快堆英文解释翻译、快堆的近义词、反义词、例句

英语翻译：

【化】 fast reactor

分词翻译：

快的英语翻译：

fast; quick; pleased; rapid; sharp; speed; straightforward; hurry up

堆的英语翻译：

pile; heap; stack; crowd
【计】 heap
【医】 herd; pile

专业解析

"快堆"是"快中子反应堆"的简称，其英文对应术语为Fast Reactor 或Fast Neutron Reactor。

在核工程领域，快堆是一种特殊类型的核反应堆，其核心特征和详细含义如下：

中子能谱特性：
- 快堆的核心设计目标是维持主要由快中子（Fast Neutrons）驱动的核裂变链式反应。
- 快中子是指具有较高动能（通常指能量高于 0.1 MeV，有时定义下限为 1 keV）的中子。它们是在核裂变过程中直接产生的高能中子。
- 这与目前商业运行最多的热中子反应堆（Thermal Neutron Reactors）形成鲜明对比。热堆依赖慢化剂（如轻水、重水、石墨）将裂变产生的快中子慢化（减速）成能量很低（约 0.025 eV）的热中子（Thermal Neutrons），因为热中子引发某些易裂变核素（如铀-235）裂变的概率更高。
无慢化剂设计：
- 为了实现和维持快中子主导的反应，快堆不使用或仅使用极少量慢化剂。其堆芯设计紧凑，燃料排列密集，使得中子在与燃料核发生作用（特别是引发裂变）之前，没有足够的机会被显著慢化。
- 冷却剂的选择也需考虑其对中子的慢化能力。液态金属（如钠、铅铋合金）因其对中子慢化作用弱且导热性能好，成为快堆常用的冷却剂。气体（如氦气）也是可选方案之一。
燃料增殖能力：
- 快堆最突出的优势在于其潜在的燃料增殖（Breeding）能力。
- 快中子不仅能有效引发易裂变核素（如铀-235、钚-239）的裂变，还能高效地将某些可转换核素（Fertile Materials）转化为新的易裂变核素。
- 最主要的转换过程是利用快中子轰击铀-238（天然铀中占99.3%，在热堆中利用率很低），将其转化为钚-239（易裂变）。在理想条件下，快堆产生的易裂变材料（钚-239）可以多于其消耗的易裂变材料（如初始装载的钚-239或高浓铀），从而实现核燃料的增殖。
- 这使得快堆能够极大地提高铀资源的利用率（理论上可达60-70%，远高于热堆的约1%），并有可能利用贫铀、乏燃料中的铀-238甚至钍-232作为燃料来源。
主要类型与应用：
- 根据冷却剂的不同，快堆主要有：
  - 钠冷快堆：技术相对成熟，是当前研发和示范的主要堆型（如俄罗斯的BN系列，中国的示范快堆）。
  - 铅冷/铅铋冷却快堆：具有更高的固有安全性和化学惰性优势，是第四代核能系统的重要候选堆型。
  - 气冷快堆：使用氦气冷却。
- 快堆的主要应用目标包括：
  - 增殖核燃料：实现核燃料的可持续利用。
  - 嬗变长寿命放射性废物：利用快中子场将乏燃料中的长寿命次锕系核素（MA）和某些裂变产物（FP）嬗变成短寿命或稳定核素，从而降低高放废物长期管理的负担和风险。

权威参考来源：

国际原子能机构 (IAEA)：作为联合国核能领域的权威机构，IAEA 提供了大量关于快堆技术、研发进展和安全标准的资料。其官网是获取最权威信息的首选。您可以访问其核能技术板块或使用站内搜索功能查找 "Fast Reactor", "Fast Neutron Reactor", "Breeder Reactor" 等相关内容。
- 示例链接（请访问IAEA官网核实具体页面）： https://www.iaea.org/topics/fast-reactors
世界核协会 (World Nuclear Association - WNA)：该协会提供了关于各类核反应堆技术的清晰概述，包括快堆。其信息通常面向公众和行业，易于理解。
- 示例链接（请访问WNA官网核实具体页面）： https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx
美国能源部/国家实验室 (如 Idaho National Laboratory, Argonne National Laboratory)：美国在快堆研发历史上扮演重要角色，其国家实验室网站发布相关研究报告和技术文档。
- 示例链接（请访问相关实验室官网搜索）： https://www.inl.gov/ (搜索 Fast Reactor) / https://www.anl.gov/ (搜索 Fast Reactor)
经济合作与发展组织核能署 (OECD Nuclear Energy Agency - OECD/NEA)：该组织汇集了全球核能领域的专家，发布关于先进核能系统（包括快堆）的研究报告和技术评估。
- 示例链接（请访问NEA官网核实具体页面）： https://www.oecd-nea.org/jcms/pl_13510/fast-reactors-related-fuel-cycles

网络扩展解释

“快堆”是“快中子反应堆”的简称，属于第四代先进核能系统的重要技术方向。以下是关于快堆的详细解释：

1.基本定义与原理

快堆通过快中子（能量高于0.1 MeV）维持链式反应，其核心特点是无需慢化剂（如水），直接利用高能中子引发核裂变。这种反应方式使快堆能够实现核燃料的增殖，即产生的易裂变材料（如钚-239）多于消耗的燃料。

2.燃料与结构特点

燃料类型：主要采用钚-239与铀-238的混合燃料（如氧化铀-钚或碳化铀-钚）。
结构设计：燃料通常封装在不锈钢包壳内，形成细棒状元件，堆芯周围布置铀-238增殖层，用于吸收快中子并转化为新燃料。

3.核心优势

提高铀资源利用率：通过增殖铀-238为钚-239，可将铀资源利用率从传统堆型的约1%提升至60%以上。
减少核废料：快堆能消耗长寿命放射性核素，降低核废料的体积和毒性。
可持续性：据测算，快堆技术可使铀资源满足人类3000年以上的能源需求。

4.应用现状与发展

目前快堆技术仍处于示范和推广阶段，中国、俄罗斯等国家已建成实验快堆。作为第四代核能系统的首选堆型，快堆在实现核燃料闭合循环和清洁能源转型中具有战略意义。

若需更完整的技术细节或最新进展，可参考核能领域权威文献或机构报告。