• 核反应堆既可以采用热中子来引发核裂变，又可以利用未被慢化的快中子来产生增殖燃料。
• 当反应堆使用轻水作为慢化剂时，相应的核燃料就必须采用富集程度较高的浓缩铀。

缓发中子与裂变产物

缓发中子的释放对反应堆控制和保证反应堆处于临界条件有着非常重要的影响。在临界条件下，链式反应堆系统是精确平衡的。这体现在反应堆中消失的中子和新产生的中子的数量保持一致。即考虑到裂变产生的中子，被U-238，慢化剂和其他材料吸收的中子以及泄漏到堆芯以外的中子后，堆内中子总数保持恒定。在这种条件下，反应堆系统的发热功率当然也是恒定的。如果要提升或降低功率的话，我们就要利用控制系统来打破这一平衡。堆内中子的数量也会随之增加或减少。为了使反应堆达到理想的功率水平，控制系统就必须保有一定的控制余量。

堆内中子数和裂变反应产生的裂变产物种类都要受到统计规律的支配。单个原子核何时发生裂变是无法事先预测的。然而，守恒规律的实现需要堆内中子总数和总能量保持恒定。U-235裂变产生的裂变产物的质量分布在95到135之间。主要核素包括Ba, Kr, Sr, Cs, I（钡，氪，锶，铯，碘）。下面给出了典型的裂变反应过程：

U-235 + n → Ba-144 + Kr-90 + 2n + 大约 200 MeV

U-235 + n → Ba-141 + Kr-92 + 3n + 170 MeV

U-235 + n → Zr-94 + Te-139 + 3n + 197 MeV

在上述的反应方程式中，核子数（质子+中子）是守恒的。举个例子，在第一个式子中，235+1=141+92+3。但反应前后，会损失一部分原子质量，这部分原子质量会以能量的方式被释放出来。钡和氪两种核素随后都会通过β衰变的方式转变为更为稳定的钕和钇。正是由于这种β衰变（有是甚至还会伴随着γ衰变），使得裂变产物具有较强的放射性。这种放射性会随着时间流逝而逐渐减弱。根据结合能公式可以算出，U-235一次裂变大约可以放出200MeV的能量。而Pu-239一次裂变大约释放210MeV的能量。（要知道，化石燃料燃烧时，平均一个碳原子释放的能量仅仅只有4eV！）这些我们可以利用的能量主要包括裂变碎片的动能（占总能量的80%）和中子动能以及γ射线、β射线的能量（总共约30MeV）。

反应堆堆芯产生的热量有大约6%是来自于裂变产物的衰变和U-238俘获中子后形成的超铀元素。而且大部分来自于前者。因而，当反应堆停堆换料时，虽然链式核裂变反应停止了，但是由于裂变产物的核衰变，堆芯仍然会继续产生热量。正是因为这样，在反应堆停堆换料期间，堆芯仍然需要冷却。福岛核事故的公开资料表明，反应堆停堆后的一个小时里，发生了失水事故。在这期间，堆芯产生的衰变热，相当于其满功率运行时产生热量的1.5%。即使当事故发生一年之后，堆芯衰变热的热功率仍然高达10千瓦/吨。

中子俘获：超铀元素&活化产物

中子也有可能被不易裂变的原子核俘获。新生成的复合核会以发出γ射线的形式退激，同时会释放出能量。此时，新核还有可能会释放出α粒子和β粒子来使自己变得更加稳定。例如，当中子被不易裂变的铀同位素（U-238）俘获时，就会形成所谓的“超铀元素”。即位于元素周期表中铀元素之后的其他锕系元素。由于在普通的热堆中，U-238在燃料中占到的比例很大，因此U-238通过中子俘获生成U-239这一反应过程极为重要。新生成的Np-239很快通过β衰变的方式转变为较为稳定的Pu-239。一些Pu-239还有可能再俘获中子，变为不太稳定的Pu-240。一些Pu-240还有可能再发生中子俘获，从而转变为Pu-241。Pu-241再经历β衰变转化为Am-241（火灾烟雾报警器的核心成分）。上文已经提到，Pu-241的的裂变方式与U-235类似。都是通过热中子引发裂变。因而，它也是反应堆另一种主要的能源供应者。据统计，燃料棒在一般的反应堆中放置3年后，就会有2/3的Pu-239发生裂变，这些裂变产生的能量相当于输出总能量的1/3。而Pu-239的裂变产物的质量则分布在100到135原子质量单位之间。

反应堆中生成的主要超铀元素的成分包括钚，锔，镎和镅。这些带有α放射性的核素与铀的同位素一样，具有很长的半衰期。除了超铀元素以外，反应堆中接受中子照射的结构材料（尤其是接触到中子的金属材料）还会产生所谓的“活化产物”。这些活化产物种类十分丰富，包括氚（H-3），碳14，钴60，铁55和镍63。后面这四种放射性元素会对反应堆的拆除和材料的回收利用造成麻烦。

1吨已用燃料产生的高放废物的放射性

来源：国际原子能机构1992-放射性废物调查

本文摘自

http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Introduction/Physics-of-Nuclear-Energy/