更新时间：2023-10-08 16:10
核反应堆（英语：nuclear reactor），用于一种启动和控制裂变核链式反应或核聚变反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆可用于发电和核动力，来自核裂变的热量被传递到工作流体（水或气体），而工作流体又通过蒸汽轮机，它们要么驱动船舶的螺旋桨，要么转动发电机的轴。核电产生的蒸汽原则上可用于工业过程加热或区域供热，一些反应堆用于生产医疗和工业用同位素，或用于生产武器级。
核反应堆由堆芯、冷却剂、慢化剂、反射层、控制与保护系统、反应堆压力容器、屏蔽系统和辐射监测系统等组成。按反应堆的发展来划分，可将核反应堆分为四代。第一代为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于二代堆；第三代为符合URD或EUR文件要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代反应堆强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段。根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。国际原子能机构（IAEA）确定了六种重点研发堆型分别为：水冷反应堆、气冷反应堆、快堆、熔盐反应堆、小型模块化反应堆。
自20世纪50年代以来，裂变反应堆的相关技术早已成熟，但对于聚变反应堆的开发至今仍处于探索阶段。2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个国家联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），并于2001年7月签署合约共同合作研究开发第四代核能技术。截至2023年，30个国家的400多座此类反应堆提供了全世界约11％的电力。
核电站的心脏是核反应堆，核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能热能转换的装置。在核反应堆中，将中子减速为热中子使其更容易集中核燃料的原子核引起裂变的，物质称为慢化剂，或减速剂，将核裂变产生的热量带出反应堆的介质称为冷却剂，或载热剂。
核裂变是一个原子核分裂成两个或多个更小的原子核并释放能量的一种核反应。例如，当一个-235原子核被一个中子撞击时，分裂成两个更小的原子核，如一个原子核、一个原子核和两个或三个中子。这些额外的中子将撞击周围其他铀-235原子，这些铀-235原子也将以倍增效应分裂并产生额外的中子，从而在瞬间产生链式反应。
为了控制这种链式反应，需要慢化系统来减速中子，通过中子减速剂与吸收剂，来增加和降低反应速率以控制反应堆的输出功率。每次反应发生时，都有热和辐射形式的能量释放。释放的热可以在核电站被转化为电，如同煤、天然气和石油等化石燃料产生的热被用于发电那样。
反应堆堆芯以多种方式产生热量：当这些原子核与附近的原子碰撞时，裂变产物的动能会转化为热能反应堆吸收裂变过程中产生的一些伽马射线，并将其能量转化为热量。
热量是由裂变产物和被中子俘获激活的材料的放射性衰变产生的。即使在反应堆关闭后，这种衰变热源也会持续一段时间。
核反应堆冷却剂（通常是水，但有时是气体或液态金属（如液态钠或铅）或熔盐）通过反应堆堆芯循环以吸收其产生的热量。热量从反应器中带走，然后用于产生蒸汽。大多数反应堆系统采用冷却系统，该系统与将要煮沸的水物理分离，为涡轮机产生加压蒸汽，如压水反应堆。然而，在一些反应堆中，汽轮机的水直接由反应堆堆芯煮沸;例如沸水反应堆。
经常用的控制材料有镉银合金和金属铪，含硼的不锈钢或者硼玻璃，这些材料可以做成棒状，必要时在核反应堆内上下移动。控制棒主要是在需要快速调节功率和起停堆时使用，停堆时把它插进核反应堆里去，启动堆时把它提出来。还有一种控制材料是硼酸，可以放进冷却水里。所以，当需要使功率变化时，可以把硼酸加进核反应堆里，通过调节硼酸浓度，起到调整控制中子密度从而控制核反应速率和堆功率的作用。
裂变过程中释放的能量会产生热量，其中一些可以转化为可用的能量。每次反应发生时，都有热和辐射形式的能量释放。释放的热可以在核电站被转化为电，如同煤、天然气和石油等化石燃料产生的热被用于发电那样。利用这种热能的一种常用方法是用它来煮沸水以产生加压蒸汽，然后驱动蒸汽轮机转动交流发电机并发电。
核电站的平均寿命通常设计在 30 到 40 年之间。一些人认为，如果维护和管理得当，核电站可以运行长达80年或更长时间。然而，一些重要部件，特别是反应堆容器和混凝土结构，由于中子脆化和磨损而出现裂缝和裂缝时无法更换，从而限制了核电站的寿命。
链式反应相关
一个铀-235核内部有92个质子和143个中子，是一种放射性元素。自然界中还有两种常见的铀-235的同位素，它们分别是：铀-234和铀-238，但是这两种同位素基本只是吸收中子，不会参与裂变反应。铀-235的裂变反应主要由中子轰击诱发。当一个中子快速轰击铀-235的原子核时，原本的铀-235会分裂产生另外两个元素、2-3个中子，以及200MeV左右的能量。而生成的这2-3个中子又会继续轰击其它铀-235，继而引发更多的裂变，这就是链式反应。
中子产生器相关
核反应堆是一种稳定的连续中子源，其中子来源是核裂变过程释放的中子，中子束通量由核反应功率决定，通常使用铀235作为核燃料，每次核裂变可以产生1个有效中子，释放大量热量。由于散热条通量件的限制，反应堆的中子通量在上世纪就达到饱和，由于需要通量更高、波段更宽的中子源，于是便发展了散裂中子源。
要用中子做探针，必须有一个适当的中子源。最早使用的是放射性同位素中子源，但强度较低，寿命有限。20世纪用于中子核物理研究的主要中子源，是用低能粒子加速器产生的带电粒子束轰击靶而产生的中子，其能量单一、脉冲性好，但中子产生效率较低。反应堆中子源中子通量高，应用最为广泛，但由于反应堆散热技术的限制，使其最大中子通量受到限制。散裂中子源的出现则突破了反应堆中子源中子通量的极限。
当高能量粒子如高能质子轰击重原子核时，一些中子被“剥离”，或被轰击出来，这个过程称为散裂。与裂变反应相比，散裂反应释放的能量较低，但它可以将一个原子核打成几块，这个过程中会产生中子、质子、介子、中微子等，有利于开展核物理前沿课题研究和应用研究，且次生中子还会与临近的靶核作用而产生中子——即核外级联，一个质子在打靶后大概可以产生20到30个中子，这是散裂中子源的基本条件。
散裂中子源是由加速器加速到GeV能量的质子轰击重金属靶而产生中子的大科学装置，是加速器基脉冲中子源。通过原子的核内级联和核外级联等复杂的核反应,每个高能质子能产生20-40个中子，每产生一个中子释放的热量仅为反应堆的约四分之一。
散裂中子源与反应堆中子源各具特色，是相互补充的研究手段。散裂中子源的特点是在较小的体积内可产生较高的脉冲中子通量，能提供的中子能谱更加宽广，大大扩展了中子科学研究的范围；它具有高脉冲通量和优越的脉冲时间结构，低本底，且不使用核燃料，只产生极少量活化产物等独特优点。随着强流加速器技术的发展，百千瓦到兆瓦级束流功率的散裂中子源成为国际公认的新一代高通量、宽波段、高效安全的中子源。
奈辛（G.Ising）于1924年，维德罗（E.Wideroe）于1928年分别发明了用漂移管上加高频电压原理建成的直线加速器，由于受当时高频技术的限制，这种加速器只能将钾离子加速到50keV，实用意义不大。但在此原理的启发下，美国实验物理学家欧内斯特·劳伦斯（E.O.Lawrence）1932年建成了回旋加速器，并用它产生了人工放射性同位素，为此1939年诺贝尔物理学奖被授予欧内斯特·奥兰多·劳伦斯，以表彰回旋加速器的发明和发展以及用它获得的结果，特别是在人造放射性元素方面。这是加速器发展史上获此殊荣的第一人。
1932年，美国科学家柯克罗夫特（J.D.Cockcroft）和爱尔兰科学家欧内斯特·沃尔顿（E.T.S.Walton）建造成世界上第一台直流加速器——命名为柯克罗夫特-沃尔顿直流高压加速器，以能量为0.4MeV的质子束轰击锂靶，得到α 粒子和氦的核反应实验，这是历史上第一次用人工加速粒子实现的核反应。1951年诺贝尔物理学奖联合授予约翰·道格拉斯·考克罗夫特爵士和欧内斯特·沃尔顿，以表彰他们在人工加速原子粒子嬗变原子核方面的开创性工作。
1933年美国科学家凡德格拉夫(R.J.Van de Graaff)发明了使用另一种产生高压方法的高压加速器——命名为凡德格拉夫静电加速器。
1938年，德国人奥托·哈恩（Otto Hahn）和休特洛斯（Hutros）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美国哥伦比亚大学恩利克·费米（Enrico Fermi）的耳朵里，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。恩里科·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。
1942年12月2日曼哈顿计划期间，费米的研究组人员全体集合在美国芝加哥大学Stagger Field 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核能的时刻，这个反应堆被命名为“芝加哥一号堆"（Chicago Pile-1）。
一代堆主要在20世纪50至60年代期间开发的原型堆和动力堆，也是从那时候开始，核电首次投入商业(民用)。 而且由于是直接从军用部署到商用，因此附加安全设计很少，仅有的一些显然为军民两用。总体上，一代堆没有(能动或非能动)专用安全装置。
二代堆的投运，主要始于20世纪60年代末。今天运行的反应堆，绝大多数是在上世纪60年代中期到本世纪初建设的。二代堆设计使用寿命一般为40年。一代堆与二代堆最大的不同，二代堆专门设计了能动安全装置，而且原则上仅供民用。
在第二代核电技术高速发展期，平均17天就有一座核电站投入运行，主要原因是在当时石油危机的背景下，人们普遍看好核电。美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。美国成批建造了500至1100兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家；苏联建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型压水堆；日本和法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了20多倍。
1979年美国三里岛核电站事故和1986年苏联切尔诺贝利核事故催生了第二代改进型核电站，其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等，安全性能得到显著提升。此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆，如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。中国目前运行的核电站大多为第二代改进型。
上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD文件（utility requirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即EUR文件（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核反应堆。
第四代核能系统的发展目标是增强能源的可持续性，核电站的经济竞争性、安全和可靠性，以及防扩散和外部侵犯能力。第四代核能系统国际论坛（GIF）推荐的6种典型四代堆型分别为气冷快堆（GFR）、铅冷快堆（LFR）、钠冷快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）和超高温气冷堆（VHTR）。
2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。
核反应堆的堆芯由核燃料组件和控制棒组件组成，核反应堆里除了堆芯，还有冷却剂、慢化剂、反射层、压力容器、控制与保护系统、屏蔽系统和辐射监测系统等。其中屏蔽系统包括反应堆保护系统和安全壳。
反应堆的心脏是堆芯，由核燃料组件和控制棒组件组成，燃料组件中的燃料不是煤、石油、天然气等常规燃料，而是易裂变材料组成，易裂变材料包括自然界天然存在的铀-235，还有两种人造的易裂变材料铀-233和钚-239。
反应堆的燃料是可裂变材料，自然界天然存在的易于裂变的材料只有Ｕ-235，它在天然铀中的含量仅有0.711％，另外两种同位素Ｕ-238和Ｕ-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。
冷却系统中含有冷却剂，可以将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。
慢化剂处于慢化系统中，由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。
反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。
控制棒和安全棒在控制与保护系统中起关键作用，为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需要用吸收体来吸收中子辅助控制反应堆，吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等这也被称为安全棒，在实际的控制与保护系统中控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。
反应堆压力容器是核电站的主设备之一，是保证反应堆安全运行的安全屏障。反应堆压力容器是安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳，是压水堆核电站中的关键设备，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点，而且是不可更换的设备，必须保证其在核电站40年寿命期内绝对安全可靠。
反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内进行，它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。反应堆压力容器分为钢和预应力混凝土两类。钢压力容器可用于各种类型的核反应堆，预应力混凝土压力容器成功地用于气冷堆，正在探索用于其他类型的核反应堆。
屏蔽系统中的屏蔽层被设在反应堆周围，用于减弱中子及γ剂量。屏蔽系统包括反应堆保护系统和安全壳。
反应堆保护系统
反应堆保护系统（RPS）是核电站中的一组核安全和安保组件，旨在安全关闭反应堆并防止放射性物质的释放。系统可以自动“跳闸”（启动加扰），也可以作员跳闸。当参数达到或超过极限设定值时，会发生跳闸。RPS的跳闸导致所有控制棒的完全插入（在压水反应堆中通过重力或在沸水反应堆中高速喷射）并关闭反应堆。
核反应堆安全壳
核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳就是最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，安全壳也是反应堆厂房的围护结构，能保护反应堆设备系统免受地震、龙卷风及其他飞射物的冲击、飞机失事冲撞或化工厂爆炸等偶然影响。目前国际上建造的压水堆核电站安全壳的形式主要有预应力混凝土安全壳和钢结构安全壳两类。除安全壳外，反应堆压力容器也是压水堆核电站中的关键设备，而且是不可更换的设备，必须保证其绝对安全可靠。
核反应堆安全壳是一个高大的钢筋混凝土构筑物，壁厚近1米，内表面加有6毫米厚的钢板，是构成压水反应堆最外围的建筑，包容了核蒸汽供应系统的大部分系统。安全壳可承受设计事故压力即使发生包括堆芯熔化在内的严重核事故，也可以依靠坚固的安全壳有效防止放射性物质外泄，避免对环境和公众造成影响。三哩岛事故之所以没有造成像切尔诺贝利核事故那样严重的社会影响和后果，就是因为三哩岛事故依靠坚固的安全壳，在堆芯熔化的情况下有效防止了放射性物质外泄，而切尔诺贝利核电站则缺少这一层防护，这充分体现了安全壳的重要作用。
该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。监测反应堆用探测器常被称为“核反应堆之眼”，其工作原理是通过测量堆芯、堆外的中子注量率水平实现对反应堆核功率的监测，因此，堆用探测器的质量和稳定性对于反应堆的平稳运行至关重要。该标准适用于核反应堆堆外核测系统中使用的中子正比计数管、裂变电离室、涂硼电离室，也适用于核反应堆堆芯测量系统中使用的移动式微型裂变电离室。所有运行核电站均建立了大气辐射环境实时监测系统，对设施周边大气辐射环境全天候实时监控。
国际原子能机构（IAEA）已提出第四代先进核能系统的发展计划，并确定了六种重点研发堆型，这些核反应堆分别为：水冷堆、气冷堆、快堆、熔盐反应堆、小型模块化反应堆等。
反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。
水冷反应堆
自中核集团建立以来水冷反应堆在商用核工业中发挥了重要作用，目前占全世界所有在运民用反应堆的95％以上。另外，大部分正在开发建设的核反应堆都是水冷堆。水冷反应堆（WCR）一直是20世纪核工业的基石。目前在运的442座反应堆中，96％是水冷堆。这些电厂中的多数最初被许可运行40年，但通过知识的进步，现在这些电厂的寿期已被延长到60年，还有可能运行更长的时间。可以预计，水冷堆在21世纪将继续发挥重要作用。
轻水反应堆（LWR）是世界上最常见的水冷堆，分为两种类型：压水反应堆（PWR），它在单独的蒸汽发生器中产生汽轮机使用的蒸汽；沸水反应堆（BWR），它直接在堆芯中产生蒸汽轮机中使用的蒸汽。所有轻水堆都需要富含易裂变同位素U-235的燃料。重水反应堆（HWR）使用“富集”水，其分子中的氢原子含有超过99％，氘是氢的一种较重同位素。这种重水被用作慢化剂，提高了整体的中子经济，允许使用不需富集的燃料。
虽然目前许多先进水冷堆正在建设并可供部署，但水冷堆仍在进行安全、建造和经济方面的技术创新。当今先进水冷堆设计中的安全系统具有非能动特性，不依赖电力、贮存的水量更大，在发生诸如全厂较长时间断电等计划外工况时能够有数天而不是几小时的应对时间。为了提高电厂热效率和经济性，正在进行超临界水反应堆（SCWR）的研究和开发。超临界水存在于超出其临界点的温度和压力下，其液态和气态无法区分。这种水通常用于先进的煤炭、石油和天然气发电厂。预计超临界水堆电厂的效率将比传统水冷堆高1.3倍左右。
气冷反应堆
气冷反应堆目前占全球商运反应堆总数的约3％。其中一部分二氧化碳气冷堆将在2020年左右被淘汰。一些国家对使用氦气作为冷却剂的高温气冷堆（HTGR）正在进行开发。此类反应堆燃料利用率高的同时，产生的额外热能也可用于制氢和低温应用，如海水淡化和区域供暖。
各国目前认为小型模块化高温气冷堆的设计的固有安全性更高，将来在这种技术普及后，就能实现高效发电和热电联产应用，服务于高温气冷堆工艺供热的广大市场。
商用气冷反应堆目前仅在英国使用。国际上对开发高温气冷反应堆的兴趣正在不断增加，因为它们可以提供高效且具有成本效益的电力并产生也可用于各种工业生产。包括中国、印度尼西亚、日本、哈萨克斯坦、韩国、俄罗斯、南非、美国在内的成员国和欧盟正在进行高温气冷堆研究和开发项目。
快堆
自1960年快堆诞生以来，世界各国对快堆的兴趣一直在增加，因为它们可以提供高效、安全和可持续的能源。快堆的闭式燃料循环可以支持核电作为世界未来能源结构的一部分进行长期发展，并减少核废物的负担。
核电作为世界未来能源结构的一部分，其长期发展需要拥有闭式燃料循环的快堆技术。与热堆相比，快中子能谱允许快堆大幅增加天然铀的能量产出。这种燃料的高利用率可以使核电计划延续数千年，并在核废物管理方面提供重大改进。正是由于这些原因，快堆在几个国家已经有数十年的发展，主要是用作增殖堆，近年来也用作高放废物燃烧器。
目前，许多国家正在开发钠冷快堆、铅/铅铋冷却快堆和气冷快堆等多种类型的快堆。此外，熔盐快堆概念也被视为长期选择。
熔盐反应堆
最初在20世纪50年代开发的熔盐反应堆具有较高效率和产生较少废物的优点。一些设计不需要固体燃料，从而消除了进行燃料制造和处理的需要。近年来，对这种技术的兴趣日益增加，促进了新的开发活动。在一些国家，熔盐反应堆（MSR）被视为有前景的先进反应堆技术，因其具有多种优点。熔盐堆在较高温度下运行，因而提高了发电效率。另外，较低运行压力可以减少由事故导致的大破口和冷却剂丧失的风险，从而提高反应堆的安全性。
熔盐堆产生的高放废物也较少，它们的设计不需要固体燃料，因此不需要进行燃料制造和处理。这类反应堆适合多种核燃料循环（如铀-钚循环和-铀循环），因而可以扩大燃料资源。它们也可以被设计成核废物“燃烧器”或增殖堆。熔盐堆产生的高温热可用于发电和其他高温工艺热应用。
熔盐堆技术的开发工作在许多国家正在增加，这些研究可追溯到20世纪60年代由橡树岭国家实验室开展的熔盐实验堆。目前的研究和开发工作集中在解决材料相关问题、评定安全特性、开发堆芯设计方法和评价经济模型。
小型模块化反应堆
全球对中小型或模块化反应堆的关注度不断增长，因为它们能够满足更广泛用户和应用的灵活发电需求，并取代老化的化石燃料发电厂。它们还通过固有和非能动安全特性提高了安全性能，并提供更好的前期资本成本承受能力，适用于热电联产和非电力应用。此外，它们为基础设施欠发达的偏远地区提供了选择，还提供了将核能和可再生能源等替代能源结合起来的协同混合能源系统的可能性。
许多国家正把重点放在小型模块堆的开发上，小型模块堆被定义为每个模块发电量不超过300兆瓦（电）的先进反应堆。这些反应堆具有先进专设特性，可以单一或多模块电厂形式进行部署，并且设计成在工厂内建造，根据需求运输到公用设施进行安装。全球有80多个小型模块堆设计和概念。其中大多数处于不同的开发阶段，有些声称近期可部署。阿根廷、中国和俄罗斯目前有四个处于后期建设阶段的小型模块堆，一些现有和新晋核能国家正在进行小型模块堆的研究和开发。
若按核反应的形式分类，可分为裂变反应堆、聚变反应堆和裂变聚变混合堆。与传统的裂变反应堆相比，聚变反应堆曾被认为是可解决人类能源问题的良药：它不会产生具有漫长衰变期的核废料，也无需水之外的其他燃料。但聚变反应堆也有自己的短板：反应堆堆芯庞大，可自持续的聚变反应需要3300立方米的堆芯才行，这比目前在法国建设的世界上最先进的核聚变项目ITER的堆芯体积还要大三倍。
混合堆是一个可供选择的堆型，聚变堆为了获得有益的能量输出，要求聚变产生的能量，远大于为创造实现聚变的条件而消耗的能量。混合堆只要求聚变产生的能量与消耗的能量差不多相等，因此混合堆比纯聚变堆更容易实现。
按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。轻水堆是加以普通水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆；重水堆是以加压的重水作为慢化剂，其冷却剂可用重水或轻水，现在比较主流的反应堆技术是热中子轻水堆。
由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。可根据慢化剂材料类型将反应堆分为：石墨堆、轻水堆、重水堆、有机堆等。
按反应堆的发展来划分可以将核反应堆分为四代，分别是：第一代核反应堆、第二代核反应堆、第三代核反应堆、第四代核反应堆。
最典型的一代堆，是前苏联的AMB或AM-1(两者均为石墨慢化，主要生产钚);英国的“Magnox”气冷堆——如Calder Hall 1号堆(1956-2003)，Wylfa(1959-2012)(同样是石墨慢化)；美国宾夕法尼亚州的Shippingport(PWR)(1957-1982)，伊利诺伊州州的Dresden 1号(BWR)(1960-1978)，但大多数已经关闭。
第二代类型主要有美国设计的压水堆核电机型（PWR、系统80）和沸水堆核电机型（BWR）、法国设计的压水堆核电机型（P4、M310）、俄罗斯设计的轻水堆核电机型（VVER），以及加拿大设计的重水堆核电机型（CANDU）等。
第三代核能系统派生于目前运行中的第二代核能系统，反应堆的设计基于同样的原理，并吸取了这些反应堆几十年的运行经验，进一步采用经过开发验证且可行的新技术，旨在提高现有反应堆的安全性。第三代核能系统的开发始于上世纪90年代，首次建成的采用第三代技术的核电机组是日本1997年投入运行的的两台先进型沸水堆机组（ABWR）。
第四代核能系统是未来新一代先进核能系统，目前最具发展前景的四代反应堆有六种：气体冷却快堆（GFR）、铅冷却快堆（LFR）、钠冷却快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）和超高温气冷堆（VHTR）。其中第四代反应堆是一套理论上的核反应堆设计，这些反应堆预计在2040-2050年之前不会用于商业用途。
核反应堆按燃料循环可分为铀-钚循环和钍-铀循环。铀-钚循环包括熔盐堆和重水堆；钍-铀循环包括热中子堆和快中子堆。
核反应堆按发生反应的中子能量分为热中子反应堆和快中子反应堆。快中子增殖堆是不用慢化剂，直接用裂变产生的快中子来引发核裂变链式反应，并能增殖核燃料。
按应用分类，可分为以下三种：
第一种是研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；
第二种为生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；
第三种动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。
核燃料循环涉及到地质开采、化学反应、物理加工等多种技术工种、多个厂矿和大量的生产、核电站的使用以及乏燃料冷却储存、后处理、回收利用以及废物处置的整套过程。
核燃料可利用铀、钍和钚这三种元素制造。目前，应用最多的是利用铀制造的核燃料。铀是从自然界的铀矿中获得的。但自然界的铀不像煤一样，直接作为燃料使用，而是需要一系列复杂的提纯、同位素分离（富集）、加工等过程才能作为燃料在反应堆中反应。为方便描述，人们通常把从铀矿的勘探和开采、铀的加工和精制、铀的转化、铀的同位素分离、核反应堆元件的制造、核燃料（乏燃料）进行后处理以及放射性废物的处理与处置，形成的循环系统称为核燃料循环。核燃料循环构成了核能工业的基础。在核燃料循环中每一步骤都具有重要意义。
铀勘探和开采
如采煤一样，铀矿也需要先探勘，再进行相应的开采。开采出的铀矿一般需经过物理选矿并筛选掉相当一部分废石，以提高待处理的矿石纯度（也称为矿石品位）。
铀加工和精制
主要包括铀矿石预处理、铀矿石浸出、铀的浓缩与纯化以及铀的精制与转化等步骤，这些过程统称为冶炼。简言之，通过化学处理等方法，提取铀矿石中的铀，通常得到纯净的铀氧化物。
铀转化与富集
铀元素在自然界中由3种同位素组成，234U、235U、238U。在天然铀中，三者的比例是一定的。235U通常仅占0.7%，但世界上绝大多数核电站都使用235U含量为2%~5%的低富集铀作为核燃料。因此，铀加工和精制得到的产品铀氧化物需要进一步富集得到含235U较高的铀的产品。这个过程通常称为铀富集或同位素分离。
铀同位素分离是核燃料循环中是十分重要、十分敏感的技术。235U与238U的物理性质和化学性质相同，原子核的质量数相差3。铀同位素分离就是利用这个微小的质量数差采用物理或化学方法分离富集的，分离需要庞大的设备，消耗大量的能量。
现在普遍采用的工艺是：将铀加工或精致中制得的铀氧化物通过化学方法转移成UF6通过扩散或离心分离，得到含235U核素较高的UF6。其工作原理如洗衣机脱水时的原理一样，通过离心旋转，轻的物质更容易被甩出去，而剩下的是较重的物质。
核燃料元件生产
达到富集度要求的UF6，即可通过化学工艺再转化为UO2等固体化合物，制造成固体核燃料。核燃料通常以燃料元件的形式出现。如同煤有时候也须制作成煤球状，便于燃烧与控制。燃料元件的主要作用是作为核燃料的基本单元，导出链式裂变反应产生的热量，阻留强放射性的裂变产物防止其泄漏。
核燃料制品在核电厂反应堆中，发生了原子核反应。通过相关控制，可控的产生能量，并最终转换成电能供人类使用。
后处理厂
反应堆使用过的核燃料，称为乏燃料，经冷却后可送往后处理厂进行进一步处理，其目的是回收乏燃料中残留的铀和钚，把裂变产物变成有利于长期储存的形式，同时获取原子核反应后产生的、等次要系元素和其他有用的放射性同位素。
MOX燃料
MOX燃料是制造技术较为成熟的燃料，由二氧化铀和二氧化钚组成，优点是不与钠或铅冷却剂反应，抗辐照能力好，不存在燃料肿胀问题，但热导率低，易裂变原子密度低。与轻水堆MOX燃料相比，快堆MOX燃料中钚的含量更高，能达到较高燃耗。多个国家曾建成快堆MOX燃料生产线，但其中大部分改造成了轻水堆MOX燃料生产线，并在之后相继关停退役。迄今为止，全球已建成或在建11座快堆MOX燃料制造设施，其中4座在运（俄罗斯3座，日本1座），5座已关停，2座在建。
金属燃料
金属燃料的增殖比、裂变原子密度、热导率是几种燃料中最优异的，制造技术相对容易。美国、日本、韩国、印度、俄罗斯、法国等都曾积极研发这种燃料，但是金属燃料在反应堆辐照后出现的裂变气体释放和肿胀现象也最严重。美国改进了燃料元件设计，解决了金属燃料肿胀问题，并在钠冷实验快堆EBR-Ⅱ中进行辐照和使用，拥有丰富的金属燃料制造和使用经验。目前，美国正在持续推动金属燃料的商业化应用。 泰拉能源计划在Natrium钠冷快堆中使用金属燃料，并于2022年底决定在全球核燃料公司的威尔明顿核燃料厂建设金属燃料制造设施，预计2023年开始动工。ARC清洁能源公司和美国奥克洛公司也分别计划在ARC-100反应堆和Aurora反应堆中使用金属燃料。此外，日本已实现铀锆合金的工业规模生产及铀钚锆合金的小规模试制；印度具有金属燃料制造能力；韩国在金属燃料方面仍以实验研发为主，制造了实验室规模的远程操作铸造设备；俄罗斯、法国、英国对快堆金属燃料进行了实验室规模的研发工作。
氮化物燃料
氮化物燃料性能介于氧化物燃料与金属燃料之间，增殖比、裂变原子密度、热导率高于氧化物燃料，熔点高于金属燃料。氮化物燃料易于实现更长换料周期和更高燃耗，辐照肿胀小，裂变气体释放量少，但存在耐氧化性和耐水热腐蚀性差的问题。此外，氮化物燃料的制造困难，成本高。俄罗斯氮化物燃料技术发展较快，正在“突 破”计划中建设全球首个在同一场址拥有快堆及配套闭式燃料循环设施的综合体。该综合体位于西伯利亚地区化学联合体，由三个模块组成：BREST-OD-300铅冷快堆、乏燃料后处理模块和氮化物燃料制造/再加工模块。氮化物燃料模块产能为每年14吨，2014年开始建设，2022年8月启动生产线设备的全面测试，计划2023年投运。俄计划未来在 BN-1200中使用氮化物燃料，2023年已开始利用BN-600对将用于BN-1200的氮化物燃料棒进行辐照测试。美国、德国、瑞典、日本、法国和英国都曾进行氮化物燃料研究，但主要以实验研究为主。
碳化物燃料
碳化物燃料与氮化物燃料性能相近，热导率高，易裂变原子密度高，但辐照后的肿胀也很严重，乏燃料后处理困难。国际上仅印度曾准备在快堆中使用碳化物燃料。自1985年以来，印度试验快堆一直在使用碳化物燃料运行。但是由于碳化物燃料后处理困难等问题，目前即将建成的原型快堆计划使用MOX燃料，未来可能还会转用金属燃料。
核乏料就是在反应堆内使用过后卸出的核燃料，也被称为乏燃料或者乏料。一般而言，核乏料（由于快中子反应堆尚未商用化，这里指的是热中子反应堆的核乏料）中均含有三大类成分：第一种是大量难以燃烧的铀-238（238U，它可以在快中子堆中进行燃烧）；第二种为少量未经燃烧（在核反应堆中的燃烧就是参与核裂变反应）的铀-235（235U）；最后一种是少量新产物，包括：⑴钚-239（239Pu），也是一种易裂变材料；⑵次锕系核素镎（237Np）、镅（241Am，242mAm，243Am）、锔（243Cm，244Cm，245Cm）等；⑶裂变产物（包括部分裂变产物的衰变子体）如氪（85Kr）、（89Sr， 90Sr）、（90Y，91Y）、锆（95Zr）、（95Nb）、（95Mo）、（99Tc）、钌（103Ru，106Ru）、（106Rh）、钯（107Pd）、锡（126Sn）、碘（129I，131I）、（133Xe）、（135Cs，137Cs）、（141Ce，144Ce）、（144Pr）、（144Nd）、（144Pm）等。
根据反应堆核燃料组分和燃耗的不同，核乏料中上述三类成分的比重也相应地有所不同。以核燃料浓缩度约3%、燃耗约33000MWd/t为例，核乏料中的238U接近97%，235U约1%，新产物约2%。广义的核废料泛指具有放射性的废料，在使用中通常特指核乏料中的次锕系核素和裂变产物。特别值得强调的是，这些所谓的“废料”其实是非常珍贵的材料，属于“未被利用的资源”。核废料按物理状态可分为固体、液体和气体三种；按比活度又可分为高水平( 高放 )、中水平（中放）和低水平（低放）三种。
在核废料的处理上，中低放核废料危害较低，国际上通行的做法是，首先是焚化压缩固化后装进特制金属罐；然后在地面开挖深约10~20 米的壕沟，建好各种防辐射工程屏障；最后将密封好的核废料罐放入其中并掩埋。一段时间后，这些废料中的放射性物质就会衰变成对人体无害的物质。这种方法经过几十年的发展，技术已经十分成熟，安全性也有保障。
1953年美国曾有人研究沥青铀矿时做出过一个粗略的预测，认为20亿年前，当核裂变元素铀235的丰度是3%时，沉积的铀矿便接近于能运行的反应堆。1956年日裔美籍科学家田和夫则进一步预言，如果核反应所需的浓度、可能发生的过去时间以及铀235与铀238的比率都满足的话，自发的核反应可能在自然界发生。
直到1972年6月2日，在法国皮埃尔拉特核燃料再处理厂工作的布兹盖博士（Dr. Bouzigue）在进行分析时无意中发现，来自奥克洛河附近铀矿中铀235与铀238两种同位素的比例失常，在地球上所有的铀矿中，铀235的自然丰度是0.7202±0.0006%，而奥洛克的铀235自然丰度是7171±0.0007%，少了约0.003%，尽管这一丰度变化很微弱，但还是引起了相关专家的足够重视，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。
经过更多的研究，包括现场检查，他们发现铀矿经历了自身裂变，就这种自然发生的现象而言，赤道西非的这些铀矿床一定含有临界质量的铀-235才会开始这种反应，在那个时代，它们发生了这种反应。第二个促成因素是，为了发生和维持核链式反应，水作为慢化剂在这种情况下减缓了中子的速度，帮助反应堆进行受控裂变，原子根本就不会分裂。
原子能机构铀生产小组负责人Peter Woods说：“就像人造轻水核反应堆一样，裂变反应如果没有任何东西可以减缓中子的速度，就只能停止，水在奥克洛岩石中作为慢化剂，吸收中子，控制链式反应。”当今加蓬所处的具体地质背景也提供了帮助，铀（包括铀-235）的化学含量总量足够高，个别矿床厚且足够大，因此奥克洛在时间的流逝中成功地保存下来。专家怀疑世界上可能还有其他这样的天然反应堆，通过调查，地质学家认为由于奥克洛特殊的地质条件导致了从20亿年前开始的天然核反应。为了做进一步的地质化学调查，奥克洛铀矿的开采在1972年暂停了一段时间，最后在奥克洛发现了14座已经停止了核反应的古反应堆遗址，另外还在奥克洛南边的班贡贝发现了一座。奥克洛是目前世界上唯一已知的曾经自然发生自持的核连锁反应的地方，共有16处。
在大约20亿年前，地球上的铀235相对丰度在3%左右，在特殊的条件下，正好能够启动核连锁反应。奥克洛铀矿源于地球形成时沉积在地壳中的铀。经过不断的剧烈地质活动，富铀矿层在花岗石顶部的砂石层内偶然沉积。又经过数百万年，铀矿层顶部近1千米厚的砂石层被冲刷掉。花岗岩呈45°倾斜，这使得斜坡底部雨水和铀氧化物堆积。20亿年前恰好蓝菌门开始生长，它们通过光合作用增加了水中的氧含量，并使一些铀变成了可溶的氧化物。这些独特的地质条件，为天然核反应堆的形成提供了理想的条件。当可溶解铀的浓度达到10%后，核反应便能够启动，这个临界状态开始于18.4±0.7亿年。为了不让能够保持反应的中子逃逸，矿层至少需要0.5米厚。同时，铀235自发裂变时产生快中子，而铀235要进行链式反应，需要吸收热中子。要将快中子的速度降低下来，就需要中子减速剂。液态水正好充当了这个角色。当自持性链式反应开始时，反应堆温度升高，水被汽化，热中子的数量下降使核反应速度下降。于是反应堆温度降低，蒸汽又凝结为液态水，热中子的数量上升，再次引发自持性链式反应。就这样，水作为核反应的中和剂，以稳定的自我调节方式，使核连锁反应断断续续的间歇进行了近100万年。
核安全，是指对核设施、核活动、核材料和放射性物质采取必要和充分的安全措施，防止由于任何技术原因、人为原因或自然灾害造成的事故发生，并最大限度地减少事故情况下的放射性后果，从而保护工作人员、公众和环境免受不当的辐射危害。在核技术利用领域，“放射性物质”是关注的重点。即对密封放射源、非密封放射性物质采取必要和充分的安全措施，防止辐射事故的发生。
核安全公约是原子能机构促进成员国遵守和执行在其主持下通过的国际核安全法律文书，这包括《核安全公约》和《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》，除此之外还有作为国际应急准备和响应框架基础的两项公约：《及早通报核事故公约》和《核事故或辐射紧急情况援助公约》。《及早通报核事故公约》建立了关于有可能发生对另一国家可能具有辐射安全重要影响的国际性跨境释放的核事故的通报系统；《核事故或辐射紧急情况援助公约》建立了缔约国之间相互合作并与原子能机构进行合作以便在发生核事故或辐射紧急情况时迅速提供援助和支持的国际合作框架；《核安全公约》旨在制定一个各国均认可并共同遵守的核相关基本安全原则；“联合公约”是在全球范围内处理乏燃料管理安全和放射性废物管理安全问题的第一个法律文书，它是通过制定基本安全原则并建立一个与《核安全公约》类似的“同行评审”过程实现的。
截至2023年4月，共有177个国家签署了国际原子能机构发布的核安全公约。
人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射（约76.58%）和医疗（约20%），核电站产生的辐射剂量非常小（约0.25%）。在世界范围内，天然本底辐射每年对个人的平均辐射剂量约为2.4毫希，有些地区的天然本底辐射水平要比这个平均值高得多。国际基本安全标准规定公众受照射的个人剂量限值为1毫希/年，而受职业照射的个人剂量限值为20毫希/年。
在正常运行情况下，核电站对周围公众产生的辐射剂量远远低于天然本底的辐射水平，中国国家核安全法规要求核电站在正常运行工况下对周围居民产生的年辐射剂量不得超过0.25毫希,而核电站实际产生的辐射剂量远远低于这个限值。
核电安全的核心在于防止反应堆中的放射性裂变产物泄漏到周围的环境。为此，采取多层次纵深防御的安全原则。为了防止反应堆堆芯中的放射性裂变产物的外泄，在工程上设置有适当的实体屏障。核电站一般都有3道安全屏障，它们是燃料元件包壳、一回路压力边界和安全壳。
核能人类开发一种源源不断的清洁能源。因此，在地球上以探索清洁能源为目标的受控核聚变研究装置又被称为“人造太阳”。聚变燃料氘可以从海水中提取，一升海水中的氘发生聚变反应释放的能量相当于燃烧300升汽油。有人甚至说，聚变能一旦实现，人类的文明发展将不再受制于能源。我们可以在寒冷的冬天种植热带水果，全天候不间断地为粮食作物提供光源，星际旅行也将不再是梦想，因此核反应堆的相关研究对人类的未来有着重要的研究意义。
核反应堆在核电站产生的核能可用于发电和核海洋推进，可以驱动船舶的螺旋桨或者转动发电机的轴。核电产生的蒸汽原则上可用于工业过程加热或区域供热。一些反应堆用于生产医疗和工业用同位素，或用于生产武器级钚。反应堆还可以提供中子辐射（例如通过脉冲Godiva装置）和正电子辐射（例如中子活化分析和钾-定年）的源头。生产堆，动力堆和研究试验堆。
生产堆
生产堆主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。生产堆包括产钚堆，产堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。 该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的Ｕ-235。Ｕ-235裂变中子产额为2—3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被Ｕ-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个Ｕ-235原子可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。用重水型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。
动力堆
世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。
研究实验反应堆
研究实验反应堆不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理，堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位素和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多，例如：游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名；罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构；重水研究实验堆：重水的中子俘获截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。
研究反应堆通常用于科研和培训、材料测试或制备用于医疗和工业的放射性同位素的反应堆。这些反应堆远小于用于发电或船舶推进的反应堆，许多位于大学校园内。目前全球运行着大约280座这样的反应堆，分布在56个国家。其中一些使用高浓缩铀燃料，国际社会正在进行工作以替代低浓缩燃料。
1957年10月5日，温斯乔（Windscale）发生了英国历史上最严重的核事故，这也是世界上最严重的核事故之一，根据国际核事件等级判断，该事故是5级核事故，火灾发生在英格兰西北海岸坎伯兰（现为坎布里亚郡塞拉菲尔德）的两桩场地的1号机组。这两个石墨慢化反应堆，当时被称为“桩”，是作为英国战后原子弹项目的一部分建造的。1号桩于1950年10月投入使用，随后2号桩于1951年6月投入使用。大火燃烧了三天，并释放出放射性沉降物，这些放射物迅速蔓延到英国和欧洲其他地区，放射物中含有的同位素碘-131可能导致感染者患甲状腺癌。此后，高度危险的放射性同位素钋-210也被检测出来。据估计，此次辐射泄漏可能至少引起了另外240例癌症病例，其中100至240例存在生命危险。
1979年3月28日，美国三里岛核电站发生了严重事故，反应堆堆芯的一部分熔化塌，但由于一回路压力边界和安全壳的包容作用，泄漏到周围环境中的放射性核素微乎其微，没有对环境和公众的健康产生危害，仅有3名电站工作人员受到略高于季度剂量管理限值的辐射照射。方圆80公里的200万居民中，平均每人受到的辐射剂量小于戴一年夜光表或看一年彩电所受到的辐射剂量。
1986年4月26日，位于当时苏联境内的切尔诺贝利核电站第四号反应堆在低功率不当测试中失控，导致发生爆炸并燃起大火，反应堆建筑被摧毁，并向大气释放了大量辐射。由于忽略了安全措施，反应堆中的铀燃料过热并熔穿了防护屏障，事故发生后不久，国际原子能机构立即向苏联提供援助。在核电站工作人员和事故抢险人员中，有28人由于受到非常高的辐射剂量而死亡，紧急撤离了电站附近的11.6万居民，事故的主要原因有两个方面：一是运行人员在试验停电条件下发电机转子靠自身的转动惯性能继续供电多长时间的过程中，严重违反操作规程，切断了所有安全控制系统，致使安全保护系统不能启动，二是反应堆（压力管式石墨慢化沸水堆）安全设计上存在严重的缺陷。
2011年3月11日，日本发生了地震，这也被称为日本东部（东北）大地震，导致海浪高达10米以上，地震和海啸的双重冲击和影响给日本东北部造成了惨重的生命损失和广泛的破坏。原子能机构事件和应急中心在维也纳时间约8时15分收到国际地震安全中心发送的关于日本主岛本州岛东海岸附近发生9.0级地震的信息，随后，福岛第一核电厂发生事故，该事故最终被归类为国际核和放射事件分级表的7级事故，即重大事故。
福岛核电站的反应堆是沸水堆，其冷却水（给水）直接打到反应堆，反应堆产生蒸汽，蒸汽经过主蒸汽管道送到蒸汽轮机，带动发电机发电。因为沸水才能产生蒸汽，所以叫沸水堆。但受到地震影响，福岛核电站的管道、设备因受到强烈地震而断裂、破坏，致使给水送不进反应堆。再加上应急柴油机发电的供油管线也被海啸破坏，致使应急安全注射水的水泵断电而不能运转，安全注射水注不进反应堆，反应堆堆芯燃料棒因此失掉冷却而烧坏乃至熔化，从而才导致了事故发生。在这一过程中，蒸汽管道的破裂又使放射性核素碘131和铯137等泄露出去，在空中散发，冷却下来后降到地面，所以地面有污染。而堆芯中密封核燃料的锆包壳管，在温度超过400°C后产生锆—水反应放出大量氢气，氢气泄漏到环境中燃烧，发生化学爆炸致使某些厂房倒塌。