Rikunarita-ORG/Wikinium huggingface dataset:
# 中子反射体

1945年臨界事故一部分的重現， 一個鈽核被具中子反射性的碳化鎢磚環繞。原始實驗旨在測得額外磚塊被放入後的輻射量變化，但磚塊掉落而過於靠近反應堆，導致鈽核進入超臨界狀態。
**中子反射体**是指可以反射中子的任何材料。如石墨、鈹、鋼、碳化鎢或其他。這裡的反射指的是彈性散射而非鏡反射。中子反射物料可使原本未達臨界質量之可裂變物質達到臨界質量，或增加一個臨界或超臨界狀態反應堆的反應數，在兩起有關惡魔核心的核事故中充分展現此一作用*。*

## 核反應器

在鈾反應堆旁包覆中子反射体可大幅降低在同樣原料、幾何設計下的臨界質量。由輕量材料製成的中子鏡在反應爐中也具有中子減速劑的作用， 重量材料如鉛或鉛鉍合金對中子動能影響較小。
## 核武器

類似的包覆設計也可用於減低核武器的臨界質量， 用於核武器時此包覆設計同时有另一作用: 它的慣性可延遲核反应材料的擴張，因此這類包覆常被稱作填塞物（tamper）。隨著反應進行， 核武器本身逐漸擴張分解， 這將使核反應逐漸停止，使用填塞物设计可產生持續更久， 更有能量及效率的核反應。最有效的包覆设计其材料一般有极高的密度，因没有材料能够在核反应的极端压力下保持完整，所以材料张力与反应效率并无关系。巧合的是高密度材料同样也是优良的中子反射体，这使得他们倍加适用于核武器。首个核武器使用了重铀或碳化钨作为其中子反射体。

* 核武器設計
* 中子散射

## 參考資料

* Neutron reflectivity introduction (ISIS)
* 此設施介紹
# 中子减速剂

**中子減速劑**（英語：Neutron moderator，又稱**中子慢化劑**）在一般情况下，可裂變核發射出的中子的飛行速度比可被裂變核捕獲的中子速度要快，因此為了產生鏈式反應，就必須要將中子的飛行速度降下來，这時就會使用中子減速劑。

石墨中的碳元素，以及水中的氫元素都能起到慢化作用。因此通常用於熱中子反應堆慢化劑的有三種材料。

* 以普通水（H
2O）的形式存在的氫的輕同位素和普通同位素
* 氘，以重水（D
2O）形式存在的氫的重同位素
* 碳，以石墨形式存在
# 蒸汽发生重水反应堆

**蒸汽发生重水反应堆（Steam Generating Heavy Water Reactor，SGHWR）**是英国一种商用核反应堆的设计，反应堆用重水减速中子，用轻水冷却。冷却剂和沸水反应堆一样在反应堆中沸腾变高压蒸汽，驱动涡轮和发电机發电。

温弗瑞斯反应堆是唯一使用该设计的反应堆，装机功率一億瓦，1967年并网发电，1990年退役。有个更大功率（6.5億瓦）的同型设计在1974年獲选为英国未来反应堆建设基础，但用电量下降，1976年取消计划。

蒸汽发生重水反应堆是同时代下新反应堆设计的一种，类似的有在魁北克基于加拿大重水铀反应堆改进的根提利核电站、日本的普贤热中子新型转换堆和从未投入使用的意大利CIRENE反应堆。这些设计与加拿大重水铀反应堆（CANDU）最大不同的是后者用重水冷却反应堆。

## 參考文獻
# 超高温实验堆

**超高溫實驗堆**（**UHTREX**）是美國一座實驗性質的反應堆。1959年，該反應堆在洛斯阿拉莫斯国家实验室建成，並作爲一個實驗性電站一直運行到1971年退役。 在設計上，該反應堆屬於高溫氣冷堆，使用石墨作爲減速劑，氦作爲冷卻劑。

超高溫實驗堆有兩個突出的特點，有別于一般的高温气冷堆。其一是超高溫實驗堆的出口溫度可達1,300 °C以上，比高溫氣冷堆的出口溫度更高，有利於提高換能效率。另一點是其設計中冷卻回路會受到裂變產物的污染，以簡化反應堆設計並降低成本。這在安全上可能有不利影響。 超高溫實驗堆的目的就在於評估這些優缺點的利弊。 該反應堆于1969年實現滿功率發電。

超高溫實驗堆是美國核热火箭計劃的後續研究。

## 堆芯設計

超高溫實驗堆堆芯是一個由固體石墨構成的垂直空心圓型缸體，可以在水平方向上旋轉。

超高溫實驗堆反應堆堆芯橫截面圖。缸體直徑為70英寸（1.78米），內徑23英寸（0.58米），高39英寸（0.99米）。堆芯有312個燃料通道。這些通道以15度的間隔均勻地分布在堆芯周圍，分爲13層，每層有24個通道。每個通道最多可容納四個燃料元件。更換燃料時，只需要把堆芯旋轉到含有被更換元件的通道，推入一個新的元件。用過的乏燃料元件會被推出堆芯，通過乏燃料通道跌落到反應堆底部等待收集。在滿功率下，該反應堆每天更換一到六個燃料元件。其頻率取決于燃料元件的濃縮度和孔隙度。這個設計能産生3兆瓦的熱能。

## 優點

一般核反應堆通過包覆燃料顆粒、將燃料顆粒密封在燃料棒內或通過獨立的管道輸送冷卻劑來防止冷卻劑直接接觸燃料顆粒。這樣可以防止冷却剂的汙染。但密封燃料組件的缺點之一包括裂變産物在燃料元件內積纍。裂變產物中的一些核素會妨害裂變反應，在大部分燃料被用完之前導致產熱效率下降。此時反應堆便需要重新加注燃料。保持燃料和冷卻劑的分離也會帶來設計上的挑戰。比如，冷卻劑所需的金屬管道只能在遠低於其熔點的溫度下運行，從而降低了反應堆的最大理論熱效率。如果沒有金屬管道的限制，反應堆理論上可以在高於大多數金屬熔點的溫度運行。

超高溫實驗堆使用空心圓柱體的多孔碳壓塑燃料元件，圓柱體外沒有其它包覆層。其制造方法比較簡單。首先將用硝酸鈾酰水溶液浸漬多孔碳圓柱體，經過空氣幹燥然後在轉化爐中焙燒，將硝酸鈾酰分解爲氧化鈾。這些氧化物顆粒緊密的附著在多孔石墨基體中。這種燃料元件的制造成本比其它類型的燃料要低很多。其主要優點是，除了可達到的高溫外，多孔的石墨可以使裂變産物中大部分中子毒物從燃料棒中遷移出來，被冷卻劑帶走，最終經過濾而清除。因此，燃料棒有更高的燃燒利用率（最高可達50%）。這遠高於常見的輕水堆。

## 缺点

超高溫實驗堆的主要缺点是，整个主冷却回路——包括所有泵、压缩机、風機、热交换器等等和冷卻劑本身——會受到裂变产物的嚴重污染。超高溫實驗堆沒有二回路。燃料棒摩擦而產生的石墨粉塵會擁塞甚至破壞機械的正常運轉，導致停堆。一旦堆芯發生泄漏，可能对人员和环境构成重大危害。由于污染，超高溫實驗堆无法停堆进行換料，只能使用远程在线換料。

大約在同一時期，前蘇聯設計並興建了大量建設簡單、造價低、易維護但不注重冗餘性和安全性的RBMK反應堆，並最終釀成切尔诺贝利核災難。從長遠來看，為追求低成本、大功率而犧牲安全絕非可取的設計思想。因此超高溫實驗堆在封堆之後，基本無人問津。相比之下，高溫氣冷堆雖然出口溫度稍低，但安全性更有保障，近年來在新核電站建設中受到重視。

## 技術參數

* 燃料 - 高濃縮鈾
* 設計熱功率 - 3 兆瓦
* 堆芯建築材料 - 石墨
* 減速劑 - 石墨
* 堆殼 - 碳鋼， 直徑158英寸（4.01米），厚度 1.75英寸（0.04米）
* 燃料通道 - 312個。每個內徑為1.1英寸（27.94 mm），長23.5英寸（0.60米），可容納4個燃料元件
* 燃料元件 - 每個外徑為1英寸（25.40 mm），內徑為0.5英寸（12.70 mm），長5.5英寸（139.70 mm）
* 堆芯功率密度 - 1.3 瓦/立方厘米
* 燃料利用率 - 可達 50%
* 冷卻劑 - 氦，工作壓力500 psi（34.02 atm）
* 冷卻劑溫度 - 進口1,600 °F（871 °C），出口2,400 °F（1,316 °C）
* 冷卻劑流速 - 1.29 千克/秒

* 西欧米茄反应堆
* 克莱门汀反应堆
# 鎂諾克斯反應爐[编辑]

顯示氣體流動的鎂諾克斯反應爐 (Magnox) 核反應器示意圖。熱交換器位於混凝土輻射屏蔽之外。這代表了早期 Magnox 設計，採用圓柱形鋼製壓力容器。
**鎂諾克斯反應爐**（英語：Magnox）為第一代核子反應爐，使用石墨作中子減速劑，二氧化碳作冷卻劑（運轉壓力為20巴，出口溫度為攝氏400度），天然鈾（鈾-235濃度約為0.72%）為燃料。燃料包在「鎂諾克斯」牌的鎂合金內，這款核子反應爐因此名為「鎂諾克斯反應爐」。與大多數其他「第一代反应堆」一樣，Magnox 的設計具有雙重目的，即為英國新生的核武計劃生產電力和鈽-239。這個名稱特別指英國的設計，但有時也泛指任何類似的反應器。

英國 Calder Hall - 全球第一座商用核電站。 於 1956年8月27日首次與國家電網連接，並於 1956年10月17日由英國女王伊莉莎白二世正式啟用。
爐心直徑十四公尺，高八公尺，熱效率為31%。但和其他核能反應爐相比，能量密度很低。曾建於英國、法國、義大利和日本。最早的一台於1956年啟動，最後一台於2015年12年停機。這兩台都在英國。

Magnox 設計的「雙重用途」能力，使得英國在B205核燃料再处理設施 (Magnox Reprocessing Plant) 的協助下，建立了大量燃料等級／反应堆级钚儲存。在 1960 年代的美國-英國「反應堆等級」鈈引爆試驗後，反應堆設計的低燃耗值特性將成為改變美國管制分類的罪魁禍首。儘管在後來的幾十年中，隨著發電成為主要的營運目標，鎂諾克斯反應爐的設計也有所改善，但仍無法與效率更高、燃料「燃耗值」更高的壓水式反應堆競爭。

這種類型的反應爐總共只建造了幾十座，其中大部分在 1950 年代至 1970 年代在英國建造，很少出口到其他國家。第一個上線的Magnox 反應爐是1956 年的Calder Hall（位於塞拉菲爾德），通常被認為是世界上第一個商業核電站， 而英國最後關閉的反應爐是 2015 年位於Wylfa（位於安格尔西岛）的1 號反應爐。至 2016 年，朝鲜民主主义人民共和国仍是唯一繼續使用 Magnox 型風格的反應堆的運營者，位於宁边原子能研究所。Magnox 設計已被進階版氣冷反應爐所取代，其冷卻方式類似，但包含改善其經濟效能的變更。

## 退役

2007年冷卻水塔拆除前的 Chapelcross核電站
核退役管理局 (NDA) 負責英國 Magnox 發電廠的退役，估計成本為 £126 億英鎊。關於是否應採用25年或100年退役策略存在爭議。 80年後，去除燃料的核心中的短壽命放射性物質將會衰變到人類可以進入反應器結構的程度，簡化了拆除工作。更短的退役策略需要機器人核心拆卸技術。目前大約 100 年的退役計畫稱為 安全儲存 (Safestore)。也考慮了 130 年延期安全儲存策略，預計節省成本 £14 億英鎊，但未選擇。

此外，塞拉菲尔德場址除其他活動外，還對 Magnox 廢燃料進行核燃料再处理，其退役成本估計為 £315 億英鎊。Magnox 燃料在普雷斯頓附近的 Springfields 生產，估計退役成本為 £3.71 億英鎊。Magnox 活動的退役總成本可能超過 £200 億英鎊，平均每個生產反應堆場約 £20 億英鎊。

Calder Hall 於 1956 年啟用，是世界上第一座商業核電站，也是英國工業遺產的重要部分。核退役管理局正在考慮是否將 Calder Hall 1 號反應堆保留為博物館遺址。

英國所有的 Magnox 反應堆場址 (除了 Calder Hall 之外) 均由 Magnox Ltd 營運，該公司是核退役管理局的子公司。

## 参考资料
# 氟锂铍

融化后的氟锂铍正在流动，绿色来自溶解的四氟化铀
**氟锂铍**（FLiBe）是由氟化锂（LiF）和氟化铍（BeF2）混合产生的熔盐。氟锂铍既可作为核反应堆的冷却剂，也可作为反应堆增殖和裂变材料的溶剂。在熔盐反应堆中氟锂铍既是反应堆燃料，又是反应堆冷却剂，以此提高反应堆的热效率及安全性。

氟化锂和氟化铍按2:1混合后形成定比化合物Li2BeF4，其熔点为459 °C，沸点为1430 °C，密度为1.94 g/cm3。 其容积热容为4549kJ/m3K，在典型的反应堆环境下是钠的四倍以上，超过氦两百倍，与水非常相似。，在固体下呈晶粒状，颜色为白色透明，融化后变为完全透明的液体。但如UF4及NiF2之类的可溶氟化物可显著改变Li2BeF4在固态及液态下的颜色。这一特性可用分光光度法对其进行分析，其在熔盐反应堆中被广泛使用。

氟锂铍的共晶混合物中BeF2的比例稍超过了50%，共晶混合物的熔点为360°C. 但是额外加入的BeF2导致该混合物的粘性显著增加，令其没有任何实际用途。BeF2的特性和玻璃非常相近，其是唯一一个含有足够摩尔百分比路易斯碱的熔盐流体。路易斯碱，如碱金属氟化物，会向铍（Be）提供氟离子，以此破坏增加粘度的玻璃状键。 氟锂铍中，氟化铍能够在液态下从两个氟化锂分子中分离两个氟离子，将其转化成四氟化铍阴离子BeF42−。

## 性质

FLiBe及其他氟化物熔盐有独特的化学特性，例如反应所需的高温，盐的离子特性，及反应的可逆性。在常见情形下，FLiBe融化再复合：

 WIKINIUM\_MATH\_PH\_0 .

该反应在熔盐刚刚开始熔融时发生。如反应在大气环境下发生，反应物会吸收水分。吸收的水分将在高温时转化BeF2成氧化物或氢氧化物，以此影响反应进程。

 WIKINIUM\_MATH\_PH\_2 .

以及

 WIKINIUM\_MATH\_PH\_4 .

虽然BeF 2是一种非常稳定的化合物，但氧化物，氢氧化物和氟化氢的形成降低了盐的稳定性和惰性，导致其具有腐蚀性。需要注意的是不仅氟化氢，上述两个反应中的所有可溶物质均带有腐蚀性。因为反应物溶解时会改变他们的还原电位。氧化还原电位是盐中的先天的可测量电压，其是测量盐中腐蚀能力的主要指标。 通常情况下反应为0V：

 WIKINIUM\_MATH\_PH\_6 .

这种反应在实验室条件下非常方便，并且可以使用氟化氢和氢气的1:1混合物将盐的电位置零。

 WIKINIUM\_MATH\_PH\_8 .

有时上方的反应被用作基准。不管零点电压是多少，在熔盐中发生的其他反应会导致电压相对零点发生变化。如果熔盐的氧化还原电位接近某个反应的电压，那么该反应即为熔盐中占主导地位。所以确保熔盐的氧化还原电位远离不期望的反应所对应的电位是十分重要的。例如在使用镍，铁或铬合金做成的容器时，需要注意的是容器氟化后金属氟化物分解，导致改变氧化还原电位。该过程会一直进行直到金属和熔盐之间达到平衡。盐的氧化还原电位必须保持远离氟化反应，并让与熔盐接触的金属尽量远离熔盐的氧化还原电势，以防止容器过度腐蚀。

选择反应电压远离熔盐的氧化还原电位的材料是防止额外反应发生的最简单的方法，例如钨，碳，钼，铂，铱和镍。但在这些材料中只有镍和钼即经济又可焊接。因此哈司特镍合金被选作用于建造熔盐实验反应堆的主要材料。

有两种方法可以改变氟锂铍氧化还原电势。第一种是将电极放入熔盐中给熔盐强加一个电压。第二种更常见的方法是在熔盐中产生一个在所需电压下进行的化学反应，例如将氢气和氟化氢喷入熔盐中或将金属浸入熔盐中以此改变氧化还原电位。

## 冷却介质

作为一种熔盐，氟锂铍可以在高温下作为冷却剂并不会产生高蒸气压。不像也可作为高温冷却剂的钠或钾金属，氟锂铍不会与空气和水剧烈反应。氟锂铍在水中也有较好的低吸湿性和溶解性。

纯化后的氟锂铍，一般被用在熔盐反应堆的二级回路中
## 核性质

装有氟锂铍及铀-233四氟化物的安培瓶，块状固体和液体氟锂铍形成对比
锂，铍的低原子量令氟锂铍成为有效的中子调节剂。 因为锂-6倾向于吸收中子并产生α粒子和氚，而天然锂含有约7.5％的锂-6，氟锂铍一般使用高纯度的锂-7以此获得较小的中子截面。在熔盐反应堆二级回路中作冷却剂用的氟锂铍使用了99.993%纯度的锂-7。

铍被中子击中时，偶尔会分解成两个α粒子和两个快中子。

## 应用

在液体氟化钍反应堆（LFTR）中，它被用作可裂变物质及增殖性材料的溶剂，及反应堆的控制剂和冷却剂。

在其他反应堆设计中（有时被称为熔盐冷却反应堆）将氟锂铍用作冷却剂。该种反应堆使用常规的固体核燃料棒，而不是将裂变物质其溶解在熔盐中。

在MIT研发的紧凑型托卡马克反应堆设计中，液体氟锂铍被用在了反应堆产氚区和冷却回路中间的液体层。
# 進階版氣冷反應爐[编辑]

進階版氣冷反應爐是一種在英國設計和運行的反應爐。它的技術建立在鎂諾克斯反應爐的基礎上，這是英國第二代氣冷反應爐，也是使用石墨作中子減速劑，二氧化碳作冷卻劑，但壓力為40巴，出口溫度為攝氏650度。燃料使用二氧化鈾（鈾-235濃度為2.3%）。自 1980 年代以來，它們一直是英國核能發電的骨幹。蒸氣產生器的壓力為170巴，溫度為攝氏560度，熱效率為40%。截至2018年5月 (2018-05)，英國有14座進階版氣冷反應爐運轉。

鎂諾克斯反應堆的設計針對生產鈈進行了優化，基於上述原因，它的特點對於發電來說並不是最經濟的。這反應堆主要使用天然鈾為核燃料，這使它所用的冷卻劑要有低中子截面，二氧化碳是一種合適的冷卻劑，而石墨是有較率的中子慢化劑。與其他核電廠相比，鎂諾克斯反應堆可在較低的氣體溫度下運行，這導致蒸汽產生的效率較低。

進階版氣冷反應堆的設計保留了鎂諾克斯反應堆使用石墨為中子慢化劑和二氧化碳為冷卻劑的設計，但提高了二氧化碳的運作溫度以改善蒸汽產生的情況。這些與燃煤電廠相同，允許使用相同設計的渦輪機和發電設備。在最初設計期間，發現需要將燃料的包覆層從鈹替換為不鏽鋼。但是，鋼有很高的中子截面，這樣便需要轉用濃縮鈾作為核燃料。這導致每噸燃料的燃耗值更高，達到 18,000 MWt/day，減少了更換燃料的頻率。

進階版氣冷反應堆的原型在1962年於塞拉菲爾德運行，但第一座商用反應堆直至1976年才運行。合共6座核電廠的14座反應堆於1976-1988年期間落成。全部都是每2座反應堆1座建築物的裝配修建，每個反應堆的熱功率輸出為1500MWt，推動660 MWe的渦輪交流發電機組。各個機組的輸出功率為555-670MWe內，然而有些反應堆的輸出功率因限制而運行於設計功率之下。

## 設計

圖示進階版氣冷反應堆，1.Charge tubes，2.控制棒，3.石墨慢化劑，4. 燃料組件，5.混凝土壓力槽與輻射屏蔽，6.氣體循環器，7.水，8.水循環器，9.熱交換器，10.蒸汽
進階版氣冷反應堆尺寸與其他反應堆的比較。
進階版氣冷反應堆的設計使得鍋爐止回閥處的最終蒸汽的條件與傳統燃煤發電站廠的相同，因此可使用與傳統燃煤發電站廠相同的渦輪發電機設計。離開反應堆的二氧化碳氣體的平均溫度設計為648°C。為了達到這溫度，同時確保有較的石墨堆芯的使用壽命 (在高溫的石墨在二氧化碳中容易氧化) 下鍋爐入口重新流入的溫度大約278 °C的冷卻劑以冷卻石墨，確保石墨堆芯的溫度與鎂諾克斯反應堆的溫度差別不大。過熱器的出口溫度與壓力設計為170巴，543 °C。

燃料為二氧化鈾顆粒，濃度為2.5%-3.5%，裝在不鏽鋼管中。進階版氣冷反應堆原來的設計概念是使用鈹封裝。但它的脆性斷裂並不合適封裝，便要使用更高濃度的燃料，以彌補不鏽鋼封裝的中子捕獲現象。這顯著增加了進階版氣冷反應堆的發電成本。二氧化碳冷卻劑循環於堆內，溫度達640 °C (1,184 °F)，壓力達40巴，且氣體通過堆芯外的鍋爐（蒸汽發生器）組件，但仍在堅固的混凝土壓力槽內。控制棒插入石墨慢化劑，如控制棒未能插入堆芯，次要糸統往冷卻劑注入氮氣吸收熱中子，停止核裂變。三級停堆系統向反應堆中注入硼珠，以防反應堆必須要在控制棒下插不夠深入的情況下減壓。這意味著無法維持氮氣壓力。

進階版氣冷反應堆的設計有着高的熱效率(產生的電力/產生的熱力的比率)大約41%，比現代典型的壓水堆的34%高。這是因為高的冷卻劑出口溫度(約640 °C，1,184 °F) 與氣體冷卻相比，壓水堆的溫度約為 325 °C (617 °F)。但是需要更大的反應堆堆芯以達到相同的電力輸出，2型燃料的耗燃值為每噸27,000MWth/day，而穩定燃料在排放時的燃耗值高達每噸 34,000MWth/day，低於壓水堆的每噸40,000MWth/day，所以進階版氣冷反應堆對燃料的使用效率較低，抵消了它在熱效率上的優勢。

如鎂諾克斯反應堆，加拿大重水鈾反應堆(CANDU)，壓力管式石墨慢化沸水反應爐(RBMK)一樣，進階版氣冷反應堆的設計旨在在不關閉反應堆的情況下添加燃料，與輕水堆不同。不停堆更換燃料是選擇進階版氣冷反應堆而不是其他反應堆類型的經濟案例的重要部分，在 1965年允許中央發電委員會(英語:Central Electricity Generating Board)和政府聲稱進階版氣冷反應堆產生的電力較最好的煤電廠所產生的電力便宜。但是在反應堆全速運轉時不停堆更換燃料期間的出現的燃料組件振動問題，因此在 1988 年不停堆更換燃料一直暫停直至1990年代中期，當時進一步的試驗導致燃料棒卡在反應堆堆芯中。現在，進階版氣冷反應堆僅在反應堆部分負荷或關閉時更換燃料。

預力混凝土壓力容器包含反應堆堆芯和鍋爐。為了最大限度地減少進入容器的次數(從而減少可能的缺口/漏洞的數量)，鍋爐採用直通式設計，所有沸騰和過熱均在鍋爐管道內進行。使用超純水是必要，以減少在蒸發器中積聚的鹽，及隨後的腐蝕問題。

進階版氣冷反應堆旨在成為美國輕水反應堆設計的卓越英國替代品。它被推廣為操作上（如果不是經濟上）成功的鎂諾克斯反應堆設計的發展，並從眾多相互競爭的英國替代品中選出，如氦冷的高溫氣冷堆，蒸汽發生重水反應堆和pp快中子增殖反應堆]]以及美國輕水加壓和沸水反應堆（PWR 和 BWR）和加拿大 CANDU設計。中央發電委員會對競爭設計進行了詳細的經濟評估，並得出結論認為，鄧傑內斯角核電站提出的進階版氣冷反應堆會產生最便宜的電力，比任何競爭對手的設計和最好的燃煤發電站都便宜。

## 參考資料

## 参考资料
# 液態金屬冷卻反應堆[编辑]

**液態金屬冷卻反應堆**（Liquid Metal Nuclear Reactor），又稱**液態金屬快堆**（**L**iquid **M**etal **F**ast **R**eactor, LMFR）是一種核反應堆進階技術，使用液態金屬作為基本冷卻劑。液態金屬冷卻反應堆最先適用於核潛艇，但也廣泛研究用於發電用途。

液態金屬冷卻劑移除熱的速度較普通的水高，這讓反應堆有更高的能量密度。這使得它們在尺寸和重量非常重要的情況下具有吸引力（如在船，潛艇）。液態金屬冷卻劑改善以水作為冷卻劑的缺點，大部分反應堆以高壓増加水的沸點，高壓下存在安全性和維修等問題，而液態金屬冷卻反應堆沒有這些問題。再者，LMFR的液態金屬可產生比水冷反應堆溫度高的蒸汽，所以有更高的熱效率。這使得它們對於提高傳統核電站的功率輸出具有吸引力。

液態金屬有着十分高的導電性，所以它們可由電磁泵來泵動。它的缺點包括難以在不透明的液態金屬中檢查和維修，並且取決於金屬的選擇，火災的危險風險上升(特別是鹼金屬)，腐蝕性和製造放射性物質等問題。

## 設計

上圖顯示液態金屬冷卻快中子反應堆的間接"池式"和直接設計。
實際上，所有液態金屬冷卻反應堆都是快中子反應堆，迄今為止，大多數快中子反應堆都是液態金屬冷卻快中子增殖反應堆（**L**iquid **M**etal cooled **F**ast **B**reeder **R**eactors, LMFBRs）。液態金屬是一種良好的導熱體。和其他類型的反應堆相比，快中子反應堆往往會在細小的空間內產生大量的熱。在任何反應堆中冷卻劑都需要慢化中子吸收，但這對於中子快堆來說特別重要，因為中子快堆良好的中子經濟性是其主要優勢之一。因為慢中子較容易被吸收，所以冷卻劑應擁有中子慢化的功能。避免冷卻劑過度腐蝕核電站的建築材料，確保它的熔點和沸點適合反應堆的運作溫度也十分重要。

理想的冷卻劑應保持不沸騰的狀態，因為沸騰時佷大可能會導致冷卻劑泄漏，而發生冷卻劑流失事故。相反地，如果冷卻劑保持在不沸騰的狀態，冷卻糸統的壓力保持在正常的範圍，這大大降低了事故發生的可能性。有些設計是把整個反應堆和熱交換器浸沒於冷卻池中，幾乎完全消除失去內循環冷卻的風險。

## 冷卻劑性質

雖然理論上加壓水可以用於中子快堆，但它往往會慢化中子並吸收它。這限制了可以流過反應堆堆芯的水量，基於中子快堆有很高的能量密度，大部分的快堆設計並不會使用水，而是液態金屬冷卻。水的沸點也遠低於大多數要求冷卻系統保持高壓以有效冷卻核心的金屬。

液態金屬冷卻劑
| 冷卻劑
 | 熔點
 | 沸點
 |
| --- | --- | --- |
| 鈉
 | 97.72 °C, (207.9 °F)
 | 883 °C, (1621 °F)
 |
| 鈉鉀合金(NaK)
 | −11 °C, (12 °F)
 | 785 °C, (1445 °F)
 |
| 汞(水銀)
 | −38.83 °C, (−37.89 °F)
 | 356.73 °C (674.11 °F)
 |
| 鉛
 | 327.46 °C, (621.43 °F)
 | 1749 °C, (3180 °F)
 |
| 鉛鉍合金
 | 123.5 °C, (254.3 °F)
 | 1670 °C, (3038 °F)
 |
| 錫
 | 231.9 °C, (449.5 °F)
 | 2602 °C, (4716 °F)
 |

### 汞

克萊門汀是第一台液態金屬冷卻反應堆，使用汞作為冷卻劑，它在室溫下是液體。但是它的缺點包括高毒性，在室溫下有着高蒸氣壓，低沸點加熱時產生有毒煙霧，相對較低的導熱率和高中子截面等問題，所以它並不是現在常用的液態金屬冷卻劑。

### 鈉和鈉鉀合金

鈉和鈉鉀合金不顯著侵蝕鋼並與許多種核燃料相容，可以有較多的建築材料選擇。但是，當它們接觸空氣和水時會發生化學反應，產生氫氣，自發地燃燒，甚至爆炸。1995年文殊核電廠的事故和火災就是這種情況。鈉的中子活化也使液態金屬在運行期間具有強烈的放射性，雖然它們的半衰期很短，因此它們的放射性不會引起額外的放射性廢物處理問題。
鈉冷卻的第四代 鈉冷快中子反應堆有兩個提案，一種基於氧化混合燃料，另一個是基於金屬燃料的進階液態金屬反應堆。

### 鉛

鉛擁有出色的中子性質(反彈，低吸收)也是非常有力的γ射線屏障。高沸點的鉛提供了安全等有利條件，如它可在高於正常運作溫度數百度下仍能有效冷卻反應堆。但是，由於鉛的高熔點和高蒸汽壓，補充和維修鉛冷反應堆是有相當的難度。鉛可以籍添加鉍來降低它的熔點，但鉛鉍合金對大多數用於建築的金屬有強腐蝕性。

### 錫

雖然錫在今天並不作為反應堆的冷卻劑，因為它會形成一層外殼，但它在核事故或冷卻劑流失事故中，它可以是一種有效的添加劑或替代冷卻劑。
錫有高沸點，可以在液態錫上形成外殼以覆蓋有毒物質避免外泄，也能將冷卻劑保持在核反應爐內等優點。錫會導致任何類型的反應爐無法正常運行。它已由烏克蘭研究人員的測試，並被提議將福島第一核電站事故中的反應堆的冷卻劑由水更換為液態錫冷卻劑。

## 推進系統

### 潛水艇

蘇聯K-27核潛艇與所有705型核潛艇使用鉛鉍合金冷卻的反應堆（K-27 中的VT-1反應堆；其他的 BM-40A 和 OK-550 反應堆）。蘇聯和美國海軍早期都最先使用液態金屬快堆動力裝置建造原型攻擊潛艇。
第二艘核潛艇，SSN-575是美國唯一使用鈉冷反應堆的潛艇。它於 1957 年投入使用，但它的過熱器有洩漏，被擱置了。為了統一整個艦隊的反應堆標準，自1958年起，潛艇的鈉冷反應堆開始被拆除，取而代之的是壓水堆。

### 核動力飛機

普惠公司研究了液態金屬冷卻反應堆，並將其用於核動力飛機，是飛機核動力推進計劃的一部分。

* 核反應堆

## 參考資料
# 行波反应堆

行波反應堆模擬圖。紅色：鈾-238； 綠色：鈈-239；黑色：裂變產物；藍色的深淺代表中子密度。
**行波反應堆**（英語：TWR, Traveling wave reactor）是一種通過嬗變將不可裂變材料轉變為可裂變核材料，接下來利用這些材料的裂變來發電的一種反應堆設計。行波反應堆屬於钠冷快中子反应堆，在設計上屬於第四代反應堆。和其他快中子反應堆和增殖反應堆不同的是，行波反應堆可以直接使用貧化鈾、天然鈾、釷和輕水反應爐產生的核廢料作為燃料。理論上，行波反應堆甚至可以使用其自身產生的乏燃料作為燃料。如果行波反應堆普及，就可以免除鈾濃縮和乏燃料再處理等環節，降低核能的成本和環境風險。在行波反應堆中，裂變集中發生在裂變區，而不是整個堆芯。這個裂變區會從堆芯中心向外擴散，就像水波一樣向外運動，行波反應堆由此得名。理論上，一次裝料后，行波反應堆可以自持運行數十年，不需要添加新燃料，也不需要清除乏燃料。然而建造一座行波反应堆非常困难。目前尚未有這種反應堆投入商業運行。

## 歷史

1958年，塞維利·范伯格（Saveli Feinberg）提出了一種可以在堆芯内自己“製造”燃料的反應堆並稱之爲“增殖-燃燒堆”。這是行波反應堆的雛形。自此之後一直有人斷斷續續的研究這種反應堆，但都限於理論和設計層面，並沒有人將這種理念付諸實施。90年代中出现了可能成为现实的行波反应堆设计。

2006年，智能創投公司成立了一個子公司，稱爲泰拉能源（TerraPower）。該公司設計了一系列行波反應堆，裝機容量從300兆瓦到1000兆瓦。

2010年，比爾·蓋茨在TED大會上專題討論了泰拉能源和他們設計的行波反應堆。比爾·蓋茨是核電解決全球暖化論點的最有力倡議者，其認為別的能源解決方案都不切實際是空中樓閣，只有精進核能技術能最終產生平民可負擔價格的抗暖化能源，2017年3月蓋茨以泰拉能源公司董事長身份訪問中國大陸，他關注到中共中央總書記習近平對於核能計划的熱衷，中核集團的快堆反應爐已經發電，蓋茲曾於2009年親眼目睹該實驗快堆，另一種球床反應爐也在建，中國已經有兩種第四代反應爐技術的實體機組，他認為中國是世界上如今唯一有財力、技術、意願建造行波反应堆的國家。
因受到美國總統川普與北京當局在科技領域糾紛影響，泰拉能源放棄與中國核工業集團有限公司的合作計劃，究其原因則是，美國能源部在2018年10月11日公布了《美國對中國民用核能項目合作政策框架》。這一文件雖然沒有禁止美國企業跟中國的所有核交易，但是要求高度保證用於合作的技術不會用於軍事或者其他未經授權的目的。
取而代之的是日本原子能研究開發機構（JAEA）和三菱重工，將與比爾蓋茲名下泰拉能源合作，在美國懷俄明州建造一座新型鈉反應爐。JAEA 和三菱重工將為先進的反應爐提供技術支援和數據。

## 反應堆物理

從泰拉能源發表的文章和報告來看，該公司的行波反應堆使用金屬鈉作爲冷卻劑，主要使用貧化鈾做燃料，但需要一小部分濃縮鈾-235或其他可裂變材料作為引發劑。裂變反應釋放出的快中子被鈾-238俘獲，通過以下核反應增殖：

 WIKINIUM\_MATH\_PH\_0
開始時，引發劑燃料棒被置於堆芯的正中。反應堆引發后，堆芯形成四個區域：

* 貧化區，含有未完全燃燒的燃料和裂變產物；
* 裂變區，增殖后的燃料發生裂變的區域；
* 增殖區，不可裂變的材料在這個區域俘獲快中子，嬗變成可裂變核燃料；
* 未反應區，行波還未到達的區域。

裂變區不停地由裏到外從堆芯中央往外推進，釋放出來的熱能被熔化的金屬鈉吸收，然後加熱冷卻水產生高壓蒸汽，推動汽輪機發電。

## 燃料

和輕水堆不同，行波反應堆僅用少量濃縮鈾-235或其他可裂變材料引發核反應（~10%左右），剩餘燃料為貧化鈾、天然鈾、釷和輕水堆產生的贫铀核廢料，卻可以在封閉的反應器内連續運行40年以上。貧化鈾原料非常易得，是濃縮鈾過程的副產品。例如美國目前擁有將近700,000噸的貧化鈾。由於燃燒深度大、燃料密度高和熱效率好，行波反應堆產生每千瓦時電力需要的燃料比輕水堆要低得多。

传统增殖反應堆中，反应堆停止运行后需要利用化学手段才能提取出其中的钚，再经过浓缩之后才能把这些钚用于核燃料，当钚的浓度超过一定数值时则可制作成核武器。而行波反應堆的乏燃料不需要化學分離鈽，而是只需要區域熔煉。這防止了核廢料的生成，同時降低了核擴散的風險。行波反應堆甚至可能使用自己的乏燃料——因爲一次燃燒只能把20-35%的燃料嬗變為可裂變材料；只需熔化后重新鑄造，便可獲得新的行波反應堆燃料，開始下一次發電。

## 行波和駐波的比較

在泰拉能源公司的設計中，增殖-燃燒波不是從反應堆的一端移到另外一端，而是從裏到外。裂变区的移动速度很慢，大约为每年一厘米。此外，當燃料的化學構成經嬗變而變化之後，燃料棒會不停地移動位置，以期獲得堆内最優中子通量和燃料使用。因此，在泰拉能源公司的設計中，燃料棒在移動，燃燒波（裂變區）基本靜止在一個區域（駐波），而不是燃燒波在靜止的燃料中移動。這和許多媒體的報道相反。這樣做的好處是，冷卻系統不必和行波同步移動，而是冷卻一個相對固定的駐波區域。燃料棒由機械裝置操作，整個反應堆一直處於封閉狀態，不用離線。

## 對行波反應堆的批評

行波反應堆招來了一些希望大力推廣釷做核燃料的人的批評。弗里伯能源公司的柯克·索倫森說，快中子反應爐建起來已有難度，行波反應堆就更難。他還認爲行波反應堆的退役計劃也有問題。弗里伯能源公司的顧問羅伯特·哈格雷夫斯稱讚用行波反應堆解決全球能源荒的目的不錯，但其發電成本接近傳統核電，不可能低於化石燃料。

## 參考文献

* "TerraPower Reactors Approach the Nuclear Ideal" （页面存档备份，存于互联网档案馆） by Intellectual Ventures Lab
* TerraPower: How The Traveling Wave Nuclear Reactor Works Archive.today的存檔，存档日期2013-01-22
# 小型密封便携式自控反应堆[编辑]

反应堆结构
**小型、密封、便携式自控反应堆**（英語：Small, Sealed, Transportable, Autonomous Reactor，縮寫：SSTAR）是一种已提出的由美国劳伦斯利福摩尔国家实验室为主体设计及研发的一款设计上具有固有安全性的快中子增殖反应堆。

## 簡介

SSTAR包含铀-235及铀-238作为自给式燃料，其中部分会被快中子裂变所消耗，另一部分会捕捉反应所产生的快中子进而转换为钚燃料。该型反应堆的设计年限为30年，提供10兆瓦至100兆瓦的恒定电力输出。

100兆瓦版本的预期设计是宽3米、高15米，重达500吨。10兆瓦版本的预期设计重量不超过200吨。为达到设计上的30年使用寿命，中子反射体被放置在核燃料周围作为燃料柱的一部分。因反应堆最终会被完全封闭，所以预计快中子增殖反应会被用于进一步延长燃料的使用寿命。

SSTAR具有防篡改设计，其目的是防止租用反应堆的国家开启反应堆，从而利用快中子增殖反应产生的钚制造核武器。防篡改的措施包括无线电监控及远程停堆。因此，租赁国将不得不接受外国拥有干预该设施的能力。

该型反应堆被研究用于替代当今的轻水反应堆，并作为一个供发展中国家使用的方案，在租借国使用反应堆数十年后将整个装置运回制造国。其原型机计划于2015年开始测试。但是，其发展似乎已经结束。

* 李文虎. 美国正开发能防止核扩散的反应堆. 高科技与产业化, 2005(4):17-18. （页面存档备份，存于互联网档案馆）
* 陈岷, Keri Allan. 袖珍核电站. 电力学报, 2005, 20(1):1-2. （页面存档备份，存于互联网档案馆）

* LLNL article
* New Scientist Article （页面存档备份，存于互联网档案馆） (September 2004)
* Second New Scientist Article （页面存档备份，存于互联网档案馆） (September 2004)
* Status of development of the Small Secure Transportable Autonomous Reactor (SSTAR) for worldwide sustainable nuclear energy supply
# 加速器驱动次临界反应堆[编辑]

**加速器驱动次临界反应堆**（又称加速器驱动次临界系统，Accelerator driven sub-critical reactor,**ADS**）是一种利用加速器加速的质子束流轰击重核靶材产生的外源中子驱动次临界反应堆进行链式反应的核反应堆。该种反应堆属于快中子反应堆，可用于核燃料的增殖于高放射性乏燃料的嬗变处理。由于使用外源中子驱动次临界反应堆，不需要使用控制棒，具有天然安全性。
# 核反應堆冷卻劑[编辑]

核反應堆冷卻劑
| 冷卻劑 | 熔點 | 沸點
 |
| --- | --- | --- |
| 在154巴的重水 |  | 345 °C
 |
| 鈉鉀合金(NaK) | -11 °C | 785 °C
 |
| 鈉 | 97.72 °C | 883 °C
 |
| FLiNaK | 454 °C | 1570 °C
 |
| 氟鋰鈹(FLiBe) | 459 °C | 1430 °C
 |
| 鉛 | 327.46 °C | 1749 °C
 |
| 鉛鉍合金 | 123.5 °C | 1670 °C
 |

**核反應堆冷卻劑**是把熱從反應堆堆芯轉移至發電機與自然環境的冷卻劑。核電廠通常使用由兩個冷卻劑迴路組成的糸統，因為主冷卻劑迴路帶有來自反應堆的短期放射性。

## 水

目前大部分運行的核電廠採用輕水堆，使用在高壓下的普通水作為冷卻劑和中子慢化劑。三分之一的核電廠採用沸水堆，冷卻劑在反應堆內經歷相變，從液態水轉換成蒸汽。三分之二的核電廠採用壓水堆，水在高壓下並不會沸騰。目前運行的核電廠維持在臨界點下(大約374°C，218巴)，氣體與液體的差異會消失，會限制它的熱效率。但提倡的超臨界水反應爐將在這一點之上運行。
重水堆使用重水(一氧化二氘，氫的同位素)，它和普通水的性質完全相同，但中子捕獲更少，從而可以進行更徹底的慢化。

### 缺點

#### 泄漏氚

在冷卻水中的氫原子被中子轟擊，有些吸收中子，成為氘，有些成為具放射性的氚。被氚所污染的水有時會因意外或官方批准下泄漏或排放至地下水。

#### 停電期間的氫氣爆炸

燃料棒產生高溫使水沸騰，轉換為蒸汽。災難期間停電時，可產生電力為水泵提供應急電源的柴油發電機被海嘯或地震所損壞，如果沒有新的水被泵進燃料棒，燃料棒會持續升溫。一但燃料棒的溫度達到1200°C，包裹核燃料的鋯管與水蒸氣發生化學反應，氫氣從水中分離出來。氫氣可從反應堆和壓力槽中不斷釋出。如果氫氣持續累積，濃度達到4%或更多時，氫氣便可以爆炸，氫氣爆炸發生在福島第一核電站第1，3，4號反應堆，2號反應堆打開了排氣口，把放射性氫氣排出，減低氫氣的壓力，但放射性氫氣污染了環境，因此2號反應堆並沒有發生氫氣爆炸。

## 硼酸水

壓水堆日常運行期間，硼酸水被用作冷卻劑，亦在沸水堆和壓水堆的緊急爐心冷卻系統中被充當冷卻劑。

### 優點

硼，通常以硼酸或硼酸鈉的形式，與水結合，一種便宜、豐富的資源，作為冷卻劑把熱從反應堆堆芯帶走並移至第二冷卻迴路。蒸汽產生器是第二冷卻迴路的一部分，用於產生蒸汽，推動渦輪機並發電。硼酸水有額外的優點，它是一種中子毒物，有着大的中子吸收截面，吸收過量的中子以控制核分裂的反應速率。因此，反應堆的反應性可由調整冷卻劑中硼的濃度來進行控制，藉把更多的硼酸溶在冷卻劑中，硼的濃度提升，反應堆的反應性下降。相反地，通過添加更多的水，硼的濃度下降，反應堆的反應性上降。

### 缺點

壓水堆冷卻劑中大約90%的氚是由硼-10與中子反應產生的。基於氚是氫的放射性同位素，帶有放射性，冷卻劑被放射性同位素所污染，必須要防止其洩漏到環境中。此外，對於更長的核反應堆運行週期，必須考慮這種影響，因此要求冷卻劑中硼的初始濃度較高。

## 熔融金屬

快堆有着高的能量密度，不需要且要避免中子慢化。大部分的液態金屬快堆採用熔化的鈉。鉛，鉛鉍合金與其他金屬也被提倡或偶爾使用。在第一座快中子反應堆使用了汞。

## 融鹽

融鹽與金屬具有即使在高溫下也具有低蒸氣壓的優點，並且化學反應性低於鈉。鹽包含一些輕的元素，如氟鋰鈹(FLiBe)也能提供慢化的功能。在融鹽反應堆實驗中，它甚至充當了攜帶核燃料的溶劑。

## 氣體

氣體也可以作為冷卻劑。氦在化學性質和核反應上極其惰性，但是它的比熱容十分低，攜帶能量的效率較低。

## 碳氫化合物

有機核反應堆是研究的早期概念，使用碳氫化合物作為冷卻劑。但尚未成功。

## 參考文獻

## 外部鏈接

* 维基共享资源上的相關多媒體資源：核反應堆冷卻劑
# 钠冷快中子反应堆[编辑]

钠冷快中子反应堆（SFR）
**钠冷快中子反应堆**（sodium-cooled fast reactor，SFR）简称**钠冷快堆**，是一種快中子增殖反應爐，以液態鈉做為冷卻劑。

钠冷快中子反应堆是指两个第四代反應爐的提案，一个基于现有的使用混合氧化物燃料（MOX）的液态金属冷却反应堆（LMFR）技术，另一个基于金属燃料的一体化快堆。

一些钠冷快中子反应堆已经被建造了，其中一些仍在运行中，另一些正在规划中或在建设中。

## 钠作为冷却剂

液态金属钠可以用作唯一的冷却剂，从反应堆芯中带走热量。 钠只有一种稳定的同位素钠-23。 钠-23是非常弱的中子吸收剂。 当它吸收中子时，会产生钠-24，它的半衰期为15小时，然后衰减成镁-24，这是一种稳定的同位素。

## 反应堆

位於美國愛達荷州、全世界第一座可發電的反應爐EBR-I即使用液態鈉鉀合金，是目前快中子增殖反應爐的主流。

### 中国

中國實驗快堆是实验堆。

中国中核集团的首台位于霞浦核电站第四代钠冷池式快中子反应堆 CFR-600示范快堆 霞浦1号 与 霞浦2号 已进入设备安装与调试的攻坚阶段，相比于目前的压水堆，快堆技术可以将天然铀的利用率从约1%提升至60%以上，极大地缓解了铀资源供应压力。百万千瓦商用钠冷快堆CFR-1000，于2025年完成初步设计，有望在2030年前后投入运行。

### 其它

在日本（常陽機和文殊機）法國（狂想曲號、鳳凰號和超級鳳凰號）都曾被建造。這種反應爐也是研究中第四代反應爐的形式之一, 在美國阿貢國家實驗室有深入的研究。

## 參考

* 俄国BN-800反应堆
* 中國實驗快堆
* 日本常陽實驗爐

## 参考资料
# 气冷快中子反应堆[编辑]

氣冷式快中子反應爐的示意圖。
**氣冷式快中子反應爐**（英語：Gas-cooled fast reactor），是一種研究中的快中子反應爐，屬於第四代反應爐。這種反應爐使用增殖性材料，並以氦氣或二氧化碳等氣體做為冷卻用。具有快中子譜和閉式燃料循環，可有效轉化可轉換鈾並管理錒系元素。

參考反應爐設計為氦冷系統，出口溫度為 850°C (1,560°F)，使用直接布雷頓循環 閉式循環燃氣渦輪機，熱效率高。正在考慮幾種燃料形式，因為它們有可能在極高溫度下運作並確保出色地保留裂變產物：複合陶瓷燃料、先進燃料顆粒或錒系元素化合物的陶瓷包覆元件。正在考慮基於針狀或板狀燃料組件或棱柱形塊的核心配置，與傳統燃料組件相比，這種配置可以實現更好的冷卻劑循環。

這些反應爐旨在用於核電廠發電，同時生產（增殖）新的核燃料。

## 反應爐設計

氣冷快中子反應爐最初設計時主要為增殖反應爐。這是因為當時人們認為現有反應爐的鈾燃料即將出現短缺。鈾價上漲的預期並未實現，但如果未來鈾需求增加，人們可能會重新燃起對快堆的興趣。

GFR 的基本設計是一種快中子反應爐，但在其他方面類似於高溫氣冷反應爐 (HTGR)。它與高溫氣冷反應爐 (HTGR) 設計的區別在於，其核心含有更高的可裂變燃料，以及一個不可裂變的增殖組件。由於鍊式反應由快中子維持，因此無需中子慢化劑。由於可裂變燃料含量較高，此設計的功率密度也高於高溫氣冷反應爐 (HTGR)。

## 燃料

在GFR反應爐設計中，機組依靠快中子運作；無需慢化劑來減慢中子速度。這意味著，除了鈾等核燃料外，還可以使用其他燃料。最常見的是釷，它吸收快中子並衰變為鈾233。這意味著GFR設計具有增殖特性—它們可以使用不適合輕水反應爐設計的燃料並進行增殖。由於這些特性，一旦將初始燃料裝入反應堆，機組可以數年無需燃料（有時甚至超過20年）。如果將這些反應爐用於增殖，則將燃料取出並分離生成的燃料以備將來使用是經濟的。

## 冷卻液

所用氣體種類繁多，包括二氧化碳或氦氣。它必須由中子捕獲 截面較低的元素組成，以防止正空泡係數和誘發放射性。使用氣體還可以消除相變引發爆炸的可能性，例如水冷反應爐（壓水反應爐,PWR)或沸水反應爐 ( BWR )）中的水在過熱或減壓時會閃蒸成蒸汽。使用氣體還能實現比其他冷卻劑更高的工作溫度，提高熱效率，並允許能量的其他非機械應用，例如生產氫燃料。

## 研究歷史

過去的試驗和示範計畫均採用了石墨慢化劑的熱堆設計。因此，真正的氣冷快堆設計從未達到臨界狀態。尚未克服的主要挑戰是堆內結構材料（包括核心和堆外結構材料）必須能夠承受快中子損傷和高溫（高達 1,600 °C [2,910 °F]）。另一個問題是低氦壓下的熱慣性低和散熱能力差，儘管這些問題與已建成的熱堆相同。彼得‧福特斯丘在通用原子公司任職期間，曾擔任高溫氣冷堆(HTGR) 和氣冷快堆 (GCFR) 系統初始研發團隊的負責人。

氣冷計畫（熱譜）包括已退役的反應堆，如英國建造和運行的Dragon 反應爐、德國建造和運行的AVR 和THTR-300以及美國建造和運行的Peach Bottom和Fort St. Vrain。正在進行的示範包括日本的高溫工程測試反應爐，該反應爐於 1999 年使用插入棱柱形塊的燃料壓塊達到滿功率（30 MWth）和中國的HTR-10，該反應爐於 2003 年使用卵石燃料達到 10 MWth 的滿容量。 PBMR Pty 設計了一個 400 MWth 的卵石床模組化反應爐示範工廠，用於在南非部署，但於 2010 年撤回，俄羅斯研究機構聯盟正在與通用原子公司合作設計一個 600 MWth 的GT-MHR（棱柱形塊反應堆）。 2010 年，通用原子公司宣布了能量倍增模組反應爐設計，這是GT-MHR的先進版本。

捷克共和國、法國、匈牙利、斯洛伐克和波蘭目前正在開發歐洲氣冷快堆 (GFR) 演示裝置 ALLEGRO。 ALLEGRO 的主要目標是創建一個氦冷快堆的概念設計，該反應爐能夠在失水事故 (LOCA) 期間通過向包含反應爐壓力容器的保護容器中注氮來移除非能動衰變熱，並設計一個能夠承受 LOCA 事故期間升高的壓力（超過 10 巴）和溫度的氣密保護容器。

* 能量倍增器模組
* 快中子增殖反應爐
* 快中子反應爐
* 第四代反應爐
* PBMR
* 超高溫反應爐
* 10兆瓦高温气冷实验堆(HTR-10)
* 石岛湾核电站，运行200兆瓦高温气冷堆(HTR-200)
* 球床模块式高温气堆冷堆核电站(HTR-PM)

## 參考文獻
# 空泡係數[编辑]

**空泡系数**（英語：void coefficient），又稱**反应性空泡系数**（void coefficient of reactivity），是在核工程中一个用于估计核反应堆核连锁反应使用的中子慢化剂和冷却剂对空泡(一般为蒸汽气泡)所产生影响的数字。 在核工程中“反应性”指（非化学反应）反应堆堆芯核连锁反应的变化程度，反应性与反应堆堆芯改变堆芯功率等级的趋势直接相关。 如果反应性为正，堆芯功率倾向于升高；如果为负，堆芯功率倾向于降低；如果为零，堆芯功率趋于稳定。堆芯的反应性可以通过反应堆的控制系统调整以获得所需的功率变化或令反应堆保持在同一功率水平。其可以比作汽车周围环境发生了改变（如风的强度，方向及道路坡度），因此驾驶员做出应对措施以维持车速或执行所期望的反应。

影响反应性的因素很多，包括冷却剂/慢化剂的温度和密度，核燃料的温度和密度，以及反应堆结构的温度和密度。反应堆中的净反应性是以上所有因素的总和，空泡系数只是其中的一个因素。使用液体慢化剂或冷却剂的反应堆一般有空泡系数值，当反应堆慢化不充分时，空泡系数值为负。当反应堆过慢化时，空泡系数值为正。 当反应堆慢化剂及冷却剂均非液体时（如石墨慢化堆及气冷堆），其空泡系数值为零。

* 切尔诺贝利核事故 - 该事故由RBMK-1000型反应堆过热导致，其反应堆过高的空泡系数被认为是事故的主要原因。
* 中子慢化剂
* 原子核物理学
* 核子反应堆

* Chernobyl - A Canadian Perspective （页面存档备份，存于互联网档案馆） - A brochure describing nuclear reactors in general and the RBMK design in particular, focusing on the safety differences between them and CANDU reactors. Published by Atomic Energy of Canada Ltd. (AECL), designer of the CANDU reactor.
* J.J. Whitlock, Why do CANDU reactors have a "positive void coefficient"? （页面存档备份，存于互联网档案馆） - An explanation published on **The Canadian Nuclear FAQ**, a website of "frequently-asked questions" and answers about Canadian nuclear technology.
* J.J. Whitlock, How do CANDU reactors meet high safety standards, despite having a "positive void coefficient"? （页面存档备份，存于互联网档案馆） - An explanation published on **The Canadian Nuclear FAQ**, a website of "frequently-asked questions" and answers about Canadian nuclear technology.
# 不停機添加燃料

在核電技術當中，**不停機添加燃料**是為核反應堆處於臨界狀態時更換燃料的一種技術。這允許反應堆在常規更換燃料時繼續運行、發電，從而改善它的可用性和盈利能力。

## 不停機添加燃料的益處

不停機添加燃料允許核反應堆更換燃料時繼續發電，從而提升它的可用性和經濟效益。這讓它更換燃料的流程可更靈活，每次更換少量燃料元件，而不是在停機時大量更換。

可以進行不停機添加燃料能力，對於需要頻繁更換燃料的反應堆有巨大益處，如生產適用於核武器的鈈期間，在此期間反應堆中的短的照射時間需要低燃耗燃料。相反地，頻繁在堆內重新排列燃料可以平衡它的熱負荷和產生更高的燃耗值，從而減少燃料需求，及隨後的核廢料。

雖然不停機添加燃料通常是可取的，但需要在設計上的讓步，這意味着這通常是不經濟的。包括添加複雜的燃料更換設備，以及對添加燃料的氣體和水冷反應堆加壓的需求。鎂諾克斯反應堆的不停機添加燃料設備不如反應堆系統可靠，事後看來，它的使用被認為是一個錯誤。融鹽反應堆和球床反應堆也需要不停機添加燃料的處理設備來在運行期間替換燃料。

## 不停機添加燃料設計的反應堆

迄今為止，帶有不停機添加燃料能力的反應堆通常採用液態鈉冷卻，氣體冷卻，或通過加壓通道中的水冷卻。水冷反應堆利用加壓容器，如壓水堆，沸水堆與它們的第三代反應堆的衍生類型並不適合不停機添加燃料，因為冷卻劑被減壓以允許壓力容器的拆卸，因此需要主要的反應堆停堆。這通常每18-24個月進行一次。

過去和現時擁有不停機添加燃料能力設計的著名核電站包括：

* CANDU反應堆：以加壓重水冷卻和慢化中子，以天然鈾作為燃料，加拿大設計。1947年運行至今。
* 鎂諾克斯反應堆：以二氧化碳冷卻，石墨慢化中子，以天然鈾作為燃料，英國設計。1954年運行至2015年。
* RBMK反應堆：以沸水冷卻，石墨慢化中子，以濃縮鈾作為燃料，俄羅斯設計。1954年運行至今。(切爾諾貝爾核事故的反應堆類型)
* UNGG反應堆：以二氧化碳冷卻，石墨慢化中子，以天然鈾作為燃料，法國設計。1966年運行至1994年。
* BN-350，BN-600，BN-800反應堆：鈉冷快中子反應堆，俄羅斯設計。1973年運行至今。
* AGR（進階版氣冷反應堆）：以二氧化碳冷卻，以濃縮鈾作為燃料，英國設計。1976年運行至今。

有許多計劃中的反應堆，包括不停機添加燃料設計，包括球床反應堆，融鹽第四代反應堆。

* 核技術

## 參考資料
# 核动力推进[编辑]

構想中的核能太空船
**核动力推进**，或**核动力驱动**，是一大类的推进系统使用核反应作为主要的功能装置，不特指船艦的動力，也可以是陸上，航天器的能量來源。很多潜艇，以及破冰船等使用核反应堆作为他们的动力装置。交通工具核動力化的嘗試以船艦應用最為成功，主因有三，首先，船隻體積較大，可以承載反應爐與相關設備、維護人員等，再者船隻的龐大能源需求也與核動力的大量輸出相匹配，三，取得核電設施的冷卻源十分方便，考量船隻正好是水上航運工具，所仰賴的水源取之不盡。

## 用途分類

### 核动力船艦

* 核動力潛艇

只有中國、俄羅斯、美國、英國、法國和印度共六個國家擁有核動力潛艇，主要有兩類：用於發射弹道导弹投遞核彈頭，讓國家擁有核威慑力量的弹道导弹潜艇，還有用作發射魚雷和巡航導彈進行反艦及對地攻擊的攻击型潛艇。
核动力潛艇
* 核動力航空母舰
	+ 美國海軍企業號航空母艦
	+ 美國海軍尼米茲級航空母艦
	+ 美國海軍福特級航空母艦
	+ 法國海軍戴高樂號航空母艦
	+ 中国人民解放军海军004型航空母舰（建造中）
	+ 法国海军自由法国号航空母舰（建造中）
* 核動力巡洋艦
	+ 美國海軍長堤號飛彈巡洋艦
	+ 俄羅斯海軍基洛夫級導彈巡洋艦
	+ 美國海軍維珍尼亞級核動力導彈巡洋艦
* 核動力破冰船

### 核动力飞行器

* 核动力飞机
* 海燕核動力巡弋飛彈

### 核推进航天器

航天领域的核推进技术尚未有实用案例，其技术路线可分为以下几种：

* 闭合系统
	+ 核电火箭（自由号核动力飞船）
	+ 核热火箭（NERVA，RD-0410，敏捷型地月空间行动演示火箭）
		- 放射性同位素
		- 盐水
		- 气芯
		- 灯泡
* 开放系统
	+ 核脉冲推进
		- 反物质催化核脉冲推进
	+ 核聚变火箭
		- 巴薩德衝壓發動機
	+ 裂变碎片火箭
		- 裂变帆
	+ 核光子火箭

## 相關
# 核热火箭[编辑]

核热力火箭草图
1967年12月1日: The first ground experimental nuclear rocket engine (XE) assembly is shown here in "cold flow" configuration, as it makes a late evening arrival at Engine Test Stand No. 1 at the Nuclear Rocket Development Station in Jackass Flats, Nevada.
**核热火箭**（**英語：nuclear thermal rocket**），更恰当地说是“**核热推进**”（**英語：nuclear thermal propulsion, NTP**），是一种把工作流体，如氢在核反应堆中加热，接着从火箭发动机喷管中喷出产生推力的航天器推进系统。核热火箭属于热力火箭。目前的核热力火箭使用的是核裂变技术，而不是热核反应技术。

* NERVA
* RD-0410
* 敏捷型地月空间行动演示火箭
* 核盐水火箭

* 火箭核能热力推进系统
# 放射手術[编辑]

| 放射手術 |
| --- |
| 一名直腸癌患者正在接受放射手術治療 |
| MedlinePlus | 007577 |
| eMedicine | 1423298 |

**放射手術**（英語：Radiosurgery）是利用放射线進行的手术，通過使用电离放射线來精準切除人體组织區域。像其他形式的放射疗法一样，它通常用于治疗癌症。放射手術最初由瑞典神经外科医师拉斯·雷克塞爾於1949年發明。

* 《治疗带呼吸作用的肿瘤： （页面存档备份，存于互联网档案馆）放射外科指南》中的移动目标（2007年7月）
* 关于使用多叶准直的基于LINAC的放射外科的异形束放射外科 （页面存档备份，存于互联网档案馆）书籍（2011年3月）