钠冷快堆英文解释翻译、钠冷快堆的近义词、反义词、例句

英语翻译：

【化】 sodium-cooled fast reactor

分词翻译：

冷的英语翻译：

cold; cold in manner; shot from hiding
【医】 algor; cry-; crymo-; cryo-; krymo-; kryo-; psychro-

快堆的英语翻译：

【化】 fast reactor

专业解析

钠冷快堆（Sodium-cooled Fast Reactor, SFR）是一种使用液态金属钠（Sodium）作为冷却剂、利用快中子（Fast Neutrons）维持链式裂变反应的四代先进核反应堆技术。其核心特点与详细含义如下：

冷却剂特性（Coolant Characteristics）
- 使用液态钠作为冷却剂，因其具有优异的导热性能，能高效地将堆芯产生的巨大热量传递出去。
- 钠的沸点高（约883°C），允许反应堆在常压下运行，降低了高压容器设计的复杂性和风险。
- 钠对快中子的慢化作用极弱，有利于维持堆芯内的快中子能谱。
- 需注意钠化学性质活泼，遇水或空气会发生剧烈反应，因此设计中需设置中间回路（隔离钠与水/蒸汽）并采用惰性气体保护。
中子能谱与燃料利用（Neutron Spectrum & Fuel Utilization）
- “快堆”指反应堆主要依靠高动能（平均能量>0.1 MeV）的快中子维持链式反应，区别于热中子堆（利用慢化的热中子）。
- 快中子堆能更有效地利用铀资源：
  - 可将储量丰富的铀-238（U-238）转化为可裂变的钚-239（Pu-239），实现核燃料的增殖（Breeding），显著提高铀资源利用率（理论可达60-70%，远超热堆的1-2%）。
  - 可嬗变（Transmute）长寿命高放核废料中的次锕系元素（Minor Actinides），降低其长期放射毒性和废物处置负担。
燃料与设计（Fuel & Design）
- 通常使用混合氧化物燃料（MOX, Mixed Oxide Fuel），即钚氧化物（PuO₂）与贫铀氧化物（UO₂）的混合物，或金属合金燃料（如U-Pu-Zr）。
- 堆芯结构紧凑，无慢化剂（如轻水、重水、石墨），以维持快中子能谱。
- 常采用池式（Pool type）或回路式（Loop type）设计。池式将堆芯和主换热器浸没在大型钠池中，热惯性大，安全性高；回路式则通过管道连接堆芯和外部换热器。
安全特性（Safety Features）
- 负温度反应性系数（Negative Temperature Coefficient of Reactivity）：堆芯温度升高时，反应性自动降低，有助于实现固有安全（Passive Safety）。
- 池式设计的大钠池热容量巨大，可在事故时吸收衰变热，延缓温度上升。
- 采用非能动余热排出系统（Passive Decay Heat Removal Systems），利用自然对流（Natural Convection）原理，在失去电源时仍能有效排出堆芯余热。

参考文献：

国际原子能机构 (IAEA) - Fast Reactor Database: 提供快堆技术概述、设计特性和全球项目信息。 https://aris.iaea.org/ (请访问IAEA官网搜索"Fast Reactor Database")
美国能源部核能办公室 (DOE-NE) - Advanced Reactor Technologies Program: 包含对钠冷快堆等先进堆型的研究进展和技术特点介绍。 https://www.energy.gov/ne/advanced-reactor-technologies
世界核协会 (WNA) - Fast Neutron Reactors: 提供快堆原理、燃料循环优势及全球发展现状的权威概述。 https://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx
美国核学会 (ANS) - Nuclear Technology Journal: 刊载钠冷快堆安全分析、设计优化及实验研究等专业论文。 https://www.ans.org/pubs/journals/nt/ (需检索具体文献)

网络扩展解释

钠冷快堆（Sodium-Cooled Fast Reactor, SFR）是第四代核能系统的重要堆型之一，以液态钠为冷却剂，通过快中子维持核裂变链式反应。以下是其核心特点的详细解释：

1.基本结构与冷却系统

冷却剂特性：液态钠具有高热导率（约水的100倍）和低熔点（97.8°C），可在高温低压环境下高效传热，提升热电转换效率。
三回路设计：
- 主回路：直接冷却堆芯，传递裂变热量；
- 中间回路：隔离放射性钠与蒸汽系统，防止钠水反应；
- 蒸汽回路：通过热交换产生蒸汽驱动汽轮机发电。

2.工作原理与燃料增殖

快中子利用：中子平均能量为0.08~0.1 MeV，可直接裂变铀-238（占天然铀99.3%），生成钚-239（易裂变核素），实现核燃料增殖。
核废料处理：快中子可将长寿命次锕系核素（如镅、锔）嬗变为短寿命或稳定核素，减少放射性废物危害。

3.技术优势

资源利用率高：燃料增殖比可达1.2~1.3，理论上可将铀资源利用率从热堆的1%提升至60%以上。
安全性强：钠的低蒸气压降低高压泄漏风险，池式结构（堆芯浸入钠池）可被动散热，避免堆芯熔毁。

4.应用与发展

国际进展：俄罗斯BN-800、法国ASTRID等示范堆已运行，我国“863计划”中的中国实验快堆（CEFR）于2011年实现并网发电。
挑战：钠的化学活性高，需严格密封防氧化；液态钠透明不可见，设备检修难度大。

总结来看，钠冷快堆通过高效燃料循环和废料处理能力，成为解决核能可持续性与环保问题的关键技术方向。更多技术细节可参考、4、5等权威来源。