通過對添加的核燃料發生裂變或聚變獲得大量能源的裝置。
基本介紹
- 中文名：反應堆
- 外文名：reactor
反應堆-詳細介紹,反應堆-簡史,反應堆-構成,反應堆-工作原理,反應堆-類型,反應堆-優點及分類,原子能發電比常規發電的主要優點是,反應堆-分類,反應堆-用途,反應堆-發展過程,反應堆-固有安全性,
反應堆-詳細介紹
（核）反應堆 (nuclear) reactor 能維持可控自持鏈式核裂變反應的裝置。
指任何含有其核燃料按此種方式布置的結構，使得在無需補加中子源的條件下能在其中發生自持鏈式核裂變過程。注釋：更廣泛的意義上講，反應堆這一術語應覆蓋裂變堆、聚變堆、裂變聚變混合堆，但一般情況下僅指裂變堆。核反應堆，又稱為原子反應堆或反應堆，是裝配了核燃料以實現大規模可控制裂變鏈式反應的裝置。
在原子能的和平利用中，最典型的當數原子能發電，也稱核電。如果說核子彈的爆炸是瞬間、不受控制地進行的鈾-235或鈽-239核裂變鏈鎖反應的結果，那么原子能發電站利用的能量是來受控狀態下持久進行的鈾-235或鈽-239核裂變鏈鎖反應。一種可以人為控制核裂變反應快慢並能維持鏈鎖核裂變反應的裝置叫做反應堆。費米發明的反應堆是用來生產鈽-239的，這種反應堆叫做生產堆。原子能發電站的核心也是反應堆，它是用反應堆核心裂變反應產生的巨大熱量生成飽和蒸汽驅動氣輪機發電，這種反應堆叫做動力堆。原子能發電與用煤、用油發電的區別僅在於產生熱量的裝置不同，前者是原子能反應堆，後者是燃煤、燃油鍋爐。
反應堆的類型很多，但它主要由活性區，反射層，外壓力殼和禁止層組成。活性區又由核燃料，慢化劑，冷卻劑和控制棒等組成。現在用於原子能發電站的反應堆中，壓水堆是最具競爭力的堆型（約占61%），沸水堆占一定比例（約占24%），重水堆用的較少（約占5%）。壓水堆的主要特點是：1）用價格低廉、到處可以得到的普通水作慢化劑和冷卻劑，2）為了使反應堆內溫度很高的冷卻水保持液態，反應堆在高壓力（水壓約為15.5 MPa ）下運行，所以叫壓水堆；3）由於反應堆內的水處於液態，驅動汽輪發電機組的蒸汽必須在反應堆以外產生；這是藉助於蒸汽發生器實現的，來自反應堆的冷卻水即一迴路水流入蒸汽發生器傳熱管的一側，將熱量傳給傳熱管另一側的二迴路水，使後者轉變為蒸汽（二迴路蒸汽壓力為6—7 MPa，蒸汽的溫度為275—290 ℃）；4）由於用普通水作慢化劑和冷卻劑，熱中子吸收截面較大，因此不可能用天然鈾作核燃料，必須使用濃縮鈾（鈾-235的含量為2—4%）作核燃料。沸水堆和壓水堆同屬於輕水堆，它和壓水堆一樣，也用普通水作慢化劑和冷卻劑，不同的是在沸水堆內產生蒸汽（壓力約為7 MPa），並直接進入氣輪機發電，無需蒸汽發生器，也沒有一迴路與二迴路之分，系統特別簡單，工作壓力比壓水堆低。然而，沸水堆的蒸汽帶有放射性，需採取禁止措施以防止放射性泄漏。重水堆是用重水作慢化劑和冷卻劑，因為其熱中子吸收截面遠小於普通水的熱中子吸收截面，所以可以用天然鈾作為重水堆的核燃料。所謂熱中子，是指鈾-235原子核裂變時射出的快中子經慢化後速度降為2200 m/s、能量約為1/40 eV的中子。熱中子引起鈾-235核裂變的可能性，比被鈾-238原子核俘獲的可能性大190倍。這樣，在以天然鈾為燃料的重水堆中，核裂變鏈鎖反應可持續進行下去。由於重水慢化中子不如普通水有效，因此重水堆的堆芯比輕水堆大得多，使得壓力容器製造變得困難。重水堆仍需配備蒸汽發生器，一迴路的重水將熱量帶到蒸汽發生器，傳給二迴路的普通水以產生蒸汽。重水堆的最大優點是不用濃縮鈾而用天然鈾作核燃料，但是阻礙其發展的重要原因之一是重水很難得到，因為在天然水中重水只占1/6500。
反應堆-簡史
前蘇聯於1954年建成了世界上第一座原子能發電站，掀開了人類和平利用原子能的新的一頁。英國和美國分別於1956年和1959年建成原子能發電站。到2004.9.28，在世界上31個國家和地區，有439座發電用原子能反應堆在運行，總容量為364.6百萬千瓦，約占世界發電總容量的16% 。其中，法國建成59座發電用原子能反應堆，原子能發電量占其整個發電量的78%；日本建成54座，原子能發電量占其整個發電量的25%；美國建成104座，原子能發電量占其整個發電量的20%；俄羅斯建成29座，原子能發電量占其整個發電量的15% 。我國於1991年建成第一座原子能發電站，包括這一座在內，現在投入運行的有9座發電用原子能反應堆，總容量為660萬千瓦。我國另有2座反應堆在建設中。我國還為巴基斯坦建成一座原子能發電站。
反應堆-構成
反應堆由核燃料、慢化劑、冷卻劑、控制棒及熱交換迴路等構成。
核燃料和慢化劑
構成
構成核裂變時放出的中子，其能量高達2兆電子伏的，叫做快中子，它通過與周圍核碰撞而慢化。引入重水、普通(輕)水、石墨、鈹、有機物等輕物質能使慢化過程效率提高，這類輕物質叫做慢化劑。為了減少中子損失，慢化劑的中子吸收截面必須很低。中子慢化到與環境溫度平衡時叫做熱中子，熱中子引起核裂變的幾率大大增加，因此大多數反應堆都用慢化劑把中子慢化成熱中子，這種反應堆叫做熱中子反應堆。輕水和重水都是優良的慢化劑，但重水的中子吸收截面只有輕水的1/500。
隨著核燃料中易裂變物質的濃度和量的增加，高能量的中子也能維持裂變鏈式反應。不用慢化劑的反應堆叫做快中子反應堆。
只有鈾 233、鈾235和鈽239三種易裂變核素可用作核燃料。金屬鈾易發生輻射損傷，在反應堆中使用壽命較短，只能做低燃耗的元件，做成鈾鋯或鈾鉬合金可使核燃料的耐輻照性能得到改善。氧化鈾的耐輻照性能好，高溫下穩定，已獲得廣泛的套用，缺點是導熱性較差。其他陶瓷材料如碳化鈾等是正在發展中的新型核燃料元件材料。鈽239是鈾238俘獲中子後的產物,用鈽239做反應堆燃料尚處於初始階段，目前主要是和鈾 238一起使用，常見的形式是混合氧化物PuO2 UO2。和鈽239一樣，鈾233在自然界不存在，它由釷232俘獲中子生成。由於鈾233的核性質優良及自然界釷資源豐富，人們對用鈾233作核燃料頗感興趣，但這種釷－鈾核燃料循環尚處於研究階段。
一定化學形態的核燃料在反應堆中使用時，在大多數情況下要做成具有確定物理性質和外形的燃料芯塊，封裝在金屬包殼中，構成燃料元件棒，常見的是細長圓柱體，如壓水動力反應堆的元件棒直徑約1厘米，長約3.8米。元件棒組裝成棚格形式的元件組件，按一定的布置構成反應堆的堆芯。慢化劑布置在元件棒之間。在這種情況下，燃料（有時還有慢化劑）和冷卻劑分別處於不同的相中，它們的配置是不均勻的，這種反應堆叫做非均勻反應堆。燃料與冷卻劑或與冷卻劑和慢化劑混成一個流體均勻配置的反應堆，叫做均勻反應堆。
冷卻劑 核裂變放出的能量主要被裂變碎片以動能形式帶出，通過碎片的碰撞減速，以熱能釋放。其他輻射能也轉變成熱能。流經堆芯的冷卻劑把熱帶出並通過熱交換器傳給另一傳熱介質後再循環回堆芯，構成反應堆的熱交換迴路。冷卻劑必須是中子吸收截面低的物質，並具有良好的傳熱和流動性。
反應堆存放容器
反應堆存放容器水是良好的冷卻劑，在第一座生產反應堆中就已使用，至今仍是大多數動力反應堆採用的冷卻劑。以水為冷卻劑的反應堆稱水反應堆。用水作冷卻劑的嚴重限制是它的蒸氣壓高。在動力堆中，可將壓力保持在約150大氣壓，這樣，300℃時水仍不沸騰，這種反應堆叫做壓水堆；另一種反應堆內壓力保持在70大氣壓，因而水沸騰成蒸汽，這種反應堆叫做沸水堆。在這兩種堆中水既是冷卻劑又是慢化劑。
與液體相比，氣體由於密度低而傳熱性較差，但可通過增加壓力加以改善，以氣體為冷卻劑的反應堆稱氣冷反應堆或氣冷堆。氦氣是最常用的氣體冷卻劑，它化學上是惰性的，熱力學性質和核性質都好，已在高溫氣冷堆中使用。二氧化碳則在某些溫度較低的氣冷堆中使用。
液態金屬，特別是液態鹼金屬有極好的傳熱性，而且在動力堆運行溫度下蒸氣壓很低。其中鈉是最常用的冷卻劑，因為它的熔點較低(97.81℃)，容易獲得，它的核性質對於快中子反應堆特別合適，但它的化學性質活潑，遇水時反應劇烈，在使用中必須特別注意。
反應堆壓力容器
反應堆壓力容器熔鹽（如混合氟鹽）和有機物（如三聯苯）等都曾考慮用作反應堆的冷卻劑。
反應堆系統用的結構材料必須有合適的核性質和物理性質，並且與冷卻劑在運行條件下相容。常用的結構材料有鋁、不鏽鋼和鋯合金，鋁廣泛用於低溫反應堆而鋯合金及不鏽鋼廣泛用於高溫反應堆。厚壁壓力容器一般用碳鋼製造，內壁襯有不鏽鋼以符合抗腐蝕的要求。
包殼用來隔開核燃料和冷卻劑，以避免它們間的化學作用和防止放射性物質的外泄。包殼材料必須同時與燃料和冷卻劑相容，並具有良好的核性質，其中最主要的是中子吸收截面要小。鋁和鋯合金分別是低溫水堆和高溫水堆的核燃料包殼材料，不鏽鋼則用作快中子反應堆的核燃料包殼材料。
控制棒 反應堆靠提出或插入控制棒來控制鏈式反應的速率。控制棒由高中子吸收截面的材料（鎘、硼、銦、釓等）製成，由自動控制系統對其位置實現精密的調節。把控制棒由堆芯提出時，堆芯反應性增高；相反則反應性降低；全部插入時可使鏈式反應完全停止。
反應堆-工作原理
核反應堆是核電站的心臟，它的工作原理是這樣的：
原子由原子核與核外電子組成。原子核由質子與中子組成。當鈾235的原子核受到外來中子轟擊時，一個原子核會吸收一個中子分裂成兩個質量較小的原子核，同時放出2—3箇中子。這裂變產生的中子又去轟擊另外的鈾235原子核，引起新的裂變。如此持續進行就是裂變的鏈式反應。鏈式反應產生大量熱能。用循環水（或其他物質）帶走熱量才能避免反應堆因過熱燒毀。導出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動氣輪機發電。由此可知，核反應堆最基本的組成是裂變原子核+熱載體。但是只有這兩項是不能工作的。因為，高速中子會大量飛散，這就需要使中子減速增加與原子核碰撞的機會；核反應堆要依人的意願決定工作狀態，這就要有控制設施；鈾及裂變產物都有強放射性，會對人造成傷害，因此必須有可靠的防護措施。綜上所述，核反應堆的合理結構應該是：核燃料+慢化劑+熱載體+控制設施+防護裝置。
熱核實驗反應堆的模擬圖
熱核實驗反應堆的模擬圖還需要說明的是，鈾礦石不能直接做核燃料。鈾礦石要經過精選、碾碎、酸浸、濃縮等程式，製成有一定鈾含量、一定幾何形狀的鈾棒才能參與反應堆工作。
反應堆-類型
根據用途，核反應堆可以分為以下幾種類型①將中子束用於實驗或利用中子束的核反應，包括研究堆、材料實驗等。②生產放射性同位素的核反應堆。③生產核裂變物質的核反應堆，稱為生產堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的熱量的核反應堆，比如多目的堆。⑤為發電而發生熱量的核反應，稱為發電堆。⑥用於推進船舶、飛機、火箭等到的核反應堆，稱為推進堆。
反應堆
反應堆另外，核反應堆根據燃料類型分為天然氣鈾堆、濃縮鈾堆、釷堆；根據中子能量分為快中子堆和熱中子堆；根據冷卻劑（載熱劑）材料分為水冷堆、氣冷堆、有機液冷堆、液態金屬冷堆；根據慢化劑（減速劑）分為石墨堆、重水堆、壓水堆、沸水堆、有機堆、熔鹽堆、鈹堆；根據中子通量分為高通量堆和一般能量堆；根據熱工狀態分為沸騰堆、非沸騰堆、壓水堆；根據運行方式分為脈衝堆和穩態堆，等等。核反應堆概念上可有900多種設計，但現實上非常有限。
反應堆-優點及分類
原子能發電比常規發電的主要優點是
1）能量高度集中，燃料費用低廉，綜合經濟效益好。1公斤鈾-235或鈽-239提供的能量在理論上相當於2300噸無煙煤。在現階段的實際套用中，1公斤天然鈾可代替20—30噸煤。雖然原子能發電一次性基建投資較大，可是核燃料費用比煤和石油的費用便宜得多。所以，原子能發電的總成本已低於常規發電的總成本。2）因所需燃料數量少而不受運輸和儲存的限制。例如，一座100萬千瓦的常規發電廠，一年需要燒掉300萬噸煤，平均每天需要一艘萬噸輪來運煤。而使用原子能發電，一年只需要30噸核燃料。
3）污染環境較輕。原子能發電不向外排放CO、 SO2、 NOX 等有害氣體和固體微粒，也不排放產生溫室效應的二氧化碳。原子能發電站日常放射性廢氣和廢液的排放量很小，周圍居民由此受到的輻射劑量小於來自天然本底的1%。大量釋放放射性物質的嚴重事故，則發生的機率極低，全世界10000堆年的運行歷史中只發生過一次波及廠外的車諾比事故，它是運行人員違章操作和反應堆本身設計缺陷（缺乏必要的安全螢幕障）所造成的。大家可能聽說過美國三里島原子能發電站的事故，這次事故是由於人為失職和設備故障造成。由於反應堆有幾道安全螢幕障，該事故中無一人死亡，80公里以內的200萬人口中平均受到的輻射劑量還不及佩帶一年夜光表受到的劑量。
可能有人要問，反應堆會不會像核子彈那樣爆炸？這是不會的，其原因至少有三條：1）核子彈使用的核燃料中90%以上是易裂變的鈾-235，而發電用反應堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂變的鈾-235；2）反應堆內裝有由易吸收中子的材料製成的控制棒，通過調節控制棒的位置來控制核裂變反應的速度；3）冷卻劑不斷地把反應堆核心裂變反應產生的巨大熱量帶出，使反應堆內的溫度控制在所需範圍內。
0000可能有人也要問，為什麼一些國家不輕易轉讓原子能發電技術呢？這是因為反應堆用於發電的同時，在反應堆內還產生一定量的鈽-239（除大部分中子轟擊鈾-235原子核使其發生裂變外，仍有一部分中子被鈾-238原子核俘獲使後者變成鈽-239。在反應堆內生成的鈽-239中，約有50%以上再被中子轟擊發生裂變，釋放出能量，使核燃料增殖；其餘不到50%的鈽-239留在反應堆內。），經後處理可將鈽-239提取出來，用於製造核子彈。重水堆產生的鈽-239約為壓水堆的兩倍。
反應堆-分類
根據用途，反應堆可以分成以下幾大類：
生產反應堆
用來生產軍用鈽。它以天然鈾作燃料，石墨或重水作慢化劑，普通水或氣體作冷卻劑。有的生產反應堆也用來從鋰製造用於熱核武器的氚。
動力反應堆
用來推動船隻、潛艇和發電，供熱等。現有的動力反應堆主要是壓水堆和沸水堆──統稱為輕水堆。其他還有重水堆、氣冷堆和快中子堆等。各種動力反應堆的基本情況見表。其中高溫氣冷堆和鈉冷快中子堆屬於先進的堆型。高溫氣冷堆可提供 750℃以上的高溫作為化學工業和冶金工業的熱源，當它採用鈾233作燃料，釷232作轉換材料時，可以做到或接近做到熱中子增殖。鈉冷快中子堆是已經在工業規模上驗證了的增殖反應堆，它用鈽作燃料，鈾238作增殖材料,生成多於消耗量的鈽。它的投入運行將大大提高天然鈾的利用率，使得從已探明的鈾資源中可獲得的能量遠高於全部化石燃料的能量。
研究反應堆
用來進行核反應、射線禁止、材料試驗、固體物理、輻射化學、生命科學等方面的研究，同時可以生產放射性同位素。這種反應堆主要有：①用低濃縮鈾作燃料，輕水作慢化劑的反應堆；②用天然鈾或低濃縮鈾作燃料，重水作慢化劑的反應堆；③用天然鈾或低濃縮鈾作燃料，石墨作慢化劑，空氣冷卻的反應堆；④用高濃縮鈾作燃料的高通量中子反應堆等。
聚變反應堆和聚變－裂變混合反應堆
除了上述利用重核裂變獲取能量的裂變反應堆外，還有利用輕核聚變獲取能量的核能裝置──聚變反應堆。可以利用的聚變反應有氘－氘反應(D D─→He n 3.25MeV)和氘－氚反應(D T─→He n 17.6MeV)等。聚變反應產生的快中子在聚變反應器（聚變驅動器）外圍包層中與鋰 6反應並生成聚變核燃料氚：Li n─→T He。
聚變－裂變混合反應堆是聚變反應堆和裂變反應堆的組合。在這種混合堆中，聚變驅動器外圍包層由鋰、鈾和釷組成。聚變產生的快中子在包層內使鈾和釷裂變以倍增能量，同時又和鋰、鈾、釷發生反應，相應地生成氚、鈽239、鈾233等聚變核燃料和裂變核燃料。
奧克勞現象
1972年在非洲加彭的奧克勞(Oklo)鈾礦中發現了自然界曾經發生鈾的鏈式裂變反應的遺蹟，即史前時代的天然核反應堆，稱為奧克勞現象。人們估計在10億年以前，天然鈾中鈾235的豐度在3%左右。在富鈾礦和水（慢化劑）存在的條件下，可以造成超臨界條件和發生鏈式裂變反應。通過對鈾礦的組成分析，估計在奧克勞鈾礦中隨著水的蒸發和補入，鈾的鏈式裂變反應斷續地進行了大約10年。
反應堆-用途
核裂變時既釋放出大量能量、又釋放出大量中子。核反應堆有許多用途，但歸結起來，一是利用裂變核能，二是利用裂變中子。
核能主要用於發電，但它在其它方面也有廣泛的套用。例如核能供熱、核動力等。
俄制反應堆
俄制反應堆核能供熱是廿世紀八十年代才發展起來的一項新技術，這是一種經濟、安全、清潔的熱源，因而在世界上受到廣泛重視。在能源結構上，用於低溫（如供暖等）的熱源，占總熱耗量的一半左右，這部分熱多由直接燃煤取得，因而給環境造成嚴重污染。在中國能源結構中，近70%的能量是以熱能形式消耗的，而其中約60%是120℃以下的低溫熱能，所以發展核反應堆低溫供熱，對緩解供應和運輸緊張、淨化環境、減少污染等方面都有十分重要的意義。核供熱是一種前途遠大的核能利用方式。核供熱不僅可用於居民冬季採暖，也可用於工業供熱。特別是高溫氣冷堆可以提供高溫熱源，能用於煤的氣化、煉鐵等耗熱巨大的行業。核能既然可以用來供熱、也一定可以用來製冷。清華大學在五兆瓦的低溫供熱堆上已經進行過成功的試驗。核供熱的另一個潛在的大用途是海水淡化。在各種海水淡化方案中，採用核供熱是經濟性最好的一種。在中東、北非地區，由於缺乏淡水，海水淡化的需求是很大的。
核能又是一種具有獨特優越性的動力。因為它不需要空氣助燃，可作為地下、水中和太空缺乏空氣環境下的特殊動力；又由於它少耗料、高能量，是一種一次裝料後可以長時間供能的特殊動力。例如，它可作為火箭、宇宙飛船、人造衛星、潛艇、航空母艦等的特殊動力。將來核動力可能會用於星際航行。現在人類進行的太空探索，還局限於太陽系，故飛行器所需能量不大，用太陽能電池就可以了。如要到太陽系外其他星系探索，核動力恐怕是唯一的選擇。美、俄等國-直在從事核動力衛星的研究開發，旨在把發電能力達上百千瓦的發電設備裝在衛星上。由於有了大功率電源，衛星在通訊、軍事等方面的威力將大大增強。1997年10月15日美國宇航局發射的“卡西尼”號核動力空間探測飛船，它要飛往土星，歷時7年，行程長達35億公里漫長的旅途。
核動力推進，目前主要用於核潛艇、核航空母艦和核破冰船。由於核能的能量密度大、只需要少量核燃料就能運行很長時間，這在軍事上有很大優越性。尤其是核裂變能的產生不需要氧氣，故核潛艇可在水下長時間航行。正因為核動力推進有如此大的優越性，故幾十年來全世界己製造的用於艦船推進的核反應堆數目已達數百座、超過了核電站中的反應堆數目（當然其功率遠小於核電站反應堆）。現在核航空母艦、核驅逐艦、核巡洋艦與核潛艇一起，已形成了一支強大的海上核力量。
核反應堆的第二大用途就是利用鏈式裂變反應中放出的大量中子。這方面的用途是非常多的，我們這裡僅舉少量幾個例子。我們知道，許多穩定的元素的原子核如果再吸收一個中子就會變成一种放射性同位素。因此反應堆可用來大量生產各种放射性同位素。放射性同位素在工業、農業、醫學上的廣泛用途現在幾乎是盡人皆知的了。還有，現在工業、醫學和科研中經常需用一種帶有極微小孔洞的薄膜，用來過濾、去除溶液中的極細小的雜質或細菌之類。在反應堆中用中子轟擊薄膜材料可以生成極微小的孔洞，達到上述技術要求。利用反應堆中的中子還可以生產優質半導體材料。我們知道在單晶矽中必須摻入少量其他材料，才能變成半導體，例如摻入磷元素。一般是採用擴散方法，在爐子裡讓磷蒸汽通過矽片表面滲進去。但這樣做效果不是太理想，矽中磷的濃度不均勻，表面濃度高裡面濃度變低。現在可採用中子摻雜技術。把單晶矽放在反應堆里受中子輻照，矽俘獲一個中子後，經衰變後就變成了磷。由於中子不帶電、很容易進入矽片的內部，故這種辦法生產的矽半導體性質優良。利用反應堆產生的中子可以治療癌症。因為許多癌組織對於硼元素有較多的吸收，而且硼又有很強的吸收中子能力。硼被癌組織吸收後，經中子照射，硼會變成鋰並放出α射線。α射線可以有效殺死癌細胞，治療效果要比從外部用γ射線照射好得多。反應堆里的中子還可用於中子照相或者說中子成像。中子易於被輕物質散射，故中子照相用於檢查輕物質（例如炸藥、毒品等）特別有效，如果用χ光或超聲成像則檢查不出來。
推進動力
將反應堆產生的熱量帶到蒸汽發生器，由蒸汽發生器產生的飽和蒸汽驅動汽輪機而提供推進動力。大家熟悉的核潛艇、核動力航空母艦和原子能破冰船，都是由原子能提供的推進動力。
由於核潛艇有常規潛艇無可比擬的優點，它已成為現代海軍中的主力戰艦。核潛艇的主要優點是：1）續航力大。續航力是指裝一次燃料能持續航行的距離。對核潛艇來說，水下續航力可達7.5萬海里；而常規潛艇的水下續航力只有100—400海里（與航速有關）, 因為它在水下是靠蓄電池作能源來推進的，隔一定時間需浮出水面或浮至通氣管深度利用柴油發電機組對蓄電池進行充電。2）航速高。核潛艇水下航速可達30節（1節為1海里/時）以上，且經常以最大航速航行；而常規潛艇水下最大航速為15—20節，但由於受到蓄電池的限制一般不以最大航速航行。3）隱蔽性能好。核潛艇在水下停留時間約2500小時，而常規潛艇僅10—20小時。世界上已建造的核潛艇約500艘，配備的反應堆近700座，超過了已建造的用於原子能發電的反應堆的總數。1971年我國建成第一艘核潛艇，並試航成功。1988年我國成功地完成了從水下核潛艇發射彈道飛彈的試驗。
核動力航空母艦同樣具有高航速下續航力大的優點，它能長期保持30節以上的航速而無須擔心燃料的消耗。它不但不需要補給燃料的後勤艦隊，還比同等級常規航母多攜帶一倍的航空燃料和武器。其續航力為100萬海里。世界上第一艘核動力航空母艦，是美國於1960年建造的“企業號”航空母艦。此外法國也擁有核動力航空母艦。
俄制反應堆
俄制反應堆世界上第一艘原子能破冰船，是前蘇聯於1959年建造的。它比常規動力破冰船有突出優點：1）由於無須儲備大量燃料，船的載重量不會因燃料消耗而減小，其破冰能力始終保持不變；2）軸功率可達75000馬力，能在冰厚為 2.0—2.5米的北極區航行；而常規破冰船的軸功率在25000馬力左右，一般只能在冰厚為0.7—0.9米的地方航行；3）續航力不受限制。
供熱
利用反應堆產生的能量直接供熱，有十分廣闊的市場。例如，建設一座20萬千瓦的低溫供熱堆，每年消耗二氧化鈾僅1 噸，它可以為500萬平方米的建築供暖。而為同樣建築面積供暖的鍋爐，每年需要燒煤30萬噸。如果以15年為期進行比較，核供熱的成本比煤供熱便宜。世界上前蘇聯，加拿大，瑞典和我國都為寒冷地區建造了低溫供熱反應堆。
反應堆-發展過程
早在1929年，科克羅夫特就利用質子成功地實現了原子核的變換。但是，用質子引起核反應需要消耗非常多的能量，使質子和目標的原子核碰撞命中的機會也非常之少。
1938年，德國人奧托·哈恩和休特洛斯二人成功地使中子和鈾原子發生了碰撞。這項實驗有著非常重大的意義，它不僅使鈾原子簡單地發生了分裂，而且裂變後總的質量減少，同時放出能量。尤其重要的是鈾原子裂變時，除裂變碎片之外還射出2至3箇中子，這箇中子又可以引起下一個鈾原子的裂變，從而發生連鎖反應。
1939年1月，用中子引起鈾原子核裂變的訊息傳到費米的耳朵里，當時他已逃亡到美國哥倫比亞大學，費米不愧是個天才科學家，他一聽到這個訊息，馬上就直觀地構想了原子反應堆的可能性，開始為它的實現而努力。費米組織了一支研究隊伍，對建立原子反應堆問題進行徹底的研究。費米與助手們一起，經常通宵不眠地進行理論計算，思考反應堆的形狀設計，有時還要親自去解決石墨材料的採購問題。
年12月2日，費米的研究組人員全體集合在美國芝加哥大學足球場的一個巨大石墨型反應堆前面。這時由費米發出信號，緊接著從那座埋沒在石墨之間的7噸鈾燃料構成的巨大反應堆里，控制棒緩慢地被拔了出來，隨著計數器發出了咔嚓咔嚓的響聲，到控制棒上升到一定程度，計數器的聲音響成了一片，這說明連鎖反應開始了。這是人類第一次釋放並控制了原子能的時刻。
1954年前蘇聯建成世界上第一座原子能發電站利用濃縮鈾作燃料，採用石墨水冷堆，電輸出功率為5000千瓦。1956年，英國也建成了原子能電站。原子能電站的發展並非一帆風順，不少人對核電站的放射性污染問題感到憂慮和恐懼，因此出現了反核電運動。其實，在嚴格的科學管理之下，原子能是安全的能源。原子能發電站周圍的放射性水平，同天然本底的放射性水平實際並沒有多大差別。
1979年3月，美國三里島原子能發電站由於操作錯誤和設備失靈，造成了原子能開發史上空前未有的嚴重事故。然而，由於反應堆的停堆系統、應急冷卻系統和安全殼等安全措施發揮了作用，結果放射性外逸量微乎其微，人和環境沒有受到什麼影響，充分說明現代科技的發展已能保證原子能的安全利用。
反應堆-固有安全性
在由於某些原因從外部引入反應性，使中子通量增加（核燃料、冷卻劑溫度上升）的情況下，反應堆本身具有防止核反應失控的工作特性。我們稱這種特性為固有的安全性。固有特性來自反應堆本身所具有的負反應性溫度效應、空泡效應、都卜勒效應、氙和釤的積累和核燃料的燃耗等。
反應堆內各部分溫度升高而再生係數K變小的現象稱為負反應性溫度效應，對反應堆的穩定性和安全性起決定作用。
反應堆冷卻劑中，特別是在沸水堆中產生的蒸汽泡，隨功率增長而加大，從而造成相當大的負泡係數，使反應性下降，這個效應叫空泡效應，有利於反應堆運行的安全。
都卜勒效應是指裂變中產生的快中子在慢化過程中被核燃料吸收的效應。它隨燃料本身的溫度變化而有很大的變化。特別重要的是這種效應是瞬時的，當燃料溫度上升時，它馬上就起作用。
在裂變產物中積累起來的氙和釤是對反應堆毒性很大的元素，這兩種元素很容易吸收熱中子，使堆內的熱中子減少，反應性也下降。
一般說來，反應堆長期運行之後，反應性要下降，這是由於燃料的燃耗加深而引起的。
以上這些效應，一般都有利於反應堆運行的安全，但在一定的條件下，也有不利的一面。
在輕水堆情況下，有三個效應是起作用的。第一，由於燃料溫度的上升，鈾－238吸收中子的份額增加，從而使反應性有很大的下降（負反應性），是都卜勒效應起了作用；第二，輕水慢化劑溫度升高，其密度變小，中子與慢化劑碰撞的機會減少，中子慢化效果降低，反應性減小，負反應性溫度效應起了作用；第三，輕水冷卻劑溫度升高，就產生氣泡，其道理與第二點相同。由於中子泄漏增加，使反應性有很大下降，這就是所謂的空泡效應。
