神者一号的回答：
当然，地球内部和其他恆星或行星内部一直进行着核反应，当反应剧烈时就会产生**或者火山喷发
热心网友的回答：
天然核反应堆.有也不奇怪.
通古斯大**一说是流星**.
吉冈·唯的回答：
这个不清楚，但是宇宙中核反应堆是很平常的，每个恆星都是巨大的核反应堆，太阳就是一个核反应堆。地球上也有记载发生过貌似核反应的迹象，比如2023年的通古斯大**
热心网友的回答：
通古斯大**的始作俑者是一个奇才，但是居然被人遗忘了
谁启动了20亿年前的核反应堆?
安之若素之白羊的回答：
奥克洛核反应堆
由美国籍义大利着名物理学家恩利克·费米领导的小组于2023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义大利着名物理学家恩利克·费米领导的小组于2023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]。该反应堆是採用铀裂变链式反应，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箇中子**成两个质量较小的原子核，同时放出2—3箇中子。
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。
用迴圈水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧燬。汇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洩漏，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、浓缩等程式，製成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒或者球状燃料才能参与反应堆工作。
型别核反应堆
核反应堆
根据用途，核反应堆可以分为以下几种型别
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，核反应堆根据燃料型别分为 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；根据执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2023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2023年和2023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执行，总容量为364.6百万千瓦，约佔世界发电总容量的16%。
其中，法国建成59座发电用原子能反应堆，原子能发电量佔其整个发电量的78%；日本建成54座，原子能发电量佔其整个发电量的25%；美国建成104座，原子能发电量佔其整个发电量的20%；俄罗斯建成29座，原子能发电量佔其整个发电量的15%。我国于2023年建成第一座原子能发电站，包括这一座在内，当前投入执行的有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2023年至2023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2023年后期到2023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2023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。第三代核电站採用标準化、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2023年达到实用化的程度，主要特徵是经济性高（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。
2023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，採用闭式燃料迴圈，燃料可选择複合陶瓷燃料。它採用直接迴圈氦气轮机发电，或採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迴圈，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，採用闭式燃料迴圈，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300～400兆瓦的模组系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的组合。lfr是一个小型的工厂製造的交钥匙电厂，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，它採用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料迴圈。sfr系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钸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-钸-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-钸氧化物燃料。
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执行，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，因此安全效能好。
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、锆和氟化铀的迴圈液体混合物。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製造燃料元件，并允许新增钸这样的锕系元素。
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迴圈的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是稜柱块状堆芯（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装置，以满足热电联供的需要。此外，该系统在採用铀/钸燃料迴圈，使废物量最小化方面具有灵活性。
参考堆採用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）以上执行。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，直接与能量转换装置相连线，因此可大大简化电厂配套装置。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，执行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。
组成结构
反应堆的型别很多，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和遮蔽层组成。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（约佔61%）， 沸水堆佔一定比例（约佔24%），重水堆用的较少（约佔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 ）下执行，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；这是藉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，需採取遮蔽措施以防止放射性洩漏。
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，使得压力容器製造变得困难。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佔1/6500。
地质历史进入到距今5.4亿年前，也就是古生代到来时，生物界产生了一个明显的特大飞跃，许多比较高等的动物都勃然兴起，地球表面从此迎来一个更为生气蓬勃的世界。三叶虫 古生代的第一个时期，称为寒武纪 5.4亿年前至5亿年前 当时生物界的代表是三叶虫 图15 遍布于世界各地海洋中，所以有人把寒武纪称之为 三...
奥克洛核反应堆 由美国籍义大利着名物理学家恩利克 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...
5亿年前估计还没有人类！地球2亿5千万年前曾遭遇生物大灭绝 华盛顿法新电 根据美国和澳洲科学家所发表的研究成果显示，地球在二亿五千万年前面临一次 大灭绝 使得百分之九十五的海洋生物和百分之七十的陆地生物都消失不见。那次的变动根本改变了海洋生物那些可以继续存活的现象。澳洲詹姆斯库克大学和美国芝加哥费尔...
