1樓：神者一號
當然，地球內部和其他恆星或行星內部一直進行著核反應，當反應劇烈時就會產生**或者火山噴發
2樓：匿名使用者
天然核反應堆.有也不奇怪.
通古斯大**一說是流星**.
3樓：吉岡·唯
這個不清楚，但是宇宙中核反應堆是很平常的，每個恆星都是巨大的核反應堆，太陽就是一個核反應堆。地球上也有記載發生過貌似核反應的跡象，比如2023年的通古斯大**
4樓：匿名使用者
通古斯大**的始作俑者是一個奇才，但是居然被人遺忘了
誰啟動了20億年前的核反應堆?
5樓：安之若素之白羊
奧克洛核反應堆
由美國籍義大利著名物理學家恩利克·費米領導的小組於2023年12月（曼哈頓計劃期間）在世界頂級學府 芝加哥大學建成。
核反應堆，又稱為原子能反應堆或反應堆，是能維持可控自持鏈式核裂變反應，以實現核能利用的裝置。核反應堆通過合理佈置核燃料，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。嚴格來說，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。
人類第一臺核反應堆由美國籍義大利著名物理學家恩利克·費米領導的小組於2023年12月（曼哈頓計劃期間）在世界頂級學府 芝加哥大學建成，命名為 芝加哥一號堆（chicago pile-1）[1]。該反應堆是採用鈾裂變鏈式反應，開啟了人類原子能時代， 芝加哥大學也因此成為人類「原子能誕生
核反應堆
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箇中子**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。
用迴圈水(或其他物質)帶走熱量才能避免反應堆因過熱燒燬。匯出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動汽輪機發電。由此可知，核反應堆最基本的組成是裂變原子核+載熱體。
但是隻有這兩項是不能工作的。因為，高速中子會大量飛散，這就需要使中子慢化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；核反應堆發生事故時，要防止各種事故工況下輻射洩漏，所以反應堆還需要各種安全系統。綜上所述，核反應堆的合理結構應該是：
核燃料+慢化劑+載熱體+控制設施+防護裝置+安全設施。
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或者球狀燃料才能參與反應堆工作。
型別核反應堆
核反應堆
根據用途，核反應堆可以分為以下幾種型別
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，稱為動力堆。
另外，核反應堆根據燃料型別分為 天然鈾堆、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；根據慢化劑分 為石墨堆、 水冷堆、有機堆、熔鹽堆、鈉冷堆；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；根據執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。
按照歷史年代分類
前蘇聯於2023年建成了世界上第一座原子能發電站，掀開了人類和
核反應堆
核反應堆
平利用原子能的新的一頁。英國和美國分別於2023年和2023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執行，總容量為364.6百萬千瓦，約佔世界發電總容量的16%。
其中，法國建成59座發電用原子能反應堆，原子能發電量佔其整個發電量的78%；日本建成54座，原子能發電量佔其整個發電量的25%；美國建成104座，原子能發電量佔其整個發電量的20%；俄羅斯建成29座，原子能發電量佔其整個發電量的15%。我國於2023年建成第一座原子能發電站，包括這一座在內，當前投入執行的有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。
第一代（gen-i）核電站是早期的原型堆電站，即2023年至2023年前期開發的輕水堆（light water reactors,lwr）核電站，如美國的希平港(shippingport)壓水堆（pressurized-water reactor,pwr）、 德累斯頓(dresden)沸水堆(boiling water reactor,bwr)以及英國的鎂諾克斯(magnox)石墨氣冷堆等。
第二代（gen-ⅱ）核電站是2023年後期到2023年前期在第一代核電站基礎上開發建設的大型商用核電站，如lwr（pwr，bwr）、加拿大坎度堆（candu）、蘇聯的壓水堆vver/rbmk等。到2023年為止，世界上的大多數核電站都屬於第二代核電站。
第三代（gen-ⅲ）是指滿足更高的安全性指標的先進核電站，要求安全性指標達到urd的要求。第三代核電站採用標準化、最佳化設計和安全性更高的非能動安全系統，如先進的沸水堆（advanced boiling water reactors,abwr）、系統80+、ap600、歐洲壓水堆（european pressurized reactor,epr）等。
***（gen-ⅳ）是待開發的安全性更高的核電站，其目標是到2023年達到實用化的程度，主要特徵是經濟性高（與天燃氣火力發電站相當）、安全性好、廢物產生量小，並能防止核擴散。
2023年9月19日至20日在東京召開的gif（***核能系統國際論壇generation iv international forum,gif）會議上，與會的10個國家在94個概念堆的基礎上，一致同意開發以下六種***核電站概念堆系統。
按照冷卻方式分類
氣冷快堆
氣冷快堆（gas-cooled fast reactor,gfr）系統是快中子譜氦冷反應堆，採用閉式燃料迴圈，燃料可選擇複合陶瓷燃料。它採用直接迴圈氦氣輪機發電，或採用其工藝熱進行氫的熱化學生產。通過綜合利用快中子譜與錒系元素的完全再迴圈，gfr能將長壽命放射性廢物的產生量降到最低。
此外，其快中子譜還能利用現有的裂變材料和可轉換材料（包括貧鈾）。參考反應堆是288兆瓦的氦冷系統，出口溫度為850℃。
液態金屬冷卻快堆
鉛合金液態金屬冷卻快堆(lead-cooled fast reactor,lfr)系統是快中子譜鉛（鉛/鉍共晶）液態金屬冷卻堆，採用閉式燃料迴圈，以實現可轉換鈾的有效轉化，並控制錒系元素。燃料是含有可轉換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物。
lfr系統的特點是可在一系列 電廠額定功率中進行選擇，例如lfr系統可以是一個1200兆瓦的大型整體電廠，也可以選擇額定功率在300～400兆瓦的模組系統與一個換料間隔很長（15～20年）的50～100兆瓦的組合。lfr是一個小型的工廠製造的交鑰匙電廠，可滿足市場上對小電網發電的需求。
液態鈉冷卻快堆（sodium-cooled fast reactor,sfr）系統是快中子譜鈉冷堆，它採用可有效控制錒系元素及可轉換鈾的轉化的閉式燃料迴圈。sfr系統主要用於管理高放射性廢棄物，尤其在管理鈽和其他錒系元素方面。該系統有兩個主要方案：
中等規模核電站，即功率為150～500兆瓦，燃料用鈾-鈽-次錒系元素-鋯合金；中到大規模核電站，即功率為500～1 500兆瓦，使用鈾-鈽氧化物燃料。
該系統由於具有熱響應時間長、冷卻劑沸騰的裕度大、一回路系統在接近大氣壓下執行，並且該回路的放射性鈉與電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統等特點，因此安全效能好。
熔鹽堆系
熔鹽反應堆（molten salt reactor,msr）系統是超熱中子譜堆，燃料是鈉、鋯和氟化鈾的迴圈液體混合物。熔鹽燃料流過堆芯石墨通道，產生超熱中子譜。msr系統的液體燃料不需要製造燃料元件，並允許新增鈽這樣的錒系元素。
錒系元素和大多數裂變產物在液態冷卻劑中會形成氟化物。熔融的氟鹽具有很好的傳熱特性，可降低對壓力容器和管道的壓力。參考電站的功率水平為1000兆瓦，冷卻劑出口溫度700～800℃，熱效率高。
冷堆系統
超高溫氣冷堆(very high temperature reactor,vhtr)系統是一次通過式鈾燃料迴圈的石墨慢化氦冷堆。該反應堆堆芯可以是稜柱塊狀堆芯（如日本的高溫工程試驗反應器httr），也可以是球床堆芯（如中國的高溫氣冷試驗堆htr-10）。
vhtr（超高溫氣冷堆）系統提供熱量，堆芯出口溫度為1 000℃，可為石油化工或其他行業生產氫或工藝熱。該系統中也可加入發電裝置，以滿足熱電聯供的需要。此外，該系統在採用鈾/鈽燃料迴圈，使廢物量最小化方面具有靈活性。
參考堆採用600兆瓦堆芯。
超臨界水冷堆
超臨界水冷堆（super-critical water-cooled reactor,scwr）系統是高溫高壓水冷堆，在水的熱力學臨界點（374℃，22.1兆帕）以上執行。超臨界水冷卻劑能使熱效率提高到輕水堆的約1.
3倍。該系統的特點是，冷卻劑在反應堆中不改變狀態，直接與能量轉換裝置相連線，因此可大大簡化電廠配套裝置。燃料為鈾氧化物。
堆芯設計有兩個方案，即熱中子譜和快中子譜。參考系統功率為1 700兆瓦，執行壓力是25兆帕，反應堆出口溫度為510～550℃。
組成結構
反應堆的型別很多，但它主要由活性區，反射層，外壓力殼和遮蔽層組成。活性區又由核燃料，慢化劑， 冷卻劑和控制棒等組成。當前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（約佔61%）， 沸水堆佔一定比例（約佔24%），重水堆用的較少（約佔5%）。
壓水堆的主要特點是：
1）用**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 ）下執行，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回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回路水，使後者轉變為蒸汽（二回路蒸汽壓力為6—7 mpa，蒸汽平均溫度為310℃，以大亞灣核電廠為例）；
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，也沒有一回路與二回路之分，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，需採取遮蔽措施以防止放射性洩漏。
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，一回路的重水將熱量帶到蒸汽發生器，傳給二回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佔1/6500。
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