核裂变反应堆技术heliebian fanyingdui jishunuclear fission reactor technology

控制反应堆中链式裂变反应和导出裂变反应所释放的能量，并确保反应堆安全、可靠、经济地启动、运行、停堆、换料和处置的技术。
有些核素如铀-235和钚-239的原子核受中子轰击后可分裂成两块并放出两至三个次级中子和一定能量。这些次级中子又可引起其余可裂变核的分裂，在一定条件下连续下去便形成链式反应。根据此原理设计成反应堆。反应堆的人为控制主要是通过含强烈吸收中子材料的控制棒的操作而完成的。随着控制棒在反应堆中的插入或抽出移动，它吸收的中子数发生变化，就可人为地控制裂变反应。当堆内中子数不增不减时，反应堆功率就保持不变；中子数越来越多时，堆功率就增长；反之则功率下降直到实际上等于零的停堆状态。
反应堆的核心部分是堆芯，它由裂变材料、载热剂、慢化剂（快中子堆没有）、反射层材料和结构材料组成。自20世纪40年代出现反应堆以来，技术已有很大发展。反应堆按用途分为：生产堆（产钚堆及产氚堆）、动力堆(电站堆、推进堆及供热堆)和研究实验堆；按慢化剂和载热剂分为：石墨慢化水冷堆或气冷堆、重水堆、压水堆、沸水堆和高温气冷堆；按燃料分为：天然铀堆、浓缩铀堆、铀钚混合氧化物堆和钍堆；按中子能量分为：快中子堆、中能中子堆和热中子堆。
生产堆的用途是将铀-238转变为钚-239，将锂-6转变为氚。产钚堆一般用天然铀作燃料，石墨或重水作慢化剂。钚的产量与反应堆的热功率和运行天数成正比。每兆瓦热功率每天可生产约1克钚。为了取得武器级钚，应限制钚-240含量，为此燃料燃耗不允许超过一定限度。从中子物理性能来看，慢化剂温度较低有利军用钚的生产。因为钚-239的吸收截面在中子能量等于0.3电子伏处有一共振峰，高温慢化剂会使慢化的热中子能谱靠近此共振峰，所以在相等产量下会比低温慢化剂生成较多的钚-240。天然铀石墨堆的特点是体积庞大和燃料管道多。产氚堆一般采用以浓缩铀为燃料的重水堆，这是因为重水吸收中子少，堆内有较多剩余中子，其产氚量比石墨生产堆大许多倍。重水堆的体积比较小，但因重水昂贵，所以基建投资比较大。重水堆的密封性要求高，运行和维修比较复杂。生产堆除生产钚和氚外，还可利用堆内多余中子生产各种同位素，如产钚堆就可附带产氚。
目前世界上的核潜艇都使用压水堆，其二回路蒸汽通过汽轮齿轮机组驱动艇尾螺旋桨，也可采用汽轮发电机组通过直流电动机驱动，以避免齿轮噪音。但电气传动的缺点是重量大。潜艇压水堆要求体积小、重量轻，反应堆应能随时启动、停堆和短时间内能大幅度改变功率，因此控制系统应灵活和自动化，堆内各项设备应耐冲击、振动和摇摆。
反应堆的关键技术还包括：确保运行安全的技术、特殊材料和设备部件的制造技术及换料和废料处理与处置的技术等。