快中子反应堆英文解释翻译、快中子反应堆的近义词、反义词、例句

英语翻译：

【化】 fast reactor

分词翻译：

中子反应的英语翻译：

【电】 neutron reaction

堆的英语翻译：

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

专业解析

快中子反应堆（Fast Neutron Reactor）

汉英释义

快中子反应堆（Kuài zhōngzǐ fǎnyìng duī），英文称Fast Neutron Reactor (FNR) 或Fast Breeder Reactor (FBR)，是一种利用高动能中子（快中子）维持核裂变链式反应的反应堆。与常规热中子反应堆不同，其核心特征在于中子未经慢化剂减速，直接引发裂变，并可通过增殖燃料（如钚-239）实现核燃料的循环利用。

核心特性与工作原理

中子能量特性
- 快中子：平均能量 > 1 MeV（兆电子伏特），远高于热中子反应堆的 0.025 eV。
- 无需慢化剂：省略减速中子的材料（如水、石墨），堆芯结构更紧凑，中子利用率更高。
燃料增殖机制
- 通过中子俘获，将不可裂变的铀-238（U-238）转化为可裂变的钚-239（Pu-239），实现"增殖比 >1"（即产出燃料多于消耗）。
- 典型燃料组合：
  - 驱动燃料：钚-239 + 铀-238
  - 增殖层：铀-238包裹堆芯，吸收中子生成新燃料。
冷却剂类型
- 液态金属：钠（钠冷快堆）、铅或铅铋合金（铅冷快堆），因高热导率与中子慢化效应低。
- 气体冷却：氦气（实验性设计），但应用较少。
安全与可持续性
- 闭式燃料循环：减少高放核废料，延长铀资源利用至数千年。
- 固有安全性：负温度反应性系数（温度升高时链式反应自动减缓）。

典型技术路线

类型	冷却剂	代表项目	国家/机构
钠冷快堆	液态钠	BN-800、CFR-600	俄罗斯、中国
铅冷快堆	铅/铅铋合金	MYRRHA（实验堆）	欧盟
气冷快堆	氦气	ALLEGRO（示范设计）	国际合作项目

权威定义参考

国际原子能机构 (IAEA)

"快中子反应堆利用高能中子维持裂变，可显著增殖核燃料，是先进核能系统的关键组成部分。"
（来源：IAEA, Advanced Reactors Information System）
美国核学会 (ANS)

"快堆通过铀-238增殖钚-239，提升燃料利用率，并降低长寿命放射性废物总量。"
（来源：ANS Nuclear News, Fast Reactor Technology Development）
中国核能行业协会

"示范快堆（如CFR-600）推动闭式燃料循环，支撑核能可持续发展战略。"
（来源：《中国核能发展报告》）

术语中英对照表

中文术语	英文术语
快中子	Fast Neutron
增殖比	Breeding Ratio (BR)
闭式燃料循环	Closed Fuel Cycle
钠冷快堆	Sodium-cooled Fast Reactor (SFR)
转换率	Conversion Ratio

注：本文综合国际核能机构技术文件、行业白皮书及权威期刊定义，内容符合核工程领域共识。

网络扩展解释

快中子反应堆（简称快堆）是一种利用快中子（能量高于0.1 MeV）维持核裂变链式反应的反应堆，其核心特点是不使用中子慢化剂，且能实现核燃料的增殖。以下是详细解释：

1.基本定义与原理

快堆通过快中子直接引发核裂变，无需慢化剂减速中子。其燃料通常为钚-239，外围放置铀-238作为增殖层。钚-239裂变释放的快中子被铀-238吸收后，转化为新的钚-239，实现核燃料的增殖（即“增殖比>1”）。

2.核心特点

燃料高效利用：可将铀资源利用率从传统反应堆的1%提升至60%-70%，大幅减少核废料。
冷却剂选择：多采用液态金属钠（钠冷快堆），因其高热导率且对中子吸收少，需通过三回路系统隔离钠与水的直接接触。
安全性设计：常压运行、被动冷却机制，降低事故风险。

3.技术优势

闭合燃料循环：通过铀-238的转化，实现核燃料的“越烧越多”，属于第四代先进核能系统。
减少核废料：深度焚烧长寿命放射性核素，降低核废料处理压力。

4.与热堆的区别

热中子堆依赖慢化剂（如水、重水）将中子减速为热中子（能量约0.025 eV），而快堆直接利用高能快中子，结构更紧凑且燃料增殖能力更强。

5.应用现状

全球范围内，钠冷快堆是主要发展方向，如中国示范快堆（CFR-600）已进入建设阶段。其技术成熟后有望解决核能可持续性与核废料难题。

如需更完整的工程细节或历史发展，可参考权威核能机构报告或学术文献。