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核反应堆
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。
目录
类型
简介
慢化剂
控制棒
冷却剂
屏蔽
工作原理
用途
发展过程
优点
推进动力
供热
参考资料
类型
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核反应堆
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。
简介
核电站中进行可控自持链式裂变反应以产生热能的装置。裂变反应堆利用可裂变的重元素（如铀-235、铀-233和钚-239），在中子的作用下，形成可控自持链式裂变反应，释放能量。典型的反应方程式如下：
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核反应堆
世界上第一座裂变反应堆于1942年12月2日在芝加哥大学达到临界。那是一座以天然铀为燃料、石墨为慢化剂的实验性反应堆。第一座原型生产堆于1943年11月建成并投入运行。1954年6月27日,苏联建成世界上第一座核电站,采用天然铀石墨慢化压力管式水冷反应堆,电功率为5000千瓦。1961年7月,美国建成世界上第一座商用压水堆核电站，电功率为28.5万千瓦（初期设计值）。到80年代，裂变反应堆已成为世界上最重要的替代能源。
核反应堆按用途可分为：舰船推进、发电、供热的动力堆，生产裂变材料钚或氚的生产堆，做材料和燃料辐照试验用的试验堆等；按结构可分为：均匀堆、半均匀堆、非均匀堆、固体燃料堆、液体燃料堆、游泳池式堆、壳式加压型反应堆、压力管式加压型反应堆等；按中心能谱可分为：热中子堆、快中子堆、中能中子堆和谱移堆;按冷却剂可以分为:轻水堆、重水堆、压水（重水）堆、沸水（重水）堆、气冷堆、液态金属冷却堆等；按慢化剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨堆等；按燃料增殖性可分为：增殖堆和非增殖堆。核电站应用最普遍的是压水堆。
裂变反应堆系统的一般组成是：核燃料元件、控制棒及其驱动机构、慢化剂、冷却剂以及堆内结构部件构成的堆心。堆心连同包容它的反应堆容器称为反应堆(见图）。data/attachment/portal/201111/06/093350egiezgge7xlbeelg.jpg通常所说的反应堆实际多指反应堆系统或反应堆装置。反应堆系统还包括主冷却回路管道、主冷却泵（或鼓风机）、蒸发器（或热交换器）以及进一步冷却或利用热能的二次回路。核燃料在反应堆中受中子作用产生核裂变反应并释放中子和热量的一种材料。作为燃料“烧掉”的是3种可裂变核素铀-233、铀-235和钚-239中的一种或其混合物。直到80年代，广泛使用的核燃料是铀。天然铀中含铀-235只有0.71％，需通过扩散、离心、激光等方法将天然铀中的铀-235和铀-238分离，提供铀-235含量比天然铀比例更高的浓缩的铀燃料。另两种可裂变核素是在反应堆中人工生产的。核燃料的应用形式有作为固体燃料的纯金属、合金、化合物（特别是钠的氧化物和碳化物）以及作为液体燃料的水溶液、液态金属溶液和悬浮物。对固体燃料来说，为了包容裂变产物和防止核燃料的氧化和腐蚀，采用金属或石墨包壳将燃料包覆起来。这种燃料称为芯体。一组用合金包覆的燃料元件（形式可为棒状、片状和环状）可装配成组件，元件之间的定位部件称为定位架。目前运行的压水堆、沸水堆、重水堆都采用这种燃料组件。用石墨包覆的核燃料颗粒与石墨混合，压制成球形或棱柱形燃料元件，可用于高温气冷堆。锆与金属铀的合金经氢化，形成铀氢锆元件，用不锈钢管包覆，可作为一种特殊试验堆（TRCA，实际是半均匀堆）的燃料元件。
慢化剂
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核反应堆
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俘获截面；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，既使不是，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
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核反应堆
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
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核反应堆
由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆心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汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆心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
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核反应堆
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。某些反应堆堆心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。
工作原理
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核反应堆
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。
用途
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核反应堆
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，-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。
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。
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核反应堆
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χ光或超声成像则检查不出来。
发展过程
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核反应堆
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。
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核反应堆
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。
在原子能的和平利用中，最典型的当数原子能发电，也称核电。如果说原子弹的爆炸是瞬间、不受控制地进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应的结果，那么原子能发电站利用的能量是来受控状态下持久进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应。一种可以人为控制核裂变反应快慢并能维持链锁核裂变反应的装置叫做反应堆。费米发明的反应堆是用来生产钚-239的，这种反应堆叫做生产堆。原子能发电站的核心也是反应堆，它是用反应堆内核裂变反应产生的巨大热量生成饱和蒸汽驱动气轮机发电，这种反应堆叫做动力堆。原子能发电与用煤、用油发电的区别仅在于产生热量的装置不同，前者是原子能反应堆，后者是燃煤、燃油锅炉。
反应堆的类型很多，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15.5MPa）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—7MPa，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7MPa），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。
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核反应堆
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2200m/s、能量约为1/40eV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。
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。
优点
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核反应堆
原子能发电比常规发电的主要优点是：
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。
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。
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：
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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；
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；
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。
推进动力
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核反应堆
将反应堆产生的热量带到蒸汽发生器，由蒸汽发生器产生的饱和蒸汽驱动汽轮机而提供推进动力。大家熟悉的核潜艇、核动力航空母舰和原子能破冰船，都是由原子能提供的推进动力。
由于核潜艇有常规潜艇无可比拟的优点，它已成为现代海军中的主力战舰。核潜艇的主要优点是：
1）续航力大。续航力是指装一次燃料能持续航行的距离。对核潜艇来说，水下续航力可达7.5万海里；而常规潜艇的水下续航力只有100—400海里（与航速有关）,因为它在水下是靠蓄电池作能源来推进的，隔一定时间需浮出水面或浮至通气管深度利用柴油发电机组对蓄电池进行充电。
2）航速高。核潜艇水下航速可达30节（1节为1海里/时）以上，且经常以最大航速航行；而常规潜艇水下最大航速为15—20节，但由于受到蓄电池的限制一般不以最大航速航行。
3）隐蔽性能好。核潜艇在水下停留时间约2500小时，而常规潜艇仅10—20小时。世界上已建造的核潜艇约500艘，配备的反应堆近700座，超过了已建造的用于原子能发电的反应堆的总数。1971年我国建成第一艘核潜艇，并试航成功。1988年我国成功地完成了从水下核潜艇发射弹道导弹的试验。
核动力航空母舰同样具有高航速下续航力大的优点，它能长期保持30节以上的航速而无须担心燃料的消耗。它不但不需要补给燃料的后勤舰队，还比同等级常规航母多携带一倍的航空燃料和武器。其续航力为100万海里。世界上第一艘核动力航空母舰，是美国于1960年建造的“企业号”航空母舰。此外法国也拥有核动力航空母舰。
世界上第一艘原子能破冰船，是前苏联于1959年建造的。它比常规动力破冰船有突出优点：
1）由于无须储备大量燃料，船的载重量不会因燃料消耗而减小，其破冰能力始终保持不变；
2）轴功率可达75000马力，能在冰厚为2.0—2.5米的北极区航行；而常规破冰船的轴功率在25000马力左右，一般只能在冰厚为0.7—0.9米的地方航行；
3）续航力不受限制。
供热
利用反应堆产生的能量直接供热，有十分广阔的市场。例如，建设一座20万千瓦的低温供热堆，每年消耗二氧化铀仅1吨，它可以为500万平方米的建筑供暖。而为同样建筑面积供暖的锅炉，每年需要烧煤30万吨。如果以15年为期进行比较，核供热的成本比煤供热便宜。世界上前苏联，加拿大，瑞典和我国都为寒冷地区建造了低温供热反应堆。
参考资料
1.http://army.e81.cn/onews.asp?id=50
2.中国科技纵横
3.http://law.esnai.com/law_show.asp?LawID=34106
4.世界科技全景百科全书