爱华网核反应堆慢化材料(nuclearreactor moderator material)
使核裂变反应产生的快中子减速而引入活性区的核反应堆材料。又称核反应堆慢化剂。核反应堆根据所利用的中子能量分成3种类型：快中子堆、中中子堆、慢(热)中子堆。快中子堆利用的中子能量与裂变反应释放的中子能量相同(平均为2MeV)，故无需在堆活性区设置慢化材料；而对其他两种堆型，为了提高中子与核燃料发生核裂变反应的几率，要求将快中子慢化成超热或热中子。例如对热中子堆要求中子能量小于1eV，因此，必须向堆活性区引入减低快中子能量的慢化材料。
要求对慢化材料的主要要求是：优良的中子慢化能力；良好的导热性能和抗辐照稳定性；密度高；与活性区其他材料相容性好。对液态慢化材料还要求在室温下处于液态和高温下蒸汽压低；对固体慢化剂还要求有较好的结构强度和便于加工成形。
中子慢化能力是对慢化材料最主要要求，慢化材料对中子的减速过程取决于中子与慢化元素发生非弹性散射的几率。慢化元素愈轻，与中子发生非弹性碰撞的几率愈大，中子在非弹性碰撞后将部分能量转移到慢化材料上，一般用中子散射截面代表材料的慢化能力。从另一方面又要求，慢化材料吸收中子的部分能量后，又不能将中子吸收俘获，否则对维持活性区有效中子数量不利。因此，优良的慢化材料要求具有高的中子散射截面和低的中子吸收截面，一般可用二者的比值(慢化率)来表征。核反应堆中常用慢化材料的物理性能列于表。
种类常用的核反应堆慢化材料分为液态和固体两种。前者有轻水和重水，后者有石墨、铍和氧化铍。
石墨热中子堆中采用最广的固体慢化材料。这主要是石墨具有以下优异性能：热中子吸收截面小，熔点高，热导性好，高温强度好，可以合理价格大规模生产得到。而天然石墨含有大量杂质，不宜作为慢化材料。一般选用人造高纯石墨，对强烈吸收热中子的硼、镉等杂质要求严格。当温度超过350℃时，石墨的抗氧化能力不佳，因此在高温动力堆中的应用受到限制。
铍和氧化铍一种核性能十分优良的慢化材料。它的慢化率虽然不如石墨，但铍的中子慢化能力(即中子散射截面)比石墨还好。另外，铍的高温强度高，密度小，热导率和熔点高，有较强抗腐蚀能力，在反应堆中可同时用作慢化材料、反射材料、包壳材料。它在高温反应堆或要求重量轻体积小的堆中是一种优良核材料。铍金属的缺点是性脆有毒、加工困难、生产成本高、在300℃以上易与氧和氮等反应，因此其用途受到限制。
氧化铍与金属铍相似，具有优良的热中子慢化性能，它的高温化学稳定性优于金属铍，在高温液态金属和气体O2、CO2中性能稳定，因此在高温液态金属堆和高温气冷堆内可用作慢化材料。
轻水和重水应用最广的液态慢化材料。从慢化能力看，轻水是一种极为优良的慢化材料，但其热中子吸收截面相对较大。重水的慢化能力虽然不如轻水，但它的热中子吸收截面最小。因此，用天然铀或低浓缩铀作核燃料的反应堆中，重水是一种良好的慢化材料。在不少反应堆中，轻水和重水不但当作慢化材料，同时利用它们作为冷却和屏蔽材料，如在游泳池型反应堆。用轻水和重水作慢化材料时，必须对其中杂质严加控制。另外，重水价格昂贵，其应用大受限制，且必须在封闭系统中使用。
