20亿年前运转的核反应堆是真的吗
奥克洛核反应堆
由美国籍意大利著名物理学家恩利克·费米领导的小组于1942年12月（曼哈顿计划期间）在世界顶级学府 芝加哥大学建成。
核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料，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。严格来说，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。 人类第一台核反应堆由美国籍意大利著名物理学家恩利克·费米领导的小组于1942年12月（曼哈顿计划期间）在世界顶级学府 芝加哥大学建成，命名为 芝加哥一号堆（Chicago Pile-1）[1]。该反应堆是采用铀裂变链式反应，开启了人类原子能时代， 芝加哥大学也因此成为人类“原子能诞生
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，推动汽轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核+载热体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子慢化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；核反应堆发生事故时，要防止各种事故工况下辐射泄漏，所以反应堆还需要各种安全系统。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料+慢化剂+载热体+控制设施+防护装置+安全设施。
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或者球状燃料才能参与反应堆工作。
类型
核反应堆
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，称为动力堆。
另外，核反应堆根据燃料类型分为 天然铀堆、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；根据慢化剂分 为石墨堆、 水冷堆、有机堆、熔盐堆、钠冷堆；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。
按照历史年代分类
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
核反应堆
核反应堆
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，当前投入运行的有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。
第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors,LWR）核电站，如美国的希平港(Shippingport)压水堆（pressurized-water reactor,PWR）、 德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor,BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
第二代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。到1998年为止，世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代（GEN-Ⅲ）是指满足更高的安全性指标的先进核电站，要求安全性指标达到URD的要求。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advanced boiling water reactors,ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（European pressurized reactor,EPR）等。
第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的安全性更高的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。
2002年9月19日至20日在东京召开的GIF（第四代核能系统国际论坛Generation IV International Forum,GIF）会议上，与会的10个国家在94个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。
按照冷却方式分类
气冷快堆
气冷快堆（gas-cooled fast reactor,GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。
液态金属冷却快堆
铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor,LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。
LFR系统的特点是可在一系列 电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的组合。LFR是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。
液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor,SFR）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。
该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。
熔盐堆系
熔盐反应堆（molten salt reactor,MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。
冷堆系统
超高温气冷堆(very high temperature reactor,VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。
VHTR（超高温气冷堆）系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。
超临界水冷堆
超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor,SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。
组成结构
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。当前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15.5 MPa ）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—7 MPa，蒸汽平均温度为310℃，以大亚湾核电厂为例）；
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7 MPa），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。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2200 m/s、能量约为1/40 eV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。
我认为，所谓在地球上发现20亿年前的核反应堆消息，都是一些未经证实的传言，并没有确凿证据能够证实。因而并不可信，
是天然形成的
科学家们认为，天然核反应是可能的，因为，远古时期地球上铀235的含量比现在的要多。要发生核反应，铀矿中必须有不少于3％的铀235同位素。除此之外，要发生核反应还应该有合适的发生核反应的地点，而且反应堆周围不应该有吸收中子的物质存在。
在20亿年前，奥克洛铀矿中铀-235含量比现在高很多，铀-235产生的快中子经过矿石中地下水慢化和控制后，变成了慢中子，使链式反应能以缓慢方式发生。因为当核反应堆的温度太高时，将有更多的水蒸发掉，于是链式反应速度减慢、规模变小，使核反应堆温度降低甚至熄火。在这以后的漫长岁月中，地下水会重新汇聚，使慢中子增多，链式反应加速，核反应堆温度升高，以实现重新点火启动。所以，20亿年来，整个链式反应过程像间歇喷泉一样重复发生。种种迹象显示，加蓬的反应堆工作了大约100万年。
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