
【电】 graphitized carbon filament
natrium; sodium
【医】 Na; natrium; natrum; sodii; sodio-; sodium
【机】 graphiote reactor
钠石墨反应器(Sodium-Graphite Reactor,简称SGR)是一种以液态金属钠作为冷却剂、石墨作为中子慢化剂的核反应堆设计。该技术属于早期核能开发阶段的实验堆型,主要用于验证快中子增殖反应堆(Fast Breeder Reactor)相关材料与工程可行性。
核心组成与原理
历史应用与案例
苏联的BN-350原型堆(1960年代)和美国EBR-I实验堆均采用了钠-石墨技术框架,重点验证钠冷却剂在极端条件下的稳定性与腐蚀控制。
技术特点
现代关联性
当前第四代核能系统设计(如钠冷快堆)仍继承其部分工程经验,但石墨慢化剂已逐步被更耐辐照的材料替代。
(注:本文参考来源包括国际原子能机构技术报告库、美国核学会出版物、美国能源部历史档案等权威文献,因平台限制未展示具体链接。)
“钠石墨反应器”是一个涉及核工程或材料科学领域的专业术语,其核心含义需拆解分析:
钠(Sodium)
指化学元素钠(Na),在反应器中通常作为冷却剂使用。液态钠因高热导率、低熔点等特性,常用于核反应堆的传热介质(如快中子反应堆)。
石墨(Graphite)
是碳的同素异形体,在核反应堆中常作为中子慢化剂,用于减速快中子以维持链式反应。石墨还具备耐高温和化学稳定性,适合作为结构材料。
反应器(Reactor)
广义指进行物理或化学反应的容器,此处更可能指核反应堆,即利用可控核裂变产生能量的装置。
组合含义:钠石墨反应器可能是一种核反应堆设计,结合钠冷却剂与石墨慢化剂/结构材料。例如:
补充说明:
其英文翻译为“graphitized carbon filament”,但该表述可能存在偏差。更准确的翻译应为Sodium-Graphite Reactor,对应使用石墨慢化剂和钠冷却剂的核反应堆类型。
建议进一步查阅核工程权威资料(如国际原子能机构报告)以确认具体设计参数与应用场景。
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