气冷石墨反应堆英文解释翻译、气冷石墨反应堆的近义词、反义词、例句

英语翻译：

【化】 gas graphite reactor

分词翻译：

气冷的英语翻译：

【机】 air cooling

石墨的英语翻译：

black lead; graphite; plumbago; pot lead
【化】 black lead; graphite; mineral black; mineral carbon; pot lead
【医】 black leaching; graphite; plumbago

反应堆的英语翻译：

reactor
【医】 reactor

专业解析

气冷石墨反应堆 (Gas-Cooled Graphite Reactor, GCGR) 是一种利用石墨作为中子慢化剂、气体（通常是二氧化碳或氦气）作为冷却剂的核反应堆设计。其核心工作原理如下：

中子慢化 (Neutron Moderation)：核裂变产生的高能快中子需要被减速（慢化）才能有效地引发后续的铀-235原子核裂变。在GCGR中，石墨因其碳原子核质量较轻且对中子吸收截面低，被紧密堆砌成堆芯结构，充当高效的慢化剂。中子与石墨原子核碰撞后迅速损失能量，达到维持链式反应所需的热中子能级。
热量传递 (Heat Transfer)：核燃料（通常是天然铀或低富集度铀制成的金属或氧化物燃料棒）在裂变过程中释放巨大热量。气体冷却剂（如二氧化碳或氦气）被泵入堆芯，流经燃料通道或围绕燃料元件循环，吸收这些热量。气体冷却剂因其化学惰性、不易活化、在高温下稳定性好而被选用。被加热后的高温气体流出堆芯。
能量转换 (Energy Conversion)：高温气体离开堆芯后，被输送到蒸汽发生器（或称热交换器）。在这里，高温气体将其热量传递给水回路中的水，将其转化为高压蒸汽。此高压蒸汽驱动汽轮机旋转，进而带动发电机发电，完成核能到电能的转换。冷却后的气体被循环送回堆芯再次加热。
主要特点与优势：
- 安全性：石墨具有高热容和高温稳定性，气体冷却剂无相变、无腐蚀性且加压运行压力相对较低（相较于压水堆），设计上通常具有较大的负温度反应系数（即温度升高时反应性自然下降），固有安全性较好。部分设计（如高温气冷堆）能承受事故下极高的温度而不发生堆芯熔毁。
- 燃料灵活性：可使用天然铀或低富集度铀作为燃料，减少对铀浓缩设施的依赖。
- 高温潜力：特别是使用氦气冷却的高温气冷堆（HTGR），冷却剂出口温度可高达750°C甚至更高，不仅发电效率高，还可为工业供热（如制氢、化工）提供高温热源。
- 避免水相关风险：不存在轻水堆中冷却剂沸腾、堆芯裸露或氢气爆炸（源于锆水反应）等风险。
历史与代表堆型：
- 早期气冷堆 (Magnox)：英国第一代商业核电站广泛采用，使用二氧化碳冷却、石墨慢化、镁诺克斯合金包壳的天然铀金属燃料。工作温度约360-400°C。
- 先进气冷堆 (AGR)：英国第二代设计，仍使用二氧化碳冷却和石墨慢化，但改用不锈钢包壳的低富集度氧化铀燃料，工作温度提升至约640°C，提高了热效率。
- 高温气冷堆 (HTGR)：代表堆型如德国的球床堆（如THTR-300）和棱柱堆（如美国Fort St. Vrain），使用氦气冷却、石墨慢化/结构材料、陶瓷包覆颗粒燃料。设计目标出口温度极高（750-950°C或更高），具有突出的安全特性和多用途潜力。中国石岛湾核电站的高温气冷堆示范工程是当前该技术的重要代表。

参考来源：

World Nuclear Association. Nuclear Power Reactors. https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/nuclear-power-reactors.aspx (权威行业组织对各类反应堆技术的概述)
International Atomic Energy Agency (IAEA). Advances in High Temperature Gas Cooled Reactor Fuel Technology. IAEA-TECDOC-1674. https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE_1674_web.pdf (国际原子能机构关于高温气冷堆燃料技术的技术文件)
U.S. Department of Energy, Office of Nuclear Energy. How Gas Cooled Reactors Work. https://www.energy.gov/ne/articles/how-gas-cooled-reactors-work (美国能源部对气冷堆工作原理的官方解释)
Zhang, Z., Wu, Z., Wang, D., et al. (2016). Current status and technical description of Chinese 2×250 MWth HTR-PM demonstration plant. Nuclear Engineering and Design, 300, 27-38. (关于中国高温气冷堆示范工程的学术论文，发表在核工程领域权威期刊)

网络扩展解释

气冷石墨反应堆是一种以石墨为慢化剂、气体（如二氧化碳或氦气）为冷却剂的核反应堆类型。以下是其核心要点解析：

1.基本结构与原理

慢化剂与冷却剂：石墨作为慢化剂，通过碳原子与中子碰撞降低其速度，维持链式反应（）；气体（早期用二氧化碳，第三代改用氦气）作为冷却剂，带走反应堆产生的热量（）。
燃料类型：早期采用天然铀金属燃料（如镁诺克斯堆），第三代高温气冷堆使用陶瓷型涂敷颗粒燃料（氧化铀或碳化铀颗粒包裹石墨基体），提升耐高温性（）。

2.工作流程

热量传递：核裂变产生的热量被冷却剂（如氦气）吸收，温度可达750–800℃（）。高温气体通过热交换器将热量传递给二回路的水，产生蒸汽驱动涡轮发电（）。
控制系统：通过插入或抽出含硼/银等材料制成的控制棒，调节中子数量以控制反应速率（）。

3.发展阶段

第一代（天然铀气冷堆）：以二氧化碳为冷却剂，燃料包壳带肋片增强传热（）。
第三代（高温气冷堆）：改用惰性氦气冷却，燃料耐高温性更强，功率密度和安全性显著提升（）。

4.特点与优势

安全性：石墨的高温稳定性和氦气的惰性降低了泄漏风险（）。
高效性：高温输出可直接用于工业供热或高效发电（）。
燃料利用率：深燃耗设计延长燃料使用周期（）。

5.应用实例

英国早期的镁诺克斯堆（Magnox）和中国第四代核电站示范工程中的高温气冷堆均属于此类技术（）。

如需进一步了解技术细节或历史发展，可查阅相关网页来源（如、3、4、5、7）。