应堆设计，其中最新是俄罗斯VVER-1200 ，日本高级加压水反应堆，美国AP1000 ，中国hualong加压反应堆和Franco-German欧洲加压反应堆。所有美国海军反应堆都是这种类型的。

• 沸水反应堆（BWR）[主持人：低压水；冷却液：低压水]

BWR就像没有蒸汽发生器的PWR。其冷却水的较低压力使其可以在压力容器内沸腾，从而产生运行涡轮机的蒸汽。与PWR不同，没有主要和次要循环。这些反应堆的热效率可能更高，并且可以更简单，甚至可能更稳定和安全。这是一种热中子反应器设计，其中最新是高级沸水反应堆和经济简化的沸水反应器。

• 加压重水反应堆（PHWR）[主持人：高压重水；冷却液：高压重水]

加拿大设计（称为Candu ），与PWR非常相似，但使用重水。尽管重水比普通水昂贵得多，但它具有更大的中子经济性（创造了更高的热中子），从而使反应堆可以在没有燃料富集设施的情况下运行。燃料没有使用单个大压力容器，而是在数百个压力管中包含。这些反应堆用天然铀燃料，是热中子反应堆设计。 PHWR可以在全力以赴（在线加油）的同时加油，这使他们在使用铀方面非常有效（可以在核心中进行精确的通量控制）。 Candu Phwrs是在加拿大，阿根廷，中国，印度，巴基斯坦，罗马尼亚和韩国建造的。印度还经营着许多经常被称为“ Candu衍生品”的PHWR，这是在加拿大政府在1974年微笑的佛陀核武器测试后停止与印度核对印度的核对。

• Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy（高功率通道反应堆）（ RBMK ）[主持人：Graphite;冷却液：高压水]

RBMK是一种苏联设计，在某些方面与Candu相似，因为它们在电源操作过程中是可以加油的，并且使用压力管设计而不是PWR风格的压力容器。但是，与Candu不同，它们非常不稳定且大型，为其制造固定建筑物昂贵。 RBMK设计也发现了一系列关键的安全缺陷，尽管其中一些在切尔诺贝利灾难后得到了纠正。他们的主要吸引力是他们使用淡水和未增强的铀。截至2022年，有8个仍在开放，主要是由于安全机构（例如DOE）的帮助。尽管有这些安全性的改进，但RBMK反应堆仍被认为是最危险的反应堆设计之一。 RBMK反应堆仅部署在前苏联。

• 气冷反应堆（GCR）和晚期气冷反应堆（AGR）[主持人：石墨；冷却液：二氧化碳]

与PWR相比，由于工作温度较高，这些设计的热效率很高。该设计有许多操作反应堆，主要是在英国开发的英国。较旧的设计（即Magnox站）要幺被关闭，要幺将在不久的将来。但是，AGR的预期寿命又是10到20年。这是一个热中子反应器设计。由于反应堆核心的大量，退役成本可能很高。

• 液态金属快速反应器（LMFBR）[主持人：无；冷却液：液态金属]

这种完全未修饰的反应堆设计产生的燃料比消耗的燃料更多。据说它们是“繁殖”燃料，因为由于中子捕获而在操作过程中产生可裂变的燃料。这些反应器在效率方面的作用很大，并且不需要太多的高压遏制，因为即使在非常高的温度下，液态金属也不需要保持高压。这些反应堆是快速中子，而不是热中子设计。这些反应堆有两种类型：

铅冷却

将铅作为液体金属提供出色的辐射屏蔽，并可以在非常高的温度下运行。同样，铅（主要）对中子透明，因此冷却液中的中子损失较少，冷却剂不会变成放射性。与钠不同，铅大多是惰性的，因此爆炸或事故的风险较小，但是从毒理学和处置观点中，如此大量的铅可能会出现问题。这种类型的反应器通常会使用铅孔的共晶混合物。在这种情况下，鞭毛会带来一些小的辐射问题，因为它对中子不太透明，并且可以将其传输到放射性同位素比铅更容易。俄罗斯阿尔法级潜艇使用铅孔冷却的快速反应堆作为其主要发电厂。

钠冷

大多数LMFBR是这种类型的。苏联的Topaz ， BN-350和BN-600 ；法国的超级Phénix ；在美国， Fermi-I是这种类型的反应堆。钠相对容易获得和使用，并且还设法可以实际防止浸入其中的各种反应堆零件上的腐蚀。但是，钠在暴露在水中时会剧烈爆炸，因此必须注意，但是这种爆炸不会比（例如）（例如）从加压水反应堆中泄漏过热的液体。日本的Monju反应堆在1995年遭受了钠泄漏，直到2010年5月才能重新启动。EBR-I是1955年第一个进行核心崩溃的反应堆，也是钠冷的反应堆。

• 卵石床反应器（PBR）[主持人：石墨；冷却液：氦气]

这些燃料模制成陶瓷球，然后通过球循环气体。结果是有效的，低维护的，非常安全的反应堆，具有廉价，标准化的燃料。原型是德国的AVR和THTR-300 ，它在1985年至1989年之间产生了308兆瓦的电力，直到经历了一系列事件和技术困难后被关闭。 HTR-10在正在开发HTR-PM的中国运营。 HTR-PM有望是进入操作的第一代IV反应器。

• 熔融盐反应器（MSR）[主持人：石墨，或无用于快速光谱MSR；冷却液：熔融盐混合物]

这些将燃料溶解在氟化物或氯化盐中，或将这种盐用于冷却液。 MSR可能具有许多安全功能，包括核心中没有高压或高度易燃的组件。由于它们的高效率和高功率密度，它们最初是为飞机推进而设计的。建造了一个原型，即熔融盐反应器实验，以确认液态氟化物thor反应器的可行性，氟化物thor反应堆是一种热光谱反应器，它将从thorium中繁殖裂变的铀233燃料。

• 水性均匀反应器（AHR）[主持人：高压轻或重水；冷却液：高压轻或重水]

这些反应器用作溶解在水中并与冷却液和主持人混合的燃料可溶性核盐（通常是硫酸铀或硝酸铀）。截至2006年4月，只有五个AHR正在运行。

未来和发展技术

高级反应堆

超过十几个高级反应堆设计处于开发的各个阶段。有些是从上面的PWR ， BWR和PHWR设计中进化的，有些是更根本的出发。前者包括先进的沸水反应堆（ABWR），其中两个现在正在与正在建设中的其他人一起运行，以及计划的被动安全经济简化的沸水反应堆（ESBWR）和AP1000单位（请参阅核电2010计划）。

• 整体快速反应堆（IFR）在1980年代建立，测试和评估，然后在1990年代由于管理核能不扩散政策而在克林顿管理下退休。回收用过的燃料是其设计的核心，因此仅产生当前反应堆浪费的一小部分。
• 卵石床的反应堆是一种高温气冷反应堆（HTGCR），因此设计高温通过多普勒拓宽燃料的中子横截面来降低功率输出。它使用陶瓷燃料，因此其安全的工作温度超过了减功温度范围。大多数设计都是通过惰性氦气冷却的。氦气不受蒸汽爆炸的约束，可以抵抗中子吸收，导致放射性，并且不会溶解可能变成放射性的污染物。典型的设计比轻水反应堆（通常为3）具有更多的被动遏制层（最多7个）。可能有助于安全的独特功能是，燃油球实际上构成了核心的机制，并且随着年龄的增长而被一个人替换。燃料的设计使燃料重新处理昂贵。
• 小型，密封，可运输，自主反应堆（SSTAR）主要在美国进行研究和开发，目的是作为一种快速育种反应堆被动地安全，并且可以远程关闭，以防万一它被篡改。
• 干净且环境安全的晚期反应堆（Caesar）是一种使用Steam作为主持人的核反应堆概念 - 这种设计仍在开发中。
• 减少的适量水反应堆建立在目前正在使用的高级沸水反应堆ABWR上，它不是一个完整的快速反应器，而是使用大部分的中子，该反应器在速度下的热中子和快速中子之间。
• 氢化的自调节核电模块（HPM）是从洛斯阿拉莫斯国家实验室发出的反应堆设计，该设计使用氢铀作为燃料。
• 亚临界反应堆设计为更安全，更稳定，但构成了许多工程和经济困难。一个例子是能量放大器。
• 基于th的反应堆 - 可以在专门为此目的设计的反应堆中转换为U-233的U-233。这样，可以使用thoruim繁殖U-233核燃料的四倍。与传统上使用的U-235相比，U-233还具有有利的核能，包括更好的中子经济和长期存在的跨硫属废物的生产。
  • 先进的重水反应堆（AHWR） - 拟议的重水核电反应堆将是PHWR类型的下一代设计。印度Bhabha原子研究中心（BARC）的开发。
  • Kamini - 使用铀233同位素用于燃料的独特反应器。由BARC和Indira Gandhi原子研究中心（ IGCAR ）建于印度。
  • 印度还计划使用TRONIUM - 铀233燃料周期来构建快速育种反应堆。在印度Kalpakkam （印度）运行的FBTR（快速育种测试反应堆）使用p使用燃料和液体钠作为冷却剂。
  • 控制Cerro Impacto矿床的中国有一个反应堆，并希望用核能代替煤炭能源。

劳斯莱斯（Rolls-Royce）的目标是出售核反应堆为飞机生产Synfuel 。

IV代反应堆

IV代反应堆是一组理论核反应堆设计。尽管世界核协会建议有些人可能在2030年之前进行商业操作，但通常不预计这些这些都不会在2040- 2050年之前用于商业用途。当前在世界各地运营的反应堆通常被认为是第二代或第三代系统，第一代系统已经退休了。对这些反应堆类型的研究由IV代国际论坛（GIF）正式启动，基于八个技术目标。主要目标是提高核安全性，提高耐药性，最大程度地减少废物和自然资源利用，并降低建造和经营此类植物的成本。

• 气冷快速反应堆
• 铅冷的快速反应堆
• 熔融盐反应器
• 钠冷的快速反应堆
• 超临界水反应堆
• 非常热的反应堆

V代+反应堆

V代反应堆是理论上可能的设计，但目前尚未积极考虑或研究。尽管某些V一代反应堆可能是通过当前或近期技术来构建的，但由于经济学，实用性或安全性，它们引发了很少的兴趣。

• 液态核反应堆。闭环液核核反应堆，其中裂变材料是熔融铀或铀溶液，该溶液由通过遏制容器底部的孔中的孔中泵入的工作气体冷却。
• 气核反应堆。核灯泡火箭的封闭环版本，其中裂缝材料是融合二氧化矽容器中包含的气态铀六氟化物。工作气体（例如氢）将在该容器周围流动并吸收反应产生的紫外线。这种反应堆设计也可以用作火箭引擎，正如哈里·哈里森（Harry Harrison）1976年的科幻小说《天空》（Skyfall）中所述。从理论上讲，将UF ₆直接用作工作燃料（而不是像现在这样的阶段）将意味着降低加工成本和很小的反应堆。实际上，以如此高的功率密度运行反应堆可能会产生难以管理的中子通量，削弱大多数反应堆材料，因此，由于通量与融合反应堆中的预期相似，因此它需要与国际融合选择的材料相似的材料材料辐射设施。
  • 气芯EM反应器。就像在气体芯反应堆中一样，但是光伏阵列将紫外线直接转换为电。这种方法类似于实验证明的光电效应，该光电效应将通过高能光子通过一系列导电箔将其某些能量传递到电子的能量，即光子的能量，从而将从动脉融合产生的X射线转化为电力。被静电捕获，类似于电容器。由于X射线比电子的材料厚度要大得多，因此需要数百或数千层来吸收X射线。
• 裂变片段反应器。裂变片段反应器是一种核反应堆，它通过减速裂变副产物而不是使用核反应来产生热量来产生电力。通过这样做，它绕过了卡诺循环，可以实现高达90％的效率，而不是通过有效的涡轮驱动的热反应器实现的40-45％。裂变碎片离子束将通过磁流体动力学发电机发电。
• 混合核融合。将使用Fusion发出的中子来裂变肥沃的材料（例如U-238或TH-232） ，并将其他反应堆花费的核燃料/核废料变成相对较大的同位素。

融合反应堆

原则上可以将受控的核融合使用在融合发电厂中用于产生电源而没有处理actinides的复杂性，但仍然存在重大的科学和技术障碍。尽管研究始于1950年代，但预计在2050年之前就不会进行商业融合反应堆。该项目目前正在领导利用融合能力的努力。

核燃料循环

热反应器通常取决于精制和富集的铀。一些核反应堆可以用p的混合物和铀（参见MOX ）来工作。铀矿石被开采，加工，富集，使用，可能被重新加工和处置的过程称为核燃料循环。

在自然界中发现的铀的1％以下是易于裂变的U-235同位素，因此大多数反应堆设计都需要富集的燃料。富集涉及增加U-235的百分比，通常是通过气体扩散或气体离心机完成的。然后将富集的结果转换为二氧化铀粉，将其压紧并发射为沈淀形式。这些颗粒被堆叠成管子，然后将其密封并称为燃料棒。这些燃料棒中的许多用于每个核反应堆。

大多数BWR和PWR商业反应器都使用富含大约4％U-235的铀，并且一些具有高中子经济的商业反应器根本不需要燃料富集（也就是说，它们可以使用天然铀）。根据国际原子能局的说法，世界上至少有100个研究反应堆受到高度富集（武器级/90％富集）铀的助长。这种燃料的盗窃风险（可能用于生产核武器）导致了主张这种反应堆转换为低增益铀的运动（这对增殖的威胁较小）。

裂变的U-235和非裂缝，但裂变和肥沃的U-238均在裂变过程中使用。 U-235可以通过热（IE缓慢移动）中子进行裂变。热中子是一个与周围原子相同的速度。由于所有原子都与其绝对温度成正比振动，因此热中子有最佳机会在以相同的振动速度移动时进行裂变U-235。另一方面，当中子快速移动时，U-238更有可能捕获中子。这个U-239原子很快将腐烂到plutonium-239，这是另一种燃料。 PU-239是一种可行的燃料，即使使用了高度富集的铀燃料，也必须考虑到。 p裂将在某些反应堆中占主导地位的U-235裂隙，尤其是在花费U-235的初始加载之后。 p可以使用快速和热中子进行裂变，这使其非常适合核反应堆或核弹。

现有的大多数反应堆设计是热反应器，通常使用水作为中子主持人（主持人意味着它将中子降低到热速度）和冷却剂。但是，在快速育种反应堆中，使用了其他一些冷却液，不会适度或减慢中子的速度。这使得快速中子可以占主导地位，可以有效地用来不断补充燃油供应。通过仅将廉价的未富含铀放置在这样的核心中，不可屈服的U-238将变成PU-239，即“育种”燃料。

在Thor燃料周期中， Thorium-232在快速或热反应器中吸收中子。 Thorium-233β衰减为Protactinium -233，然后腐烂到铀233，而铀233又被用作燃料。因此，像铀238一样，Thorium-232是一种肥沃的材料。

加油核反应堆

核燃料储层中的能量量经常以“全功率日”的形式表示，这是24小时（天）的24小时（天）的数量，以全功率输出以产生热量以产生热量活力。反应堆工作周期中的全功率天数（在加油时间之间）与周期开始时燃料组件中包含的裂隙铀235 （U-235）的量有关。在周期开始时，核心中的U-235百分比较高，将使反应堆在大量的全功率日内运行。

在运营周期结束时，一些组装中的燃料是“花费的”，在产生电源的反应堆上花费了四到六年。这种耗资燃料已排放，并用新的（新鲜）燃料组件代替。尽管被认为是“花费的”，但这些燃料组件包含大量燃料。实际上，经济学决定了反应堆中核燃料的寿命。在发生所有可能的裂变之前，反应堆无法维持100％，全部输出功率，因此，随着植物输出功率的降低，公用事业的收入降低了。大多数核电厂由于开销的运营幅度非常低，主要是监管成本，因此在100％以下的电源在很长时间内不可行。反应堆在加油过程中更换的反应堆燃料芯的一部分通常是三分之一，但取决于植物在加油之间运行的时间。植物通常在18个月的加油周期或24个月加油周期中运行。这意味着，只要替代三分之一的燃料的加油就可以使核反应堆全力持续近两年。这种用过的燃料的处置和存储是商业核电站运营最具挑战性的方面之一。这种核废料具有很高的放射性，其毒性构成了数千年的危险。从反应堆中排出后，将用过的核燃料转移到现场用过的燃油池。用过的燃料池是一大池水池，可提供耗尽的核燃料的冷却和屏蔽，并限制辐射暴露于现场人员。一旦能源腐烂了（大约五年），燃料就可以从燃料池转移到干燥的屏蔽桶中，可以安全地存储数千年。装入干屏蔽的木桶中后，将木桶存放在不透水的混凝土掩体中的特殊保护设施中。现场燃料存储设施旨在承受商业客机的影响，几乎没有损坏用过的燃料。平均的现场燃料存储设施可以在比足球场小的空间中持有30年的燃油。

并非所有反应堆都需要关闭以加油。例如，卵石床反应堆， RBMK反应堆，熔融盐反应器， Magnox ， AGR和Candu反应器允许在运行时燃料通过反应器。在Candu反应堆中，这还允许单个燃油元件位于反应堆芯中，最适合燃料元件中的U-235量。

从核燃料中提取的能量的量称为其燃烧，这是根据初始燃料重量产生的热能表示的。燃烧通常表示为每公吨初始重金属的兆瓦天热。

核安全

核安全涵盖了预防核和辐射事故和事件或限制其后果采取的行动。核电行业改善了反应堆的安全性和性能，并提出了新的，更安全（但通常未经测试的）反应堆设计，但不能保证反应堆会正确设计，构建和操作。确实发生了错误，日本福岛的反应堆设计师并没有预料到地震产生的海啸会禁用地震后本来可以稳定反应堆的备用系统，尽管NRG和日本核安全管理多次警告。根据瑞银（UBS AG）的说法，福岛I核事故对即使像日本这样的发达经济体也可以掌握核安全性引起怀疑。涉及恐怖袭击的灾难性情况也可以想像。 MIT的一个跨学科团队估计，鉴于2005年至2055年核电的预期增长，在那个时期，至少有四起严重的核事故。

核事故

严重（尽管很少见）发生了核和辐射事故。其中包括挡风玻璃大火（1957年10月）， SL-1事故（1961年），三英里岛事故（1979年），切尔诺贝利灾难（1986年4月）和福岛Daiichi核灾难（ 2011年3月）。核动力海底事故包括K-19反应堆事故（1961）， K-27反应堆事故（1968）和K-431反应堆事故（1985）。

核反应堆已发射到地球轨道至少34次。许多事件与无人核能动力的苏维埃人有关，尤其是Kosmos 954雷达卫星，导致核燃料从轨道重新进入地球大气层，并在加拿大北部分散（1978年1月）。

天然核反应堆

将近20亿年前，在西非加蓬的现在被称为Oklo的地区，一系列自我维持的核裂变“反应堆”。在那个地方和时间的条件允许在与构造的核反应堆中的条件相似的情况下发生自然的核裂变。到目前为止，在加蓬的Oklo铀矿的三个单独的矿床中发现了15个自然裂变反应器。 1972年，法国物理学家弗朗西斯·佩林（Francis Perrin）于1972年首次发现，它们被称为Oklo化石反应堆。大约15亿年前的这些反应堆发生了自我维持的核裂变反应，并跑了数十万年，在此期间平均功率输出为100 kW。天然核反应堆的概念早在1956年就由阿肯色大学的保罗·库罗达（ Paul Kuroda）提出。

在目前的地质时期，这种反应堆不再在地球上形成。在数亿年的时间段里，以前更丰富的铀235的放射性衰变使这种天然存在的裂变同位素的比例降低到仅以平淡的水作为主持人来维持链反应所需的数量。

当富含铀的矿物沉积物被充当中子主持人的地下水淹没时形成的天然核反应堆，发生了强大的链反应。随着反应的增加，水位主持人会沸腾，从而使其恢复原状并防止崩溃。裂变反应持续了数十万年，在小时到几天的时间内骑自行车。

对地质放射性废物处理感兴趣的科学家对这些天然反应堆进行了广泛的研究。他们提供了一个案例研究，了解放射性同位素如何通过地壳迁移。这是一个重要的争议领域，因为地质废物处置的反对者担心，储存废物的同位素可能最终出现在供水中或被带入环境中。

排放

核反应堆作为正常操作的一部分产生tri虫，最终以微量数量释放到环境中。

作为氢的同位素，Tritium（t）经常与氧气结合并形成t ₂ o 。该分子在化学上与H ₂ O相同，因此无色和无味，但是氢核中的其他中子会导致Tritium经历β衰变，半寿命为12。3年。尽管是可衡量的，但核电站释放的trium是最小的。美国NRC估计，一个人在被他们认为是重大轻率的漏水的污染中饮用一年的人会接受0.3毫米的辐射剂量。为了进行比较，这是一个比一个人在从华盛顿特区到洛杉矶的往返飞行中接收的4毫米级的数量级，这是由于对高海拔高度的高能宇宙射线的大气保护较少。

在正常运营下从核电站释放的锶90的量是如此之低，以至于在自然背景辐射上无法检测到。在地下水和一般环境中可检测到的延髓-90可以追溯到20世纪中叶发生的武器测试（占环境中锶-90的99％）和切尔诺贝利事故（占其余1％的占1％ ）。

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