快中子反應堆英文解釋翻譯、快中子反應堆的近義詞、反義詞、例句

英語翻譯：

【化】 fast reactor

分詞翻譯：

中子反應的英語翻譯：

【電】 neutron reaction

堆的英語翻譯：

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

專業解析

快中子反應堆（Fast Neutron Reactor）

漢英釋義

快中子反應堆（Kuài zhōngzǐ fǎnyìng duī），英文稱Fast Neutron Reactor (FNR) 或Fast Breeder Reactor (FBR)，是一種利用高動能中子（快中子）維持核裂變鍊式反應的反應堆。與常規熱中子反應堆不同，其核心特征在于中子未經慢化劑減速，直接引發裂變，并可通過增殖燃料（如钚-239）實現核燃料的循環利用。

核心特性與工作原理

中子能量特性
- 快中子：平均能量 > 1 MeV（兆電子伏特），遠高于熱中子反應堆的 0.025 eV。
- 無需慢化劑：省略減速中子的材料（如水、石墨），堆芯結構更緊湊，中子利用率更高。
燃料增殖機制
- 通過中子俘獲，将不可裂變的鈾-238（U-238）轉化為可裂變的钚-239（Pu-239），實現"增殖比 >1"（即産出燃料多于消耗）。
- 典型燃料組合：
  - 驅動燃料：钚-239 + 鈾-238
  - 增殖層：鈾-238包裹堆芯，吸收中子生成新燃料。
冷卻劑類型
- 液态金屬：鈉（鈉冷快堆）、鉛或鉛铋合金（鉛冷快堆），因高熱導率與中子慢化效應低。
- 氣體冷卻：氦氣（實驗性設計），但應用較少。
安全與可持續性
- 閉式燃料循環：減少高放核廢料，延長鈾資源利用至數千年。
- 固有安全性：負溫度反應性系數（溫度升高時鍊式反應自動減緩）。

典型技術路線

類型	冷卻劑	代表項目	國家/機構
鈉冷快堆	液态鈉	BN-800、CFR-600	俄羅斯、中國
鉛冷快堆	鉛/鉛铋合金	MYRRHA（實驗堆）	歐盟
氣冷快堆	氦氣	ALLEGRO（示範設計）	國際合作項目

權威定義參考

國際原子能機構 (IAEA)

"快中子反應堆利用高能中子維持裂變，可顯著增殖核燃料，是先進核能系統的關鍵組成部分。"
（來源：IAEA, Advanced Reactors Information System）
美國核學會 (ANS)

"快堆通過鈾-238增殖钚-239，提升燃料利用率，并降低長壽命放射性廢物總量。"
（來源：ANS Nuclear News, Fast Reactor Technology Development）
中國核能行業協會

"示範快堆（如CFR-600）推動閉式燃料循環，支撐核能可持續發展戰略。"
（來源：《中國核能發展報告》）

術語中英對照表

中文術語	英文術語
快中子	Fast Neutron
增殖比	Breeding Ratio (BR)
閉式燃料循環	Closed Fuel Cycle
鈉冷快堆	Sodium-cooled Fast Reactor (SFR)
轉換率	Conversion Ratio

注：本文綜合國際核能機構技術文件、行業白皮書及權威期刊定義，内容符合核工程領域共識。

網絡擴展解釋

快中子反應堆（簡稱快堆）是一種利用快中子（能量高于0.1 MeV）維持核裂變鍊式反應的反應堆，其核心特點是不使用中子慢化劑，且能實現核燃料的增殖。以下是詳細解釋：

1.基本定義與原理

快堆通過快中子直接引發核裂變，無需慢化劑減速中子。其燃料通常為钚-239，外圍放置鈾-238作為增殖層。钚-239裂變釋放的快中子被鈾-238吸收後，轉化為新的钚-239，實現核燃料的增殖（即“增殖比>1”）。

2.核心特點

燃料高效利用：可将鈾資源利用率從傳統反應堆的1%提升至60%-70%，大幅減少核廢料。
冷卻劑選擇：多采用液态金屬鈉（鈉冷快堆），因其高熱導率且對中子吸收少，需通過三回路系統隔離鈉與水的直接接觸。
安全性設計：常壓運行、被動冷卻機制，降低事故風險。

3.技術優勢

閉合燃料循環：通過鈾-238的轉化，實現核燃料的“越燒越多”，屬于第四代先進核能系統。
減少核廢料：深度焚燒長壽命放射性核素，降低核廢料處理壓力。

4.與熱堆的區别

熱中子堆依賴慢化劑（如水、重水）将中子減速為熱中子（能量約0.025 eV），而快堆直接利用高能快中子，結構更緊湊且燃料增殖能力更強。

5.應用現狀

全球範圍内，鈉冷快堆是主要發展方向，如中國示範快堆（CFR-600）已進入建設階段。其技術成熟後有望解決核能可持續性與核廢料難題。

如需更完整的工程細節或曆史發展，可參考權威核能機構報告或學術文獻。