快中子試驗堆英文解釋翻譯、快中子試驗堆的近義詞、反義詞、例句

英語翻譯：

【化】 fast test reactor(FTR)

分詞翻譯：

快中子的英語翻譯：

【化】 fast neutrons
【醫】 fast neutrons

試驗的英語翻譯：

experiment; test; try; try on; try out; examination; experimentation; trial
trial run
【計】 breadboarding
【醫】 probation; test; tria
【經】 test; trial

堆的英語翻譯：

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

專業解析

快中子試驗堆（Fast Neutron Test Reactor）是一種利用快中子（fast neutron）引發核裂變的先進反應堆，主要用于核燃料循環研究、新型材料測試及先進反應堆技術驗證。其核心特點是中子未經慢化劑減速，保持高能量（通常＞0.1 MeV），區别于熱中子反應堆。

一、術語定義與核心特征

快中子（Fast Neutron）
指動能較高的中子（能量＞0.1 MeV），可直接誘發鈾-238、钚-239等核素裂變，無需減速。英文對應 "fast neutron"，強調其高速度與高能量特性。
試驗堆（Test Reactor）
專為科學研究與技術驗證設計的反應堆，英文為 "test reactor"。其核心功能包括：
- 新型核燃料（如金屬燃料、氮化物燃料）輻照測試；
- 冷卻劑（如液态鈉、鉛铋合金）性能驗證；
- 核廢料嬗變可行性研究。
增殖特性（Breeding Capability）
快中子堆可将不可裂變的鈾-238轉化為钚-239（增殖比＞1），實現核燃料增殖，故亦稱快中子增殖堆（Fast Breeder Reactor, FBR）。英文強調 "breeding" 即燃料再生能力。

二、技術組成與工作原理

燃料體系：采用高富集度鈾或钚基燃料（如MOX燃料），以維持快中子鍊式反應。
冷卻劑：液态金屬（如鈉、鉛）為主，因其高熱導率且不顯著慢化中子。
無慢化劑：避免中子能量降低，确保反應在快中子能譜下進行。
堆芯設計：緊湊高功率密度，以提升中子通量及實驗效率。

三、應用與權威參考

中國示範工程：
中國實驗快堆（CEFR）于2011年實現臨界，設計熱功率65MW，電功率20MW，采用鈉冷卻技術，為第四代核能系統關鍵技術提供試驗平台。來源：中國原子能科學研究院官網《中國實驗快堆工程進展》。

國際研究：
國際原子能機構（IAEA）将快堆列為閉式燃料循環的核心裝置，支持長周期核能可持續發展。參考：IAEA報告《Fast Reactor Technology Development for Sustainable Nuclear Energy》。

标準定義：
《核科學技術術語》（GB/T 4960-2010）定義快中子堆為"利用快中子引起裂變鍊式反應的反應堆"，英文術語為 "fast neutron reactor"。來源：中國國家标準全文公開系統。

網絡擴展解釋

“快中子試驗堆”是核能領域的一種反應堆類型，結合搜索結果中的權威信息，具體解釋如下：

1.基本定義

快中子試驗堆（簡稱快堆）是一種利用快中子（高能中子）維持核裂變鍊式反應的實驗裝置，主要用于測試反應堆材料性能、驗證快堆技術可行性。與常規的熱中子堆不同，它不需要中子慢化劑，直接通過快中子引發鈾-238或钚-239等核燃料的裂變。

2.核心原理

快中子增殖：快中子轟擊鈾-238時，會将其轉化為钚-239（可裂變燃料），且增殖比大于1，即生成的燃料多于消耗的，實現核燃料的“增殖”。公式可表示為： $$ ^{238}U + n_{fast} rightarrow ^{239}Pu + beta^- $$
冷卻方式：使用液态金屬鈉（而非水）作為冷卻劑，因其對中子吸收少且能高效傳熱。

3.主要特點

高資源利用率：可将鈾資源利用率從傳統堆的約1%提升至60%-70%，大幅減少核廢料堆積問題。
實驗性質：用于驗證材料耐輻照性能、系統穩定性等關鍵技術，為商用快堆提供數據支持。

4.應用與意義

能源領域：解決鈾資源短缺問題，推動核能可持續發展。例如，中國實驗快堆已實現并網發電。
環保作用：可處理熱堆産生的長壽命放射性廢物，降低環境影響。

補充說明

需注意，“快中子堆”在漢語中有時被誤傳為成語（形容人多熱鬧），但其實際含義屬于核能技術術語。用戶問題指向明确的科技概念，故以上解釋基于權威技術資料。