快中子试验堆英文解释翻译、快中子试验堆的近义词、反义词、例句

英语翻译：

【化】 fast test reactor(FTR)

分词翻译：

快中子的英语翻译：

【化】 fast neutrons
【医】 fast neutrons

试验的英语翻译：

experiment; test; try; try on; try out; examination; experimentation; trial
trial run
【计】 breadboarding
【医】 probation; test; tria
【经】 test; trial

堆的英语翻译：

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

专业解析

快中子试验堆（Fast Neutron Test Reactor）是一种利用快中子（fast neutron）引发核裂变的先进反应堆，主要用于核燃料循环研究、新型材料测试及先进反应堆技术验证。其核心特点是中子未经慢化剂减速，保持高能量（通常＞0.1 MeV），区别于热中子反应堆。

一、术语定义与核心特征

快中子（Fast Neutron）
指动能较高的中子（能量＞0.1 MeV），可直接诱发铀-238、钚-239等核素裂变，无需减速。英文对应 "fast neutron"，强调其高速度与高能量特性。
试验堆（Test Reactor）
专为科学研究与技术验证设计的反应堆，英文为 "test reactor"。其核心功能包括：
- 新型核燃料（如金属燃料、氮化物燃料）辐照测试；
- 冷却剂（如液态钠、铅铋合金）性能验证；
- 核废料嬗变可行性研究。
增殖特性（Breeding Capability）
快中子堆可将不可裂变的铀-238转化为钚-239（增殖比＞1），实现核燃料增殖，故亦称快中子增殖堆（Fast Breeder Reactor, FBR）。英文强调 "breeding" 即燃料再生能力。

二、技术组成与工作原理

燃料体系：采用高富集度铀或钚基燃料（如MOX燃料），以维持快中子链式反应。
冷却剂：液态金属（如钠、铅）为主，因其高热导率且不显著慢化中子。
无慢化剂：避免中子能量降低，确保反应在快中子能谱下进行。
堆芯设计：紧凑高功率密度，以提升中子通量及实验效率。

三、应用与权威参考

中国示范工程：
中国实验快堆（CEFR）于2011年实现临界，设计热功率65MW，电功率20MW，采用钠冷却技术，为第四代核能系统关键技术提供试验平台。来源：中国原子能科学研究院官网《中国实验快堆工程进展》。

国际研究：
国际原子能机构（IAEA）将快堆列为闭式燃料循环的核心装置，支持长周期核能可持续发展。参考：IAEA报告《Fast Reactor Technology Development for Sustainable Nuclear Energy》。

标准定义：
《核科学技术术语》（GB/T 4960-2010）定义快中子堆为"利用快中子引起裂变链式反应的反应堆"，英文术语为 "fast neutron reactor"。来源：中国国家标准全文公开系统。

网络扩展解释

“快中子试验堆”是核能领域的一种反应堆类型，结合搜索结果中的权威信息，具体解释如下：

1.基本定义

快中子试验堆（简称快堆）是一种利用快中子（高能中子）维持核裂变链式反应的实验装置，主要用于测试反应堆材料性能、验证快堆技术可行性。与常规的热中子堆不同，它不需要中子慢化剂，直接通过快中子引发铀-238或钚-239等核燃料的裂变。

2.核心原理

快中子增殖：快中子轰击铀-238时，会将其转化为钚-239（可裂变燃料），且增殖比大于1，即生成的燃料多于消耗的，实现核燃料的“增殖”。公式可表示为： $$ ^{238}U + n_{fast} rightarrow ^{239}Pu + beta^- $$
冷却方式：使用液态金属钠（而非水）作为冷却剂，因其对中子吸收少且能高效传热。

3.主要特点

高资源利用率：可将铀资源利用率从传统堆的约1%提升至60%-70%，大幅减少核废料堆积问题。
实验性质：用于验证材料耐辐照性能、系统稳定性等关键技术，为商用快堆提供数据支持。

4.应用与意义

能源领域：解决铀资源短缺问题，推动核能可持续发展。例如，中国实验快堆已实现并网发电。
环保作用：可处理热堆产生的长寿命放射性废物，降低环境影响。

补充说明

需注意，“快中子堆”在汉语中有时被误传为成语（形容人多热闹），但其实际含义属于核能技术术语。用户问题指向明确的科技概念，故以上解释基于权威技术资料。