重水反應堆

用重水作慢化劑的熱中子反應堆。可以用重水、普通水、二氧化碳和有機物作冷卻劑。重水的熱中子吸收截面很小，可以採用天然鈾燃料。鈾燃料的利用率高於輕水堆，燒過的燃料的235U含量僅為0.13%，乏燃料不必進行後處理。這種堆可以作為生產堆、動力堆和研究堆使用。堆內中子經濟性好，可生產氚和發展成為先進的轉化堆。堆內重水裝載量大，反應堆造價較高。 ^[1] 

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，從此開闢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。

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於裂變的材料只有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各佔99.238%和0.0058%，後兩種均不易裂變。

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。

用這些裂變材料製成金屬、金屬合金、氧化物、碳化物等形式作為反應堆的燃料。

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、鋯合金和不鏽鋼等。

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，又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、銀銦鎘合金等。 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。

由於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。

反應堆周圍設屏蔽層，減弱中子及γ劑量。

該系統能監測並及早發現放射性泄漏情況。

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、中子能量分佈形式、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。 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、鈈-239；

（3）動力堆，利用核裂變所產生的熱能廣泛用於艦船的推進動力和核能發電。反應堆分類情況見下表。

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：由於較高的工作温度和較大的冷卻劑流量只有在加壓系統中才能實現，因此，必須採取加壓罐式結構。

重水研究實驗堆：重水的中子吸收截面小，允許採用天然鈾燃料，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。

主要用於生產易裂變材料或其他材料，或用來進行工業規模輻照。生產堆包括產鈈堆，產氚堆和產鈈產氚兩用堆、同位素生產堆及大規模輻照堆，如果不是特別指明，通常所説的生產堆是指產鈈堆。 該堆結構簡單，生產堆中的燃料元件既是燃料又是生產鈈-239的原料。中子來源於用天然鈾製作的元件中的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，餘下的中子被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個鈈原子。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。

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。

採用低濃（鈾-235濃度約為3%）的二氧化鈾作燃料，高壓水作慢化劑和冷卻劑。是目前世界上最為成熟的堆型。

採用低濃（鈾-235濃度約為3%）的二氧化鈾作燃料，沸騰水作慢化劑和冷卻劑。

重水作慢化劑，重水（或沸騰輕水）作冷卻劑，可用天然鈾作燃料，達到商用水平的只有加拿大開發的坎杜堆，我國正建一座重水堆核電站。

以石墨作慢化劑，二氧化碳作冷卻劑，用天然鈾燃料，最高運行温度為360℃，這種堆已有豐富的運行經驗，到90年代初期已運行了650個堆年。

採用鈈或高濃鈾作燃料，一般用液態金屬鈉作冷卻劑。不用慢化劑。根據冷卻劑的不同分為鈉冷快堆和氣冷快堆。

用輕水作為慢化劑和冷卻劑的核反應堆被稱為輕水反應堆，包括沸騰水堆和加壓水堆輕水也就是一般的水，廣泛地被用於反應堆的慢化劑和冷卻劑。與重水相比，輕水有廉價的長處，此外其減速效率也很高沸騰水堆的特點是將水蒸汽不經過熱交換器直接送到氣輪機，從而防止了熱效率的低下，加壓水堆則用高壓抑制沸騰，對輕水一般加100至160個大氣壓，從而熱交換器把一次冷卻系（取出堆芯產生的熱）和二次冷卻系（發生送往蝸輪機的蒸汽）完全隔離開來 。

水是使核反應堆中產生的中子減速的最好材料之一。 用重水即氧化氘（D2O）作為慢化劑的核反應堆被稱為重水反應堆，或簡稱為重水堆，如今反應堆幾乎都利用熱中子，因此慢化劑是反應堆不可缺少的組成部分慢化劑與中子碰撞使中子亦即減少中子的數量的話，便失去了意義。所以，重水是非常優異的慢化劑，它與石墨並列是最常用的慢化劑。

重水反應堆產生的副產物(如鈈、氚等)比輕水反應堆產生的更多，這些副產物可以用於製造如裂變式原子彈、聚變式原子彈、中子彈以及初級熱核武器。

雖然普通的輕水在一些反應堆(如輕水反應堆)中也可以作為中子慢化劑 ，但由於輕水能吸收中子使反應堆中中子濃度降低，所以輕水反應堆中的核燃料需要更高程度地濃縮以達到臨界質量，才能為持續反應提供保證。所以相對於輕水反應堆，重水反應堆對核燃料中有效放射性同位素濃度要求極低，可省去絕大部分提純中使用的同位素分離工序，且其乏燃料不必進行後處理。

重水反應堆的一些反對者認為正因為這類反應堆可用低濃縮鈾甚至未濃縮鈾作為核燃料，所以建立基於這類反應堆的核電站會增加核擴散的風險：當某個國家掌握重水反應堆技術後，其只需天然鈾就可以運行核電站，並通過核反應產生可用於製造核武器的危險放射性副產物，因此，這些國家便可繞過國際機構對濃縮鈾的監管而發展核武器。

印度曾從一個稱為“CIRUS”的研究用重水反應堆提取出鈈元素，並用於其首次核試驗(“笑佛核試驗”)。