1) STR process
潜艇热中子堆燃料处理过程
2) submarine thermal reactor
潜艇用热[中子反应]堆
3) submarine intermediate reactor
潜艇用中能[中子反应]堆
4) nuclear fuel reprocessing process
核燃料后处理过程
5) head-end process
(核燃料后处理)首端过程
6) tail-end process
(核燃料后处理)尾端过程
补充资料：热中子反应堆
分子式：
CAS号：
性质：堆内燃料的裂变大部分由热中子引起的反应堆。易裂变物质235U，233U和239Pu最容易在能量低于1eV的热中子作用下发生裂变。由核裂变产生的中子有1MeV大小的能量，必须使用慢化剂使裂变中子尽快慢化到热中子的能量范围。热中子堆可以在易裂变材料装量较少的情况下达到临界，并可能使用天然铀。这种堆易控制，但核燃料的利用率不是很高。
CAS号：
性质：堆内燃料的裂变大部分由热中子引起的反应堆。易裂变物质235U，233U和239Pu最容易在能量低于1eV的热中子作用下发生裂变。由核裂变产生的中子有1MeV大小的能量，必须使用慢化剂使裂变中子尽快慢化到热中子的能量范围。热中子堆可以在易裂变材料装量较少的情况下达到临界，并可能使用天然铀。这种堆易控制，但核燃料的利用率不是很高。
说明：补充资料仅用于学习参考，请勿用于其它任何用途。
参考词条