鈉冷快堆英文解釋翻譯、鈉冷快堆的近義詞、反義詞、例句

英語翻譯：

【化】 sodium-cooled fast reactor

分詞翻譯：

冷的英語翻譯：

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

快堆的英語翻譯：

【化】 fast reactor

專業解析

鈉冷快堆（Sodium-cooled Fast Reactor, SFR）是一種使用液态金屬鈉（Sodium）作為冷卻劑、利用快中子（Fast Neutrons）維持鍊式裂變反應的四代先進核反應堆技術。其核心特點與詳細含義如下：

冷卻劑特性（Coolant Characteristics）
- 使用液态鈉作為冷卻劑，因其具有優異的導熱性能，能高效地将堆芯産生的巨大熱量傳遞出去。
- 鈉的沸點高（約883°C），允許反應堆在常壓下運行，降低了高壓容器設計的複雜性和風險。
- 鈉對快中子的慢化作用極弱，有利于維持堆芯内的快中子能譜。
- 需注意鈉化學性質活潑，遇水或空氣會發生劇烈反應，因此設計中需設置中間回路（隔離鈉與水/蒸汽）并采用惰性氣體保護。
中子能譜與燃料利用（Neutron Spectrum & Fuel Utilization）
- “快堆”指反應堆主要依靠高動能（平均能量>0.1 MeV）的快中子維持鍊式反應，區别于熱中子堆（利用慢化的熱中子）。
- 快中子堆能更有效地利用鈾資源：
  - 可将儲量豐富的鈾-238（U-238）轉化為可裂變的钚-239（Pu-239），實現核燃料的增殖（Breeding），顯著提高鈾資源利用率（理論可達60-70%，遠超熱堆的1-2%）。
  - 可嬗變（Transmute）長壽命高放核廢料中的次锕系元素（Minor Actinides），降低其長期放射毒性和廢物處置負擔。
燃料與設計（Fuel & Design）
- 通常使用混合氧化物燃料（MOX, Mixed Oxide Fuel），即钚氧化物（PuO₂）與貧鈾氧化物（UO₂）的混合物，或金屬合金燃料（如U-Pu-Zr）。
- 堆芯結構緊湊，無慢化劑（如輕水、重水、石墨），以維持快中子能譜。
- 常采用池式（Pool type）或回路式（Loop type）設計。池式将堆芯和主換熱器浸沒在大型鈉池中，熱慣性大，安全性高；回路式則通過管道連接堆芯和外部換熱器。
安全特性（Safety Features）
- 負溫度反應性系數（Negative Temperature Coefficient of Reactivity）：堆芯溫度升高時，反應性自動降低，有助于實現固有安全（Passive Safety）。
- 池式設計的大鈉池熱容量巨大，可在事故時吸收衰變熱，延緩溫度上升。
- 采用非能動餘熱排出系統（Passive Decay Heat Removal Systems），利用自然對流（Natural Convection）原理，在失去電源時仍能有效排出堆芯餘熱。

參考文獻：

國際原子能機構 (IAEA) - Fast Reactor Database: 提供快堆技術概述、設計特性和全球項目信息。 https://aris.iaea.org/ (請訪問IAEA官網搜索"Fast Reactor Database")
美國能源部核能辦公室 (DOE-NE) - Advanced Reactor Technologies Program: 包含對鈉冷快堆等先進堆型的研究進展和技術特點介紹。 https://www.energy.gov/ne/advanced-reactor-technologies
世界核協會 (WNA) - Fast Neutron Reactors: 提供快堆原理、燃料循環優勢及全球發展現狀的權威概述。 https://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx
美國核學會 (ANS) - Nuclear Technology Journal: 刊載鈉冷快堆安全分析、設計優化及實驗研究等專業論文。 https://www.ans.org/pubs/journals/nt/ (需檢索具體文獻)

網絡擴展解釋

鈉冷快堆（Sodium-Cooled Fast Reactor, SFR）是第四代核能系統的重要堆型之一，以液态鈉為冷卻劑，通過快中子維持核裂變鍊式反應。以下是其核心特點的詳細解釋：

1.基本結構與冷卻系統

冷卻劑特性：液态鈉具有高熱導率（約水的100倍）和低熔點（97.8°C），可在高溫低壓環境下高效傳熱，提升熱電轉換效率。
三回路設計：
- 主回路：直接冷卻堆芯，傳遞裂變熱量；
- 中間回路：隔離放射性鈉與蒸汽系統，防止鈉水反應；
- 蒸汽回路：通過熱交換産生蒸汽驅動汽輪機發電。

2.工作原理與燃料增殖

快中子利用：中子平均能量為0.08~0.1 MeV，可直接裂變鈾-238（占天然鈾99.3%），生成钚-239（易裂變核素），實現核燃料增殖。
核廢料處理：快中子可将長壽命次锕系核素（如镅、锔）嬗變為短壽命或穩定核素，減少放射性廢物危害。

3.技術優勢

資源利用率高：燃料增殖比可達1.2~1.3，理論上可将鈾資源利用率從熱堆的1%提升至60%以上。
安全性強：鈉的低蒸氣壓降低高壓洩漏風險，池式結構（堆芯浸入鈉池）可被動散熱，避免堆芯熔毀。

4.應用與發展

國際進展：俄羅斯BN-800、法國ASTRID等示範堆已運行，我國“863計劃”中的中國實驗快堆（CEFR）于2011年實現并網發電。
挑戰：鈉的化學活性高，需嚴格密封防氧化；液态鈉透明不可見，設備檢修難度大。

總結來看，鈉冷快堆通過高效燃料循環和廢料處理能力，成為解決核能可持續性與環保問題的關鍵技術方向。更多技術細節可參考、4、5等權威來源。