标题：核反应堆
简介
  核反应堆透视图（核）反应堆 (nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。
指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。
注释：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。
核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。
原理
  核反应堆原理核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的：
原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核+热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。
还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。
神秘面纱
20亿年前，十几座天然核反应堆神秘启动，稳定地输出能量，并安全运转了几十万年之久。  铀矿为什么它们没有在爆炸中自我摧毁？是谁保证了这些核反应的安全运行？莫非它们真的如世间的传言那样，是外星人造访的证据，或者是上一代文明的杰作？通过对遗迹抽丝剥茧地分析，远古核反应堆的真相正越来越清晰地暴露在我们面前。
1972年5月，法国一座核燃料处理厂的一名工人注意到了一个奇怪的现象。当时他正对一块铀矿石进行常规分析，这块矿石采自一座看似普通的铀矿。与所有的天然铀矿一样，该矿石含有3种铀同位素──换句话说，其中的铀元素以3种不同的形态存在，它们的原子量各不相同：含量最丰富的是铀238；最稀少的是铀234；而令人们垂涎三尺，能够维持核链式反应(chain reaction)的同位素，则是铀235。在地球上几乎所有的地方，甚至在月球上或陨石中，铀235同位素的原子数量在铀元素总量中占据的比例始终都是0.720%。不过，在这些采自非洲加蓬的矿石样品中，铀235的含量仅有0.717%！尽管差异如此细微，却引起了法国科学家的警惕，这其中一定发生过某种怪事。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。
接连几周，法国原子能委员会(French Atomic Energy Commission，简写为CEA)的专家们都困惑不已。直到有人突然想起19年前的一个理论预言，大家才恍然大悟。1953年，美国加利福尼亚大学洛杉矶分校的乔治·W·韦瑟里尔(George W. Wetherill)和芝加哥大学的马克·G·英格拉姆(Mark G. Inghram)指出，一些铀矿矿脉可能曾经形成过天然的核裂变反应堆，这个观点很快便流行起来。其后不久，美国阿肯色大学的一位化学家黑田和夫(Paul K. Kuroda)计算出了铀矿自发产生“自持裂变反应”(self-sustained fission)的条件。所谓自持裂变反应，即可以自发维持下去的核裂变反应，是从一个偶然闯入的中子开始的：它会诱使一个铀235原子核发生分裂，裂变产生更多的中子，又会引发其他原子核继续分裂，如此循环下去，形成连锁反应。
黑田和夫认为，自持裂变反应能够发生的第一个条件就是，铀矿矿脉的大小必须超过诱发裂变的中子在矿石中穿行的平均距离，也就是0.67米左右。这个条件可以保证，裂变的原子核释放的中子在逃离矿脉之前，就能被其他铀原子核吸收。
第二个必要条件是，铀235必须足够丰富。今天，即使是储量最大、浓度最高的铀矿矿脉也无法成为一座核反应堆，因为铀235的浓度过低，甚至连1%都不到。不过这种同位素具有放射性，它的衰变速率比铀238快大约6倍，因此在久远的过去，这种更容易衰变的同位素所占的比例肯定高得多。例如，20亿年前奥克罗铀矿脉形成的时候，铀235所占的比例接近3%，与现在大多数核电站中使用的、人工提纯的浓缩铀燃料的浓度大致相当。
第三个重要因素是，必须存在某种中子“慢化剂”(moderator)，减慢铀原子核裂变时释放的中子的运动速度，从而使这些中子在诱使铀原子核分裂时，更加得心应手。最终，矿脉中不能出现大量的硼、锂或其他“毒素”，这些元素会吸收中子，因此可以令任何核裂变反应戛然而止。
最终，研究人员在奥克罗和邻近的奥克罗班多地区的铀矿中，确定了16个相互分离的区域——20亿年前，那里的真实环境，居然与黑田和夫描绘的大致情况惊人地相似。尽管这些区域早在几十年前就被全部辨认出来，但是远古核反应堆运转过程的种种细节，直到最近才被我和同事彻底揭开。
氢元素提供证据
重元素分裂产生的氢元素提供了确凿无疑的证据：奥克罗铀矿在20亿年前确实发生过自持核裂变反应，而且持续时间长达数十万年。
奥克罗的铀异常情况被发现之后不久，物理学家就确定，天然的裂变反应导致了铀235的损耗。一个重原子核一分为二时，会产生较轻的新元素。找到这些元素，就等于找到了核裂变确凿无疑的证据。事实证明，这些分裂产物的含量如此之高，因此除了核链式反应以外，不可能存在其他任何解释。这场链式反应很像1942年恩里科·费米(Enrico Fermi)及其同事所做的那场著名演示(当时他们建成了世界上第一座可控原子核裂变链反应堆)，反应全靠自己的力量维持运转，只是时间上提早了20亿年。
如此令人震惊的发现公布后不久，世界各地的物理学家便开始研究这些天然核反应堆的证据，并在1975年加蓬首都利伯维尔的一次特别会议上，分享了他们关于“奥克罗现象”的研究成果。第二年，代表美国出席那次会议的乔治·A·考恩(George A. Cowan，顺便提及，他是美国著名的圣菲研究所的创建者之一，至今仍是该研究所的成员)为《科学美国人》撰写了一篇文章(参见1976年7月号乔治·A·考恩所著《天然核裂变反应堆》一文)，文中他讲解了当时的科学家对这些远古核反应堆运行原理的猜测。
比如，考恩描述了钚239的形成过程——数量更加丰富的铀238捕获了铀235裂变释放的一些中子，转变为铀239，然后再释放出两个电子，转化成钚239。在奥克罗铀矿中，曾经产生过超过两吨的钚239。不过这种同位素后来几乎全都消失了(主要是通过天然的放射性衰变，钚239的半衰期为2.4万年)，一些钚自身也经历了裂变，它所特有的裂变产物证明了这一点。这些轻元素丰富的含量让科学家推测，裂变反应一定持续了几十万年之久。根据铀235消耗的数量，他们计算出了反应堆释放的总能量，大概相当于1,500万千瓦的机器运转一整年所消耗的能量；再结合一些其他的证据，就能推算出反应堆的平均输出功率：不超过100千瓦，足够维持几十只烤箱的运作。
十几座天然反应堆自发工作，并维持着适度的功率输出，运转了大约几十万年之久，这确实令人惊叹。为什么这些矿脉没有发生爆炸，没有在核链式反应启动后立即自我摧毁？是什么机制使它们拥有了必不可少的自我调节能力？这些反应堆是稳定运转，还是间歇式发作？自奥克罗现象最初发现以来，这些问题迟迟得不到解答。实际上，最后一个问题困扰了人们长达30年之久，直到我和我在美国华盛顿大学圣路易斯分校的同事检测了一块来自这个神秘非洲铀矿的矿石之后，谜底才被逐渐揭开。
惰性气体揭露谜底
在奥克罗反应堆遗迹中，氙同位素的构成比例出现异常。找出这种异常的根源，就能揭开远古核反应堆的运作之谜。
最近，我们对奥克罗的一个反应堆遗迹进行了研究，重点集中在对氙气的分析方面。氙是一种较重的惰性气体(inert gas)，可以被矿物封存数十亿年之久。氙有9种稳定同位素，由不同的核反应过程产生，含量各不相同。作为一种惰性气体，它很难与其他元素形成化学键，因此很容易将它们提纯，进行同位素分析。氙的含量非常稀少，科学家可以用它来探测和追溯核反应，甚至用来研究那些发生于太阳系形成之前的、原始陨石之中的核反应。
分析氙的同位素成分需要一台质谱仪(mass spectrometer)，它可以根据原子量(atomic weight)的不同而分离出不同的原子。我有幸可以使用一台极其精确的氙质谱仪，那是我在华盛顿大学的同事查尔斯·M·霍恩贝格(Charles M. Hohenberg)制造的。不过在使用他的仪器之前，我们必须先把氙气从样品中提取出来。通常，科学家只须将寄主矿物加热到它的熔点以上，岩石就会失去晶体结构，无法再保留内部储藏的氙气。为了获得更多关于这种气体起源和封存过程的信息，我们采取了一种更加精巧的方法——激光萃取法(laser extraction)，它可以有针对性地从矿物样品的个别颗粒中释放出氙气，而不会触碰周围其他的部分。
我们可以利用的唯一一块奥克罗矿石碎块仅有1毫米厚、4毫米宽，我们把这种技术应用到碎块上的许多微小斑点之上。当然，我们首先需要决定将激光束聚焦到什么位置。在这方面，我和霍恩贝格得到了同事奥尔加·普拉夫迪夫切娃(Olga Pravdivtseva)的鼎力相助，她为我们的样本拍摄了一张详尽的X射线照片，识别出了候选的矿物。每次萃取之后，我们都会将得到的气体提纯，然后把氙气放入霍恩贝格的质谱仪中，仪器会显示出每一种同位素的原子数目。
氙气出现的位置令我们大吃一惊，它并不像我们想象的那样，大量分布在富含铀元素的矿物颗粒之中，储藏氙气数量最多的竟然是根本不含铀元素的磷酸铝颗粒。非常明显，在目前发现的所有天然矿物之中，这些颗粒中的氙浓度是最高的。第二个令人惊讶之处在于，与通常由核反应产生的气体相比，萃取出来的气体在同位素组成上有显著的不同。核裂变一定会产生氙136和氙134，但在奥克罗矿石中，这两种同位素似乎缺失严重，而其他较轻的氙同位素含量则变化不大。
同位素构成比例上的这种差异是如何产生的呢？化学反应无法提供答案，因为所有同位素的化学性质都完全相同。那么核反应，比如说中子俘获过程(neutron capture)，能不能给出解释呢？经过仔细分析，我和同事们把这种可能性也排除了。我们还考虑过不同同位素的物理分选过程：较重的原子移动速度比较轻的原子稍慢一些，有时它们就会相互分离开来。铀浓缩装置就是利用这个过程来生产反应堆燃料的，不过需要相当高的技术水平才能建造出这样的工业设备。即使自然界能够奇迹般地在微观尺度上创造出类似的“装置”，仍然无法解释我们所研究的磷酸铝颗粒中混合在一起的氙同位素比例。举例来说，如果确实发生过物理分选的话，考虑到现有的氙132的含量，氙136(比氙132重4个原子质量单位)的缺失，应该是氙134(比氙132重2个原子质量单位)的两倍。但实际上，我们并没有看到那样的模式。
绞尽脑汁之后，我们终于想通了产生氙同位素构成比例异常的原因。我们所测量的所有氙同位素都不是铀裂变的直接产物。相反，它们是放射性碘同位素衰变的产物，碘则由放射性碲衰变而来，而碲又由别的元素衰变产生，这是一个著名的核反应序列，最终的产物才是稳定的氙气。
我们的突破点在于，我们意识到奥克罗样品中不同的氙同位素产生于不同的时期，它们所遵循的时间表由它们的母元素碘和再上一代的元素碲的半衰期所决定。某种特定的放射性前体(precursor，即一系列反应过程的中间产物)存在的时间越长，它们形成氙的过程就被拖延得越久。例如，在奥克罗的自持裂变反应开始后，氙136仅过了大约1分钟就开始生成；一个小时后，稍轻一些的稳定同位素氙134出现；接下来，在裂变开始的若干天后，氙132和氙131登场亮相；最终，几百万年之后，氙129才得以形成——此时，核链式反应早已停止很久了。
如果奥克罗矿脉一直处于封闭状态，那么在它的天然反应堆运转期间积聚起来的氙气，就会保持核裂变所产生的正常同位素比例，并一直保存至今。但是，科学家没有理由认为，这个系统会是封闭的。实际上，有充分的原因让人猜想，它不是封闭的。奥克罗反应堆可以通过某种方式自行调节核反应，这个简单的事实提供了间接的证据。最可能的调节机制与地下水的活动有关：当温度达到某个临界点时，水会被煮沸蒸发掉。水在核链式反应中起到了中子慢化剂的作用，如果水不见了，核链式反应就会暂时停止。只有当温度下降，足够的地下水再次渗入之后，反应区域才会继续开始发生裂变。
这种关于奥克罗反应堆如何运转的说法强调了两个要点：第一，核反应很可能以某种方式时断时续地发生；第二，必定有大量的水流过这些岩石——足够冲洗掉一些氙的前体，比如可溶于水的碲和碘。水的存在有助于解释这样一个问题：为什么大多数氙现在留存于磷酸铝颗粒中，而没有出现在富含铀元素的矿物里——要知道，裂变反应最初是在这里生成那些放射性前体的。氙气不会简单地从一组早已存在的矿物中迁移到另一组矿物里——在奥克罗反应堆开始运转之前，磷酸铝矿物很可能还不存在。实际上，那些磷酸铝颗粒可能是就地形成的，一旦被核反应加热的水冷却到300℃左右，磷酸铝颗粒就会形成。
在奥克罗反应堆运转的每个活跃期和随后温度仍然很高的一段时间里，大量的氙气(包括形成速度相对较快的氙136和氙134)会被赶走。等到反应堆冷却时，半衰期更长的氙前体(也就是最后会产生目前含量比较丰富的氙132、氙131和氙129的放射性前体)则会优先与正在形成的磷酸铝颗粒结合起来。随着更多的水回到反应区域，中子被适当地慢化，裂变反应再度恢复，使这种加热和冷却的循环周而复始地重复下去。由此产生的结果，就是我们所观察到的、奇特的氙同位素构成比例。
什么力量能让氙气在磷酸铝矿物中留存20亿年之久呢？再进一步，为什么在某次反应堆运转期间产生的氙气，没有在下一次运转期间被清除呢？对于这些问题，我们还没有找到确切的答案。据推测，氙可能被囚禁在磷酸铝矿物的笼状结构中，这种结构即使在很高的温度下，也能够容纳笼中产生的氙气。尽管具体细节仍不清楚，但不管最终的答案如何，有一点是明确无误的：磷酸铝俘获氙气的能力真是令人惊叹。
间歇式核反应堆
远古核反应堆犹如今天的间歇泉，有着天然形成的自我调节机制。它们在核废料处置和基础物理研究方面，给科学家们提供了全新的思路。
在搞清了观测到的氙同位素在磷酸铝中产生的基本过程之后，我和我的同事们试图从数学上为这个过程建立一个模型。这个计算揭示了有关反应堆运转时间的更多信息，所有的氙同位素都提供了大致相同的答案。我们研究的那个奥克罗反应堆每次“开启”30分钟，然后再“关闭”至少2.5小时。这样的模式犹如我们所看到的一些间歇泉，先是缓慢地加热，然后在一场壮观的喷发中将积蓄的地下水统统蒸腾而出，接着再重新蓄水，开始新一轮循环，日复一日、年复一年地持续下去。这种相似性支持了这样的观点：流经奥克罗矿脉的地下水不仅充当着中子慢化剂的角色，还不时会被蒸发殆尽，形成保护这些天然反应堆不至于自我摧毁的调节机制。在这方面，这种调节机制十分有效，数十万年间没有发生一次熔毁或爆炸事件。
人们大概会设想，从事核电工业的工程师也许能在奥克罗学到一两样本事。他们确实能学到东西，不过不一定是有关反应堆设计的，更重要的也许是处置核废料的方法。毕竟，奥克罗就像一个地质储藏室那样运转了如此漫长的时间，这就是科学家要细致入微地进行调查的原因，他们想知道裂变的各种产物如何从这些天然核反应堆中迁移出来。他们还仔细检查了另一处类似的远古核裂变区域，这个地点是通过勘探钻井发现的，位于大约35千米以外的一个叫作班哥贝(Bangombe)的地方。班哥贝反应堆之所以特别引人注目，是因为它的埋藏位置比奥克罗及奥克罗班多地区的露天铀矿更浅，因此在近期有更多的水流过那里。总之，调查得出的结论令我们信心倍增：多种危险的核废料都能够成功地被隔离于地下。
奥克罗还演示了一种方法，能够储存那些一度被认为肯定会对环境造成污染的核废料。自从核能发电问世以来，核电站产生的大量放射性氙135、氪85和其他惰性气体，都被释放到大气之中。天然裂变反应堆表明，磷酸铝矿物拥有一种独一无二的能力，能够俘获和储存这些气体废料达几十亿年之久，把这些废气封存在这种矿物之中也许是可行的。
奥克罗反应堆还向科学家们透露了这样的讯息：他们曾经认定为基本物理常数的α(阿尔法，控制着诸如光速这样的宇宙参数)，可能曾发生过改变。过去30年来，发生在20亿年前的奥克罗现象一直被用来驳斥α曾经发生过改变的观点。但是2005年，美国洛斯阿拉莫斯国家实验室的史蒂文·K·拉蒙诺(Steven K. Lamoreaux)和贾斯廷·R·托格森(Justin R. Torgerson)却根据奥克罗现象推断，这一“常数”确实发生了明显改变(而且十分奇怪的是，他们得出的常数改变方向与最近其他人得出的结论相反)。对于拉蒙诺和托格森的计算来说，奥克罗运转过程的一些细节十分关键，从这个角度上来讲，我和我的同事们所做的工作，也许有助于阐明这个复杂的问题。
加蓬的这些远古反应堆是地球曾经出现过的唯一天然反应堆吗？20亿年前，自持裂变所需的条件并不十分罕见，有朝一日，我们或许能够发现其他的天然反应堆。我想，一丝泄露天机的氙气，将给这项搜寻工作带来极大的帮助。
类型
  核反应堆内部根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型
①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等。
②生产放射性同位素的核反应堆。
③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。
④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆。
⑤为发电而发生热量的核反应，称为发电堆。
⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。
另外，核反应堆根据燃料类型分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆；根据中子能量分为快中子堆和热中子堆；根据冷却剂(载热剂)材料分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆；根据慢化剂(减速剂)分 为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆；根据中子通量分为高通量堆和一般能量堆；根据热工状态分为沸腾堆、非沸腾堆、压水堆；根据运行方式分为脉冲堆和稳态堆，等等。核反应堆概念上可有900多种设计，但现实上非常有限。
工作原理
反应堆(4张)反应堆的类型很多[1]，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层组成。活性区又由核燃料，慢化剂，冷却剂和控制棒等组成。现在用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是最具竞争力的堆型（约占61%），沸水堆占一定比例（约占24%），重水堆用的较少（约占5%）。压水堆的主要特点是：1）用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂，2）为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压力（水压约为15.5 MPa ）下运行，所以叫压水堆；3）由于反应堆内的水处于液态，驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生；这是借助于蒸汽发生器实现的，来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水，使后者转变为蒸汽（二回路蒸汽压力为6—7 MPa，蒸汽的温度为275—290 ℃）；4）由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀（铀-235的含量为2—4%）作核燃料。沸水堆和压水堆同属于轻水堆，它和压水堆一样，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是在沸水堆内产生蒸汽（压力约为7 MPa），并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，也没有一回路与二回路之分，系统特别简单，工作压力比压水堆低。然而，沸水堆的蒸汽带有放射性，需采取屏蔽措施以防止放射性泄漏。重水堆是用重水作慢化剂和冷却剂，因为其热中子吸收截面远小于普通水的热中子吸收截面，所以可以用天然铀作为重水堆的核燃料。所谓热中子，是指铀-235原子核裂变时射出的快中子经慢化后速度降为2200 m/s、能量约为1/40 eV的中子。热中子引起铀-235核裂变的可能性，比被铀-238原子核俘获的可能性大190倍。这样，在以天然铀为燃料的重水堆中，核裂变链锁反应可持续进行下去。由于重水慢化中子不如普通水有效，因此重水堆的堆芯比轻水堆大得多，使得压力容器制造变得困难。重水堆仍需配备蒸汽发生器，一回路的重水将热量带到蒸汽发生器，传给二回路的普通水以产生蒸汽。重水堆的最大优点是不用浓缩铀而用天然铀作核燃料，但是阻碍其发展的重要原因之一是重水很难得到，因为在天然水中重水只占1/6500。
核心组件
慢化剂核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，  慢化剂慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为中子或中能中子的物质。选择慢化剂要考虑许多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和尽可能低的中子吸收截面；其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，即使不是，在设计中两者也是紧密相关的。应用最多的固体慢化剂是石墨，其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能，小的中子俘获截面和价廉。石墨是迄今发现的可以采用天然铀为燃料的两种慢化剂之一；另一种是重水。其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看，重水是更好的慢化剂，并且因其是液体，可兼做冷却剂，主要缺点是价格较贵，系统设计需有严格的密封要求。轻水是应用最广泛的慢化剂，虽然它的慢化性能不如重水，但价格便宜。重水和轻水有共同的缺点，即产生辐照分解,出现氢、氧的积累和复合。控制棒在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射  控制棒截面小。好的控制棒材料（如铪、镝等）在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和尺寸变化（肿胀）。银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。压水堆中采用棒束控制，控制材料制成棒状，每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在17×17的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的反应性，紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止）。冷却剂由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆芯带走热量并传给二回路中的工质，使蒸汽发生器产生高温高压蒸  冷却剂汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆芯中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。液态钠(主要用于快中子堆)和钠钾合金（主要用于空间动力堆）具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点，但是它的热特性不好。重水是好的冷却剂和慢化剂，但价格昂贵。气体冷却剂（如二氧化碳、氦）具有许多优点，但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高。有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低，主要缺点是辐照分解率较大。应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。屏蔽层为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。对γ射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好，但价格较高；铅的优点是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属便宜，但密度较小，因而屏蔽层厚度比其他的都大。
来自反应堆的γ射线强度很高，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆芯和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。
中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，通常含硼，有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下，常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。
临界状态
状态铀-235原子分裂时会（根据分裂方式的不同）释放出两个或三个中子。如果附近没有铀-235原子，那么这些中子将会以中子射线的方式飞走。如果铀-235原子是一块铀的一部分——那么附近就有其他铀原子——于是将会发生下面三种情况：
·如果，平均起来，每次裂变正好有一个自由中子击中另一个铀-235原子核并使它发生裂变，那么这块铀的质量就被认为是临界的。其质量将维持一个稳定的温度。核反应堆必须被维持在临界状态。
·如果，平均起来，击中另一个铀-235原子的自由中子少于一个，那么这块质量就是亚临界的。最终，物质的诱发裂变会终止。
·如果，平均起来，有超过一个自由中子击中了另一个铀-235原子，那么这块铀的质量就是超临界的。铀会热起来。
对于核弹，其设计者要求铀的质量远远超过超临界质量，这样燃料块中的所有铀-235能够在极短的时间内全部发生裂变。在核反应堆中，反应堆堆芯需要稍微超临界，这样工作人员就能控制反应堆的温度。工作人员通过操作控制棒来吸收自由中子，以使反应堆维持在临界水平。
燃料中铀-235的含量（浓缩水平）和燃料块的形状决定了铀的临界状况。可以想象，如果燃料是细薄的片状，那么多数自由中子将会飞出去而不是撞击其他的铀-235原子。球形是最佳的形状。以球形聚集在一起以实现临界反应的铀-235的量大约为0.9公斤。这个量因此被称为临界质量。钚-239的临界质量大约是283 克。可能出现的问题核能发电有一个重要的优点——非常清洁。与火电站相比，核电站从环保角度来讲简直就是做到了极致。火电站向大气中释放的放射性物质比核电站还多，同时它还向大气中释放大量的碳、硫和其他元素。
非常不幸的是，核电站的运行也存在一些严重的问题：
·铀的开采和提纯并不是非常清洁的过程。
·非正常运行的核电站能够带来大问题。切尔诺贝利灾难是最近的一个例子；2011年3月12日，地震导致日本福岛县第一和第二核电站发生核泄漏。
·核电站的乏燃料在几百年内都是有毒的，并且到目前为止，世界上没有能安全、永久地存储它们的设施。
·运输核燃料往返于核电站带来了一些风险，不过迄今为止，美国并没有发生过这种事故。
·很大程度上，以上这些问题使得在美国建设新核电站的尝试偏离了正常轨道。因为社会似乎普遍认为建设核电站风险超过了回报。
用途
核裂变时既释放出大量能量、又释放出大量中子。核反应堆有许多用途，但归结起来，一是利用裂变核能，二是利用裂变中子。核能主要用于发电，但它在其它方面也有广泛的应用。例如核能供热、核动力等。[2]
核能供热是廿世纪八十年代才发展起来的一项新技术，这是一种经济、安全、清洁的热源，因而在世界上受到广泛重视。在能源结构上，用于低温(如供暖等)的热源，占总热耗量的一半左右，这部分热多由直接燃煤取得，因而给环境造成严重污染。在我国能源结构中，近70%的能量是以热能形式消耗的，而其中约60%是120℃以下的低温热能，所以发展核反应堆低温供热，对缓解供应和运输紧张、净化环境、减少污染等方面都有十分重要的意义。核供热是一种前途远大的核能利用方式。核供热不仅可用于居民冬季采暖，也可用于工业供热。特别是高温气冷堆可以提供高温热源，能用于煤的气化、炼铁等耗热巨大的行业。核能既然可以用来供热、也一定可以用来制冷。清华大学在五兆瓦的低温供热堆上已经进行过成功的试验。核供热的另一个潜在的大用途是海水淡化。在各种海水淡化方案中，采用核供热是经济性最好的一种。在中东、北非地区，由于缺乏淡水，海水淡化的需求是很大的。
核能又是一种具有独特优越性的动力。因为它不需要空气助燃，可作为地下、水中和太空缺乏空气环境下的特殊动力；又由于它少耗料、高能量，是一种一次装料后可以长时间供能的特殊动力。例如，它可作为火箭、宇宙飞船、人造卫星、潜艇、航空母舰等的特殊动力。将来核动力可能会用于星际航行。现在人类进行的太空探索，还局限于太阳系，故飞行器所需能量不大，用太阳能电池就可以了。如要到太阳系外其他星系探索，核动力恐怕是唯一的选择。美、俄等国-直在从事核动力卫星的研究开发，旨在把发电能力达上百千瓦的发电设备装在卫星上。由于有了大功率电源，卫星在通讯、军事等方面的威力将大大增强。1997年10月15日美国宇航局发射的“卡西尼”号核动力空间探测飞船，它要飞往土星，历时7年，行程长达35亿公里漫长的旅途。
核动力推进，目前主要用于核潜艇、核航空母舰和核破冰船。由于核能的能量密度大、只需要少量核燃料就能运行很长时间，这在军事上有很大优越性。尤其是核裂变能的产生不需要氧气，故核潜艇可在水下长时间航行。正因为核动力推进有如此大的优越性，故几十年来全世界己制造的用于舰船推进的核反应堆数目已达数  核反应堆百座、超过了核电站中的反应堆数目(当然其功率远小于核电站反应堆)。现在核航空母舰、核驱逐舰、核巡洋舰与核潜艇一起，已形成了一支强大的海上核力量。
核反应堆的第二大用途就是利用链式裂变反应中放出的大量中子。这方面的用途是非常多的，我们这里仅举少量几个例子。我们知道，许多稳定的元素的原子核如果再吸收一个中子就会变成一种放射性同位素。因此反应堆可用来大量生产各种放射性同位素。放射性同位素在工业、农业、医学上的广泛用途现在几乎是尽人皆知的了。还有，现在工业、医学和科研中经常需用一种带有极微小孔洞的薄膜，用来过滤、去除溶液中的极细小的杂质或细菌之类。在反应堆中用中子轰击薄膜材料可以生成极微小的孔洞，达到上述技术要求。利用反应堆中的中子还可以生产优质半导体材料。我们知道在单晶硅中必须掺入少量其他材料，才能变成半导体，例如掺入磷元素。一般是采用扩散方法，在炉  核反应堆子里让磷蒸汽通过硅片表面渗进去。但这样做效果不是太理想，硅中磷的浓度不均匀，表面浓度高里面浓度变低。现在可采用中子掺杂技术。把单晶硅放在反应堆里受中子辐照，硅俘获一个中子后，经衰变后就变成了磷。由于中子不带电、很容易进入硅片的内部，故这种办法生产的硅半导体性质优良。利用反应堆产生的中子可以治疗癌症。因为许多癌组织对于硼元素有较多的吸收，而且硼又有很强的吸收中子能力。硼被癌组织吸收后，经中子照射，硼会变成锂并放出α射线。α射线可以有效杀死癌细胞，治疗效果要比从外部用γ射线照射好得多。反应堆里的中子还可用于中子照相或者说中子成像。中子易于被轻物质散射，故中子照相用于检查轻物质(例如炸药、毒品等)特别有效，如果用x光或超声成像则检查不出来。
发展过程
早在1929年，科克罗夫特就利用质子成功地实现了原子核的变换。但是，用质子引起核反应需要消耗非常多的能量，使质子和目标的原子核碰撞命中的机会也非常之少。
1938年，德国人奥托·哈恩和休特洛斯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费米的耳朵里，当时他已逃亡到美国哥伦比亚  人类第一座核反应堆的设计者：费米大学，费米不愧是个天才科学家，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。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。费米与助手们一起，经常通宵不眠地进行理论计算，思考反应堆的形状设计，
有时还要亲自去解决石墨材料的采购问题。
1942年12月2日，费米的研究组人员全体集合在美国芝加哥大学足球场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。
1954年前苏联建成世界上第一座原子能发电站利用浓缩铀作燃料，采用石墨水冷堆，电输出功率为5000千瓦。1956年，英国也建成了原子能电站。原子能电站的发展并非一帆风顺，不少人对核电站的放射性污染问题感到忧虑和恐惧，因此出现了反核电运动。其实，在严格的科学管理之下，原子能是安全的能源。原子能发电站周围的放射性水平，同天然本底的放射性水平实际并没有多大差别。
1979年3月，美国三里岛原子能发电站由于操作错误和设备失灵，造成了原子能开发史上空前未有的严重事故。然而，由于反应堆的停堆系统、应急冷却系统和安全壳等安全措施发挥了作用，结果放射性外逸量微乎其微，人和环境没有受到什么影响，充分说明现代科技的发展已能保证原子能的安全利用。
总之，由于反应堆是一个巨大的中子源，因此是进行基础科学和应用科学研究的一种有效工具。目前其应用领域日益扩大，而且其应用潜力也很大，有待人们的进一步开发。 
前苏联于1954年建成了世界上第一座原子能发电站，掀开了人类和平利用原子能的新的一页。英国和美国分别于1956年和1959年建成原子能发电站。到2004.9.28，在世界上31个国家和地区，有439座发电用原子能反应堆在运行，总容量为364.6百万千瓦，约占世界发电总容量的16%。其中，法国建成59座发电用原子能反应堆，原子能发电量占其整个发电量的78%；日本建成54座，原子能发电量占其整个发电量的25%；美国建成104座，原子能发电量占其整个发电量的20%；俄罗斯建成29座，原子能发电量占其整个发电量的15%。我国于1991年建成第一座原子能发电站，包括这一座在内，现在投入运行的有9座发电用原子能反应堆，总容量为660万千瓦。我国另有2座反应堆在建设中。我国还为巴基斯坦建成一座原子能发电站。
分代标志
第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors,LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor,PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor,BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
第二代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advanced boiling water reactors,ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（European pressurized reactor,EPR）等。
第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。
发展方向
可持续发展通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段；实现核废物量的最少化，加强管理，减轻长期管理事务，保证公众健康，保护环境。提高安全性确保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，并具有快速恢复反应堆运行的能力；取消在厂址外采取应急措施的必要性。提高经济性发电成本优于其他能源；资金的风险水平能与其他能源相比。防止核扩散利用反应堆系统本身的特性，在商用核燃料循环中通过处理的材料，对于核扩散具有更高的防止性，保证难以用于核武器或被盗窃；为了评价核能的核不扩散性，DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。
第四代
2002年9月19日至20日在东京召开的GIF（第四代核能系统国际论坛　Generation IV International Forum,GIF）会议上，与会的10个国家在94个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。　气冷快堆系统气冷快堆（gas-cooled fast reactor,GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。　冷却快堆系统铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor,LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。
LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的组合。LFR是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。　熔盐反应堆系统熔盐反应堆（molten salt reactor,MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。　冷却快堆系统液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor,SFR）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。
该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。　冷堆系统超高温气冷堆(very high temperature reactor,VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。
VHTR（超高温气冷堆）系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。[3]　超临界超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor,SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到目前轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。
行波堆
核电行波堆的名字借用了无线电技术的行波管，但是物理本质截然不同。行波管是利用电子枪发射的电子注在聚焦系统中给同向传输的微波传递能量，从而放大微波信号。而核电行波堆则是利用起始端少量高浓度铀235裂变产生的快中子轰击贫铀（几乎完全是铀238）生成钚239。钚239俘获中子后裂变生成多达300种的各种中等质量原子，并平均产生2.5个中子和2亿电子伏的能量。裂变能被液态金属钠或其他载热介质吸收用来发电，新产生的中子则维持堆芯里的核反应不断向前行进，直到将整个堆芯“烧”尽为止。行波堆因此得名。
优点
主要优点1）能量高度集中，燃料费用低廉，综合经济效益好。1公斤铀-235或钚-239提供的能量在理论上相当于2300吨无烟煤。在现阶段的实际应用中，1公斤天然铀可代替20—30吨煤。虽然原子能发电一次性基建投资较大，可是核燃料费用比煤和石油的费用便宜得多。所以，原子能发电的总成本已低于常规发电的总成本。[4]
2）因所需燃料数量少而不受运输和储存的限制。例如，一座100万千瓦的常规发电厂，一年需要烧掉300万吨煤，平均每天需要一艘万吨轮来运煤。而使用原子能发电，一年只需要30吨核燃料。
3）污染环境较轻。原子能发电不向外排放CO、SO2、NOX等有害气体和固体微粒，也不排放产生温室效应的二氧化碳。原子能发电站日常放射性废气和废液的排放量很小，周围居民由此受到的辐射剂量小于来自天然本底的1%。大量释放放射性物质的严重事故，则发生的概率极低，全世界10000堆年的运行历史中只发生过一次波及厂外的切尔诺贝利事故，它是运行人员违章操作和反应堆本身设计缺陷（缺乏必要的安全屏障）所造成的。大家可能听说过美国三里岛原子能发电站的事故，这次事故是由于人为失职和设备故障造成。由于反应堆有几道安全屏障，该事故中无一人死亡，80公里以内的200万人口中平均受到的辐射剂量还不及佩带一年夜光表受到的剂量。安全性可能有人要问，反应堆会不会像原子弹那样爆炸？这是不会的，其原因至少有三条：  核反应堆1）原子弹使用的核燃料中90%以上是易裂变的铀-235，而发电用反应堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂变的铀-235；[5]
2）反应堆内装有由易吸收中子的材料制成的控制棒，通过调节控制棒的位置来控制核裂变反应的速度；[6]
3）冷却剂不断地把反应堆内核裂变反应产生的巨大热量带出，使反应堆内的温度控制在所需范围内。
可能有人也要问，为什么一些国家不轻易转让原子能发电技术呢？这是因为反应堆用于发电的同时，在反应堆内还产生一定量的钚-239（除大部分中子轰击铀-235原子核使其发生裂变外，仍有一部分中子被铀-238原子核俘获使后者变成钚-239。在反应堆内生成的钚-239中，约有50%以上再被中子轰击发生裂变，释放出能量，使核燃料增殖；其余不到50%的钚-239留在反应堆内。），经后处理可将钚-239提取出来，用于制造原子弹。重水堆产生的钚-239约为压水堆的两倍。
进展
华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程已于2008年开始建设，工程将于2013年11月投产发电。这是中国第一座采用第四代核反应堆的核电站，使用的是第四代高温气冷石墨球床反应堆，简称球床堆。[7]
第四代反应堆的六个构型中，高温气冷堆是一个很有前途的方案，现行的高温气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本。[8]
石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM(460MW)。两者的设计都已经基本完成，其间中国完成了清华大学10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作，HTR-10已经并网多时了。
所有的核电站都由几个部分组成：
1：堆芯，核燃料在此低速燃烧，产生热量
2：冷却回路，堆芯产生的热量通过回路里的介质传导出去，使得堆芯保持一个稳定的反应温度，持续工作。
3：发电机组，把冷却回路中的热量通过汽轮机的方式转换成电能。[9]
先说说燃料组件，石墨球床气冷堆的燃料组件大大不同于传统的核燃料组件，你可以把它看成一个西瓜，外壳是硬化的石墨材料，相当于西瓜皮，里面是稍微松散的石墨填料，相当于西瓜瓤，在西瓜瓤里均匀分布着一些以二氧化铀为主要成分的西瓜子，这就是真正的核燃料颗粒，顺便说一下，这个瓜子有个用陶瓷做的瓜子壳，而二氧化铀则相当于瓜子仁。这个西瓜结构的燃料组件直径是6厘米。
在反应堆的堆芯里面（多是一个环形的圆柱体），这些燃料组件就和煤球炉子里一样，直接填充进去就好了，在一定的温度下，瓜子仁里面的核燃料开始裂变反应，产生热量，煤球里面的石墨起到慢化作用，保持链式反应的稳定运行，正常情况下，这些煤球的温度是900摄氏度左右。
一堆球球堆在一起，他们的周围就自然而然的形成了均匀的空隙，这些空隙就是堆芯内部的冷却空间，在堆芯的一端注入高压氦气，另一端让高压氦气流出，快速流过煤球空隙的氦气带走了多余的热量，就构成了堆芯冷却的第一回路。900摄氏度的高压氦气从反应堆中出来之后，有两个途径，一是继续经过一个水冷回路，把水加热成蒸汽，推动汽轮机带动发电机发电，更先进一些的就是直接用氦气透平机组把热能转换成机械能，带动发电机。冷却后的氦气继续打回堆芯，就构成了完整的换能循环过程。
这就是石墨球床的基本工作原理，相对于当前的压水堆/沸水堆/重水堆电站，简直巧妙到一定程度了。
石墨球床堆的特点
首先，它的燃料组件尺寸很小，精度要求也不高，制造起来就容易得多。[10]
其次，堆芯的结构很简单，简直就是一个高精度的煤球炉子，只要容纳燃料球就好了。
第三，它的冷却热质是氦气，好处有三：惰性气体，不用担心污染的传递，即使泄露也没事；单一的气体工质，不用复杂的流体控制理论；气体温度很高，高达900度，而压水堆则只有300-400度，未来的超临界堆也不过500多度，所以效率不比压水堆低。这就大大简化了冷却回路的复杂性，甚至只要氦气透平机过关，一个回路就可以了，而压水堆由于必须隔离污染的一次循环水，必须设计成两个回路。由于工质是“干净”的，不必考虑管路中子脆化的问题，高温气冷堆的回路造价和使用期限以及维护成本都低得多。
第四，球床气冷堆简直就是一个烧核燃料的煤球炉子，换燃料的方式很  核爆炸效果图简单：把烧完的煤球从炉子下面放出去，新的煤球从上面倒进去就完了，不用停堆换组件。
不仅如此，气冷堆还有先天的安全性，几乎是“绝对安全”的，核电事故那就是堆芯因为温度过高而融化，进而破坏安全设施，造成核泄露。由于球床燃料的结构特点，这是不会发生的。前面我们说了，燃料煤球里面的瓜子壳是陶瓷材料，瓜子仁是二氧化铀燃料，这个壳可以承受1600度的温度，正常情况下，外面的石墨“瓜瓤”的温度是900度左右，一旦作为冷却的氦气停止供应了，煤球的温度就会升高，“瓜瓤”的温度也会升高，由于瓜瓤比瓜子多得多，会迅速带走瓜子表面的温度，向外界辐射出去，保证“瓜子壳”不会超过极限的1600度。所以堆芯是不可能融化的。清华的示范堆就曾经不止一次表演过在不插入控制棒的情况下停止冷却的氦气泵，整个堆芯迅速达到热平衡，进而安全停堆。[11]
如果说第三代压水堆AP-1000的非能动安全设计还依赖于一套需要维护的安全设备的话，高温气冷堆连这套设备也省了。所以说，这种设计不再需要能耐压的安全壳，不再需要冗余的安全设备，甚至可以简化成一回路设计，大大降低了成本。做成模块化的电站，由于其独有的安全性，甚至可以在大城市周边直接安装使用。
球床气冷堆的效率优势，即电效率超过40%，大大高于哪怕是三代的压水堆，甚至四代的超临界堆，这就进一步降低了发电成本。此外，由于热效率高，气冷堆的供热优势也十分明显，未来无论是高温裂解天然气制取氢气还是高温电解水制取氢气，900度的高温热源都是必不可少的。
此外，球床气冷堆的优势还在于它的燃料燃烧十分充分，后处理成本低，模块化的气冷球床电站你可以给任何人用，而不必担心核废料被做成脏弹搞恐怖袭击。
球床堆的缺点，那就是对于气冷回路的加工要求很高，氦气透平机的功率不易做大（不过没关系，我们可以并联若干个小的，一样用），而气冷堆的功率密度远远小于压水堆（当然了，冷却工质是气体，怎么可能小得了），这对于发电堆来说不是什么缺点，但是对于动力堆却是致命的，也就是说，气冷堆上潜艇之类的传闻，完全是无稽之谈了。
相对于球床气冷堆，另一种流派就是柱状燃料的气冷堆，不同之处就是把燃料做成柱状，也就是大块的石墨里面有很多小洞，小洞里镶嵌包裹陶瓷外壳的二氧化铀燃料线。这样的优势是效率更好一些，电效率可以接近50%，且单堆功率容易做大。缺点是组件制造要求高，无法不停堆换燃料。
后一种流派的代表是日本、美国和俄罗斯，日本设计了GTHTR300，单堆热功率高达600Mw，比体积差不多的中国HTR-PM大了1/3，俄罗斯和美国也联合设计了GT-MHR，与日本的类似。日本的30Mw 柱状燃料高温气冷堆HTTR也已经投入了并网运行。
总之，高温气冷堆是四代核电中最接近使用的一种方案，优点是安全性和成本，缺点是没有技术的沿革，很多地方需要重头做起（其他方案，例如超临界堆，我们可以看作压水堆的进化），这就需要建设示范堆来逐步摸索经验，找出不足，进一步修正商用堆的设计。
分布
运营中广东：大亚湾核电站，岭澳核电站一期
浙江：秦山核电站，秦山二期核电站及扩建工程，秦山三期核电站
江苏：田湾核电站一期建设中广东：岭澳二期核电站，台山核电站一期，阳江核电站  海南：昌江核电站一期
福建：宁德核电站一期，福清核电站
浙江：秦山核电站扩建— 方家山核电，三门核电站
山东：山东海阳核电站，石岛湾核电站
北京：中国实验快堆
辽宁：红沿河核电站一期筹建中广东：陆丰核电站一期，海丰核电站，揭阳核电站，韶关核电站，肇庆核电站
广西：红沙核电站
福建：漳州核电站，三明核电站
湖南：小墨山核电站，桃花江核电站
江西：烟家山核电站，彭泽核电站
重庆：涪陵核电站
四川：三坝核电站
湖北：大畈核电站，松滋核电站
浙江：苍南核电站，龙游核电站
安徽：芜湖核电站，吉阳核电站
河南：南阳核电站
辽宁：东港核电站，徐大堡核电站
吉林：靖宇核电站
黑龙江：佳木斯核电站