1樓:great何
是天然形成的
科學家們認為,天然核反應是可能的,因為,遠回古時期地球上鈾答235的含量比現在的要多。要發生核反應,鈾礦中必須有不少於3%的鈾235同位素。除此之外,要發生核反應還應該有合適的發生核反應的地點,而且反應堆周圍不應該有吸收中子的物質存在。
在20億年前,奧克洛鈾礦中鈾-235含量比現在高很多,鈾-235產生的快中子經過礦石中地下水慢化和控制後,變成了慢中子,使鏈式反應能以緩慢方式發生。因為當核反應堆的溫度太高時,將有更多的水蒸發掉,於是鏈式反應速度減慢、規模變小,使核反應堆溫度降低甚至熄火。在這以後的漫長歲月中,地下水會重新匯聚,使慢中子增多,鏈式反應加速,核反應堆溫度升高,以實現重新點火啟動。
所以,20億年來,整個鏈式反應過程像間歇噴泉一樣重**生。種種跡象顯示,加彭的反應堆工作了大約100萬年。
誰啟動了20億年前的核反應堆?
2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°C。
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°C,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°C,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°C,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°C。
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°C,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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