1楼:宇宙幽兰
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,
20亿年前运转的核反应堆是真的吗
2楼:great何
是天然形成的
科学家们认为,天然核反应是可能的,因为,远回古时期地球上铀答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**生。种种迹象显示,加蓬的反应堆工作了大约100万年。
非洲发现了20亿年前的核反应堆,818人类曾经在20亿年前灭绝过吗
3楼:匿名用户
地球的历史有46亿年
很多证据表明, 在人类文明诞生以前, 地球上存在不逊于今日人类的智慧文明
所以你的问题 应该 是 "地球上20亿年前是否存在类似人类的高等智慧生物?"
谁启动了20亿年前的核反应堆?
4楼:安之若素之白羊
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**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。
***(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(***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***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°C。
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°C,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°C,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°C,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°C。
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**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°C,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。
20亿年前的核反应堆
1楼 原漫信淼 法国有一家工厂使用从非洲加蓬共和国进口的奥克洛铀矿石，他们惊讶地发现，这批进口铀矿石已被人利用过。铀矿石的一般含铀量为0 72 ，而奥克洛铀矿石的含铀量却不足0 3 。这一奇怪的现象引起了科学家们的注意。他们纷纷来到加蓬奥克洛铀矿考察，发现了一个不可思议的史前遗迹 古老的核反应堆，由...
地球的霸主一直都是我们人类吗,地球在大5倍人类能住吗
1楼 21组落幕 细菌才是地球霸主，所有生物都只不过是细菌的活体而已 如果没有人类，谁是地球的霸主 2楼 匿名用户 那一定是逼迫人类走向灭亡的物种，简单的无法预料的无处不在的病毒。它们狠的很，不把宿主干光不罢休的，在最后一个人类死亡后最后一具遗体灰飞湮灭前病毒就是统治地球的霸主 3楼 匿名用户 妖人...