1.原子核反应堆的结构。
原子核反应堆（简称反应堆）是利用核能的一种最重要的大型设备。在反应堆中，由于发生的是可控链式裂变反应，巨大的能量能够按照人们的需要释放出来。设计反应堆时要考虑四个重要的问题。首先，必须让链式反应有一个能继续进行反应的地方；其次，必须用一定的形式，把链式反应产生的热量取出来加以利用；其三，必须实现可控链式核裂变反应；第四，由于链式反应会产生一些对人体有害的射线和放射性物质，所以不能让它们有丝毫泄漏。根据这些要求，反应堆主要由以下几个部分组成。
（1）堆芯。堆芯是链式反应进行的地方，其主要部件是核燃料元件，另外还有中子慢化剂、冷却剂、控制棒和支撑结构等部件。把核燃料做成圆柱形或片形等各种形状的芯部，再用金属外壳包上，叫做燃料元件，包壳通常用吸收中子少、抗腐蚀、抗高温、机械性能较好的镁、锆、铌、铝及其合金以及不锈钢等制成。这样能防止中子被原子核吸收，使链式反应容易进行，同时也防止放射性气体等裂变产物扩散到元件之外，以免造成污染。在堆芯中还有一种物质，叫控制棒。控制棒用吸收中子能力很强的碳化硼、锆、银、铟、镉合金等制作，插在堆芯里，可以上下移动。把控制棒放在一个适当的位置，链式反应就能以正常的速度进行。插得深一点，就能吸收更多的中子，链式反应的规模就相应减小，反应堆的功率就降低；插得浅一点，吸收的中子数目减少，链式反应的规模和反应堆的功率就增加。如果反应堆运行不正常，控制棒会自动快速插入堆芯，使链式反应立即停止。
（2）冷却系统。反应堆工作时，核燃料裂变放出的能量转化为大量的热，要利用这些热量，就应把它们从堆内运载出来。另一方面，为了避免堆内温度过高而烧坏各种元件，也必须把堆内产生的热量疏散出来。这些工作均由堆内的冷却系统来完成。冷却系统由载热剂、管道、循环泵和热交换器等组成。
（3）控制保护系统。控制保护系统由操纵台、中子和射线探测器、冷却剂工作情况探测器和控制棒传动机构等组成，它能完成反应堆启动、调节功率、稳定功率、紧急停止等操作，以确保反应堆的安全运行。
（4）反射层和屏蔽系统。为了有效地利用堆芯反应产生的中子，防止中子逃逸出活性区外，一般在活性区周围加上由慢化剂或物质做成的反射层。为了保证安全，通常再把装有活性区和反射层的反应堆壳用水箱、混凝土等做成的设备围起来，将由堆内飞出的中子和X射线吸收，以保护工作人员的安全，这些设备叫做屏蔽层。
2.原子核反应堆的类型
反应堆可以分成两大类：利用慢化剂把快中子的速度降低变成热中子（即能量为0．0255～0．1eV），再利用热中子去诱发原子核链式反应的叫热中子反应堆；直接利用核裂变时放出的高速度、高能量的快中子（即能量为大于1MeV）来引起链式反应的叫快中子反应堆。当今大部分实际应用的反应堆为热中子反应堆。根据所用的慢化剂、冷却剂的不同，热中子可分成轻水堆、重水堆和石墨气冷堆等三大类。然而特别令人担心的是，根据目前探明的、有经济开采价值的铀矿储量，如果继续按现有速度建造热中子堆核电站，由于它只能利用铀资源的1％～2％，即U235，则要不了50年，经济可采的铀矿也会耗尽。如果到那时，还不能脱离核裂变能利用的初级阶段，人类将可能面临新的能源危机。在能源新挑战面前，核科学家早已在寻找应战的武器，这就是已经有40多年研究开发的快中子增殖堆（简称快堆）。有了它，相当于把铀资源的利用率提高了50～60倍，能源的供应将出现新的奇迹，在今后上千年内，人类完全可以靠快堆发电，保证有富足的能源可用。快堆的最显著的特点是直接靠核裂变产生的快速飞行的中子来维持链式裂变反应。它以钚-239作燃料，反应堆里不设慢化剂，只有冷却剂（钠和氦）。在快堆中，每“烧掉”一个钚-239原子，能够使铀-238吸收中子后新生产出1．4个钚-239原子，这样在快堆中就出现了神话般的奇迹——核燃料越“烧”越多。这就是所谓的核燃料的增殖过程。经过一段时间后（例如15～20年），人们可以从“烧”过的核燃料“灰烬”中，提取出足以装备与自身功率一样大的新堆所需要的钚燃料，使一个堆变成两个堆。因此，人们称快堆为快中子增殖堆。在此期间，快堆只要继续添加热堆中不能作燃料的铀-238贫料，而所得的能量比热堆还要多。人们把快堆誉为能发电的“核燃料生产厂”。各国普遍认为，快堆是反应堆的最终归宿，特别是在受控核聚变难以在今后相当长时期内得以工业推广的情况下，快堆应用和开发显得更加重要。
3.原子核反应堆燃料的制备与处理
目前用于工业发电的核反应堆主要是以U-235为核燃料的裂变反应堆。自然界中铀有三种同位素，它们的丰度分别是：铀-235为0．714％；铀-238为99．28％；铀-234为0．006％。可直接作为裂变燃料的铀-235，被称为原始核燃料，在地壳中的总含量为7000亿t。这三种同位素存在于480种的含铀矿物中，而其中只有25～30种具有工业开采价值。工业铀矿床的含铀晶位在0．1％～0．2％。而用于反应堆的核燃料的铀的纯度要求在99．9％以上，并且U-235的含量必须浓缩至3％左右。因此，从铀矿开采到铀燃料的获得要经过一系列的、复杂的冶炼过程。首先将破碎的矿石用硫酸或碳酸钠等作溶剂将铀浸出，然后通过萃取、离子交换和焙烧制成达70％～90％的、被称为黄饼的黄色氧化物八氧化三铀。其次，为了得到能用于反应堆中的铀产品，必须对铀进行浓缩以提高铀-235的浓度。铀浓缩的方法通常有气体扩散法、气体离心法和激光法。前两种方法是将铀化合物转变成六氟化铀（UF6），六氟化铀的沸点很低（56℃升华），用气体扩散法或离心法经过多级分离，将铀-235同铀-238分离UF6的浓缩物，再经过氢还原和镁还原，得浓缩铀。如果用激光激发UP6中的含U-235的UF6，再用物理或化学的方法，只需一次就可将激发的U-235和未激发的U-238有效地分离，这种方法技术复杂，但生产成本低，目前发展很快。
核燃料在反应堆中只能烧到一定程度，必须卸出并换上新燃料。卸出的燃料称为乏燃料，乏燃料可以分离出来，并返回反应堆作为核燃料循环使用，可节约天然铀的40％。
