英语翻译：

【化】 fast-breeder reactor(FBR)

相关词条：

1.FBR  2.fastbleederreactor  3.fastbreederreactor  

分词翻译：

中子的英语翻译：

neutron
【化】 neutretto; neutron
【医】 neutron

增殖反应堆的英语翻译：

【化】 breeder reactor

专业解析

快中子增殖反应堆（Fast Breeder Reactor, FBR）是一种先进的核反应堆设计，它利用快中子（高能中子）来维持核裂变链式反应，并实现核燃料的增殖，即产生的可裂变燃料多于消耗的可裂变燃料。

核心概念解析

1. 快中子 (Fast Neutron)

   指在核裂变过程中产生的高动能中子（能量通常高于 0.1 MeV）。与热中子反应堆不同，FBR 不依赖慢化剂（如水、石墨）降低中子速度，直接利用快中子轰击燃料核引发裂变。

2. 增殖 (Breeding)

   是 FBR 的核心功能。它通过将不可裂变的增殖材料（如铀-238或钍-232）转化为可裂变的裂变燃料（如钚-239或铀-233），实现燃料的净增长。其增殖比（Breeding Ratio, BR）通常设计为大于 1，意味着每消耗一个裂变燃料原子，可产生多于一个新的裂变燃料原子。

3. 燃料循环

   典型设计使用铀-钚混合氧化物燃料（MOX）。铀-238 吸收中子后经衰变转化为钚-239，后者作为主要裂变燃料。闭式燃料循环可大幅提高铀资源利用率（理论可达 60–70%，远高于轻水堆的 1%）。

技术特点与优势

• 高效利用资源：将储量丰富的铀-238转化为可用燃料，缓解铀资源短缺问题。
• 减少核废料：可嬗变长寿命放射性核素，降低高放废物的长期危害性。
• 能量密度高：液态金属冷却剂（如钠）具有优异导热性，提升功率输出效率。

挑战与现状

• 技术复杂性：高温液态金属冷却系统需应对腐蚀与密封问题，且钠遇水易燃需严格隔离。
• 经济性：建造与运维成本高于传统反应堆，燃料后处理技术门槛高。
• 安全与防扩散：钚的提取涉及核扩散风险，需强化安保措施。

  目前全球仅少数示范堆运行（如俄罗斯 BN-800），中国示范快堆（CFR-600）处于建设阶段。

权威参考来源

• 国际原子能机构 (IAEA) 发布《先进核能系统技术发展报告》，定义快堆技术框架与安全标准（参见 IAEA 官网技术文件库）。
• 美国核学会 (ANS) 在《核技术》期刊中详述快中子能谱物理特性（来源：ANS 出版物）。
• 中国核能行业协会 发布《快堆技术发展路线图》，规划国内增殖堆商业化路径（参见协会年度技术报告）。

注：以上解释综合核工程领域共识，具体技术参数以国际核能机构最新指南为准。

网络扩展解释

快中子增殖反应堆（Fast Breeder Reactor，FBR）是一种利用快中子维持核裂变链式反应，并能实现核燃料增殖的先进核反应堆技术。以下是其核心要点：

1.基本定义与原理

• 快中子作用：与常规热中子堆不同，快堆直接利用未经慢化的高能快中子（能量＞0.1 MeV）轰击核燃料（如钚-239），引发裂变反应。
• 燃料增殖机制：堆芯外围包裹铀-238（占天然铀的99.28%），通过吸收快中子转化为钚-239。此过程生成的钚-239多于消耗量，实现核燃料“越烧越多”。

2.核心特点

• 铀资源高效利用：传统热堆仅利用铀-235（占天然铀0.7%），而快堆通过增殖铀-238，可将铀资源利用率提升至60倍以上。
• 核废料处理：具备“嬗变”能力，能将长寿命放射性核素转化为短寿命或稳定核素，降低核废料危害。
• 固有安全性：采用非能动安全设计（如钠冷系统），紧急情况下可自动停堆，无需人工干预。

3.技术结构

• 钠冷系统：以液态钠作为冷却剂，因其高热导率可有效导出堆芯热量。堆容器设计包含多重屏障（如不锈钢池、钢混凝土盖板），防止放射性泄漏。
• 燃料形式：常用金属合金或混合氧化物燃料（如钚-239与铀-238混合）。

4.战略意义

• 作为第四代核能系统主力堆型，快堆是我国“热堆→快堆→聚变堆”三步走战略的关键环节，推动核能可持续发展。

如需更详细的技术参数或发展动态，可参考搜狗百科及全国科普讲解大赛资料。

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