快堆英文解釋翻譯、快堆的近義詞、反義詞、例句

英語翻譯：

【化】 fast reactor

分詞翻譯：

快的英語翻譯：

fast; quick; pleased; rapid; sharp; speed; straightforward; hurry up

堆的英語翻譯：

pile; heap; stack; crowd
【計】 heap
【醫】 herd; pile

專業解析

"快堆"是"快中子反應堆"的簡稱，其英文對應術語為Fast Reactor 或Fast Neutron Reactor。

在核工程領域，快堆是一種特殊類型的核反應堆，其核心特征和詳細含義如下：

中子能譜特性：
- 快堆的核心設計目标是維持主要由快中子（Fast Neutrons）驅動的核裂變鍊式反應。
- 快中子是指具有較高動能（通常指能量高于 0.1 MeV，有時定義下限為 1 keV）的中子。它們是在核裂變過程中直接産生的高能中子。
- 這與目前商業運行最多的熱中子反應堆（Thermal Neutron Reactors）形成鮮明對比。熱堆依賴慢化劑（如輕水、重水、石墨）将裂變産生的快中子慢化（減速）成能量很低（約 0.025 eV）的熱中子（Thermal Neutrons），因為熱中子引發某些易裂變核素（如鈾-235）裂變的概率更高。
無慢化劑設計：
- 為了實現和維持快中子主導的反應，快堆不使用或僅使用極少量慢化劑。其堆芯設計緊湊，燃料排列密集，使得中子在與燃料核發生作用（特别是引發裂變）之前，沒有足夠的機會被顯著慢化。
- 冷卻劑的選擇也需考慮其對中子的慢化能力。液态金屬（如鈉、鉛铋合金）因其對中子慢化作用弱且導熱性能好，成為快堆常用的冷卻劑。氣體（如氦氣）也是可選方案之一。
燃料增殖能力：
- 快堆最突出的優勢在于其潛在的燃料增殖（Breeding）能力。
- 快中子不僅能有效引發易裂變核素（如鈾-235、钚-239）的裂變，還能高效地将某些可轉換核素（Fertile Materials）轉化為新的易裂變核素。
- 最主要的轉換過程是利用快中子轟擊鈾-238（天然鈾中占99.3%，在熱堆中利用率很低），将其轉化為钚-239（易裂變）。在理想條件下，快堆産生的易裂變材料（钚-239）可以多于其消耗的易裂變材料（如初始裝載的钚-239或高濃鈾），從而實現核燃料的增殖。
- 這使得快堆能夠極大地提高鈾資源的利用率（理論上可達60-70%，遠高于熱堆的約1%），并有可能利用貧鈾、乏燃料中的鈾-238甚至钍-232作為燃料來源。
主要類型與應用：
- 根據冷卻劑的不同，快堆主要有：
  - 鈉冷快堆：技術相對成熟，是當前研發和示範的主要堆型（如俄羅斯的BN系列，中國的示範快堆）。
  - 鉛冷/鉛铋冷卻快堆：具有更高的固有安全性和化學惰性優勢，是第四代核能系統的重要候選堆型。
  - 氣冷快堆：使用氦氣冷卻。
- 快堆的主要應用目标包括：
  - 增殖核燃料：實現核燃料的可持續利用。
  - 嬗變長壽命放射性廢物：利用快中子場将乏燃料中的長壽命次锕系核素（MA）和某些裂變産物（FP）嬗變成短壽命或穩定核素，從而降低高放廢物長期管理的負擔和風險。

權威參考來源：

國際原子能機構 (IAEA)：作為聯合國核能領域的權威機構，IAEA 提供了大量關于快堆技術、研發進展和安全标準的資料。其官網是獲取最權威信息的首選。您可以訪問其核能技術闆塊或使用站内搜索功能查找 "Fast Reactor", "Fast Neutron Reactor", "Breeder Reactor" 等相關内容。
- 示例鍊接（請訪問IAEA官網核實具體頁面）： https://www.iaea.org/topics/fast-reactors
世界核協會 (World Nuclear Association - WNA)：該協會提供了關于各類核反應堆技術的清晰概述，包括快堆。其信息通常面向公衆和行業，易于理解。
- 示例鍊接（請訪問WNA官網核實具體頁面）： https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx
美國能源部/國家實驗室 (如 Idaho National Laboratory, Argonne National Laboratory)：美國在快堆研發曆史上扮演重要角色，其國家實驗室網站發布相關研究報告和技術文檔。
- 示例鍊接（請訪問相關實驗室官網搜索）： https://www.inl.gov/ (搜索 Fast Reactor) / https://www.anl.gov/ (搜索 Fast Reactor)
經濟合作與發展組織核能署 (OECD Nuclear Energy Agency - OECD/NEA)：該組織彙集了全球核能領域的專家，發布關于先進核能系統（包括快堆）的研究報告和技術評估。
- 示例鍊接（請訪問NEA官網核實具體頁面）： https://www.oecd-nea.org/jcms/pl_13510/fast-reactors-related-fuel-cycles

網絡擴展解釋

“快堆”是“快中子反應堆”的簡稱，屬于第四代先進核能系統的重要技術方向。以下是關于快堆的詳細解釋：

1.基本定義與原理

快堆通過快中子（能量高于0.1 MeV）維持鍊式反應，其核心特點是無需慢化劑（如水），直接利用高能中子引發核裂變。這種反應方式使快堆能夠實現核燃料的增殖，即産生的易裂變材料（如钚-239）多于消耗的燃料。

2.燃料與結構特點

燃料類型：主要采用钚-239與鈾-238的混合燃料（如氧化鈾-钚或碳化鈾-钚）。
結構設計：燃料通常封裝在不鏽鋼包殼内，形成細棒狀元件，堆芯周圍布置鈾-238增殖層，用于吸收快中子并轉化為新燃料。

3.核心優勢

提高鈾資源利用率：通過增殖鈾-238為钚-239，可将鈾資源利用率從傳統堆型的約1%提升至60%以上。
減少核廢料：快堆能消耗長壽命放射性核素，降低核廢料的體積和毒性。
可持續性：據測算，快堆技術可使鈾資源滿足人類3000年以上的能源需求。

4.應用現狀與發展

目前快堆技術仍處于示範和推廣階段，中國、俄羅斯等國家已建成實驗快堆。作為第四代核能系統的首選堆型，快堆在實現核燃料閉合循環和清潔能源轉型中具有戰略意義。

若需更完整的技術細節或最新進展，可參考核能領域權威文獻或機構報告。