中国实验快堆工程
中国第四代核能技术重大突破 实验快堆首次临界
快 中子 反应堆 形成 的核燃 料闭合 式循环 ， 可使 铀资 源利用 率提 高至 ６ ％以上 ， 可使 核废 料产 生 ０ 也
量得 到最大 程度 的降低 ， 实现放 射性废 物最 小化 。 国际社 会普遍 认为 ， 发展 和推 广快堆 ， 于解 决世 界 对 能源 的可持 续发展 和绿 色发展 问题具 有重 大价值 。 中 国实 验快堆 是 国家“ ６ ” ８ ３ 计划项 目， 也是 中核集 团第 四代核 能技 术研 发 的重要 一 步 。该 堆位 于 北京 中国原 子 能科学 研究 院 ， 采用 已在 美 、 、 、 法 俄 日等 ８个 国家有 多堆 运行 经 验 的钠冷 快 堆技 术 ， 其 热功 率为 ６ ５兆 瓦 ， 电功 率 ２ Ｏ兆瓦 。 通过快 堆项 目实施 ， 中核 集 团建 立 了快 堆工 程研发 中心 。 一 中心是 中 国唯一 的快堆技 术研 发基 这 地和 技术研 发 的重 要平 台 ， 中 国快堆 发展 打下 了坚实 的基础 。 为 中核 集 团的快堆 发展 拟采取 三步走 战 略， ： 即 实验 快堆一 示范快 堆一 大型商 用快 堆 。建造 中 国实验 快堆 是 中国快堆 发展第 一步 。 来 ， 未 中核 集 团将加快 推进第 四代 核 电机 组—— 中国示范快 堆 的建 造 ， 以此为 契机 ， 动 中国铀钚 混合 燃 料制 并 推 造技 术等配 套技术 的发 展 ， 步建立 中 国先 进核 能体 系。 逐
核电 工程与技 术 ２ １ 第 ３期 ０ ０年
小 资 料
中国第四代核能技术重大突破 实验快堆首次临界
７月 ２ １日， 中核 集 团 中国原子 能科 学研 究 院 自主研 发 的 中国第一 座 快 中子 反应 堆— — 中国实 由 验快 堆ｆＥ Ｒ 达 到首 次临界 。 是 中国核 能领域 的重大 自主创 新成 果 ， 志着 中 国快 堆技术 实 现 了重 ＣＦ ） 这 标 大 突破 。由此 ， 国成 为世界 上少数 几个 掌握快 堆技术 的 国家之 一 。 中
我国实验快堆技术及存在的关键问题
我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。
为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。
我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。
我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。
我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。
钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。
快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。
关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。
然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。
核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。
因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。
上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。
现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。
在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。
快堆是未来核电站的发展方向。
我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。
我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。
中国实验快堆工程
中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
重大核科学工程
重大核科学工程中国实验快堆（CEFR）1 CEFR工程进展汪尧2005年，工程建设取得新的进展，工程质量处于受控状态，项目治理水平进一步提升。
继2004年11月完成主工艺施工设计后，工程全部施工设计于2005年10月完成。
2005年11月，完成实体防卫系统的订货后，标志着工程大型机电类物项的订货工作全部完成。
2005年8月11日，堆容器首批安装部件到货并开始堆本体设备现场安装，实现了工程又一重大节点。
堆容器现场安装施工进展顺利，底封头组合件和堆内支承结构均已吊入堆坑进行焊接。
并完成以下工作：1) 首次进钠相关的钠接收与二回路钠充排系统；2) 二次氩气分配系统、氩气接收系统、真空系统、膨胀石墨灭火剂喷洒系统、钠火消防系统等系统的安装和交调后，并于年底完成系统调试，为核级钠进场制造了条件；3) 00子项（室外工程）及05子项（应急柴油发电机厂房）的土建施工；4) 全部调试治理程序的编制，调试技术文件、运行规程和安全分析、环评报告的编制也差不多满足总体打算要求。
目前，工程已全面转入安装调试时期。
2005年，按照“大力协同，全面推进，抓住主线，确保节点”的指导思想，通过明确技术负责人和细化岗位目标，抓责任落实，提高了执行力度；通过质量专题活动，加强质量操纵和体系完善；通过分级和谐和专项治理，加强了进度操纵；通过规范合同治理和费用预算治理，强化了投资操纵。
一年来，快堆工程部认真执行国家和上级部门的有关规定，积极配合各项检查，专门为工程调整概算审查和设计、进度和操纵“三确认”工作进行了充分的预备。
2 CEFR工程技术研究平台建设规划周培德中国原子能科学研究院从2004年开始启动院总体进展建设规划工作。
新时代工程咨询受国防科工托付付于2005年10月19日对“中国原子能科学研究院总体进展规划方案”进行了评审。
院总体进展规划方案包括35个子项，其中第01子项是CEFR工程技术研究平台。
新时代工程咨询于2005年11月16日对01子项进行了评审。
中国实验快堆堆本体和一回路系统热平衡分析
中国实验 快 堆 Ｃ Ｅ Ｆ Ｒ 已完 成 了 ４ ０ ％Ｐ 功 率并 网发 电 ， 设 计 阶段 虽 然按 照与 平衡 有 关 的 安 全原 则 以及 热 经 济性 损 失 最 小原 则 ， 对 整 个 电厂进行 了一 定 的理 论 上 的热 平衡 考虑 。但 是 由于 系统 和设 备 十 分 庞杂 、 缺乏 整 体 有效 的热
ｃ ｏ ｏ ｌ ｉ ｎ ｇ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｐ ｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ ｌ ｏ ｏ ｐ ｉ ｎ Ｃｈ ｉ ｎ ａ Ｅｘ ｐ ｅ ｒ ｉ ｍｅ ｎ ｔ ａ ｌ Ｆ ａ ｓ ｔ ｅ ｒ Ｒｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ （ ＣＥＦ Ｒ） ， ａ ｎ ｄ
平 衡分 析计算 手段 以及 热平衡 理论 分析 与工程 实 际具 有 较 大 的误 差 等原 因 ， 一 般 核 电厂 都需 要 在建 成 后 ， 以实 测 的动 力启 动 或 者试 运行 数 据 为输 入 ， 建 立基 于工程 实践 的 、 客 观 的评 价方
ｄ ｅ ｖ ｅ ｌ ｏ ｐｓ ａ ｃ ａ ｌ ｃ ｕｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｃ ｏｄ ｅ ．Ｂｙ ｕｓ ｉ ｎｇ ｔ ｈｅ ｓ ｔ ｅ ａ ｄｙ ｓ ｔ ａ ｔ ｅ ｈｅ ａ ｔ ｂａ ｌ ａ ｎ ｃ ｅ ｄａ ｔ ａ ｏ ｆ ２ ６ ． ５ Ｐｎ ａ ｎｄ ４ Ｏ Ｐｎ ｉ ｎ ＣＥＦＲ ｄｕ ｒ ｉ ｎｇ ｐ ｏｗｅ ｒ ｓ ｔ ａ ｒ ｔ — ｕ ｐ，ｔ ｈ ｅ ｈｅ ａ ｔ ｂ ａ ｌ ａ ｎｃ ｅ ａ ｂｉ ｌ ｉ ｔ ｙ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｐ ｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ ｌ ｏ ｏ ｐ ｉ ｓ ｖ ｅ ｒ ｉ ｆ ｉ ｅ ｄ． Ｔｈｅ ｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ｓ ｓ ｈｏ ｗ ｔ ｈ ａ ｔ ｔ ｈ ｅ ｃ ａ ｌ ｃ ｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｍ ｏ ｄｅ ｌ ｉ ｓ ｒ ｅ ｌ ｉ ａ ｂ ｌ ｅ， ａ ｎｄ ｃ ａ ｎ ｐ ｒ ｏ ｖ ｉ ｄ ｅ ｔ ｅ ｃ ｈｎ ｉ ｃ ａ ｌ ｓ ｕｐ ｐｏ ｒ ｔ ｔ ｏ ｂｕ ｉ ｌ ｄｉ ｎｇ ｈｅ ａ ｔ ｂａ ｌ ａ ｎ ｃ ｅ ｉ ｎ ＣＥＦＲ ｏ ｐｅ ｒ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ． Ｋｅ ｙ ｗｏ ｒ ｄ ｓ：ｆ ａ ｓ ｔ ｅ ｒ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ；ｈｅ ａ ｔ ｔ ｒ ａ ｎｓ ｆ ｅ ｒ ａ ｂ ｉ ｌ ｉ ｔ ｙ；ｈｅ ａ ｔ ｂａ ｌ ａ ｎ ｃ ｅ
中国实验快堆技术管理
中国实验快堆技术管理摘要：中国实验快堆是中国第一座钠冷快中子反应堆，其技术管理组承担运行、试验、生产计划、质保监督等重要管理职责。
本文通过对技术管理组职责的梳理归纳，落实岗位职责，对中国实验快堆运行管理有着重要参考意义。
关键词：中国实验快堆；技术管理中国实验快堆（以下简称CEFR）技术管理组负责CEFR运行、维修等现场活动的组织与管理，包括资源组织、过程控制、质保监督等；同时还承担运行室其它工作的组织与计划管理。
其工作组织的顺畅程度对CEFR运行管理至关重要。
本文参照法规要求，对技术管理组的职责进行梳理归纳，落实岗位职责，进一步提升CEFR运行管理水平。
1 CEFR简介CEFR是中国第一座钠冷快中子反应堆，作为我国核能发展战略三步走战略（压水堆→快堆→聚变堆），是快堆技术发展的基石。
中国实验快堆工程是国家“八六三”计划重大项目，由科技部、科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。
热功率65MW、电功率20MW，采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路传热系统，共16个子项，建筑面积43000m2。
2法规要求根据核设施监督导则《研究堆运行管理》（HAD202/01）2.2 节运行部门责任要求，反应堆运行负责人的责任第三条：建立反应堆安全运行所必需的班、组，并领导其工作。
这些班、组至少应包括：运行班；专业组；辐射防护组；技术管理组。
关于技术管理组职责如下：1）负责制订反应堆的运行、检修、试验、生产计划，经反应堆运行负责人审定后，报营运单位批准；2）组织制订、修改反应堆的各种规程、制度；3）对与反应堆安全密切相关的实验方案和技术方案组织技术审查；4）对反应堆的运行记录进行系统的分析，从中发现技术上的问题并提出改进建议；5）负责对值班记录本和运行数据记录表进行整理加工；6）负责管理反应堆运行过程中产生的技术资料，保证随时处于完好可用状态，并负责编写所有上报材料。
3 CEFR技术管理组职责依据《中国实验快堆运行组织机构及岗位职责》（ZYY•MSTG•DG0001•CEFR），第4.5节技术管理组职责规定：技术管理组设置岗位8个，正式编制10人。
“地球上的太阳”2010年发电——我国首座实验快堆完成设计
日 本科学家在利用“ 垃圾贝壳” 上已获得 了很大成功。 科学家 们发现， 贝壳富含的碳 酸钙， 是诸多常见的病菌， 其中包括沙门 氏
菌 、 气病 菌、 脚 大肠 杆菌 的克 星。 验证 实， 贝 壳中提 取的碳 酸钙 试 将 制成溶 液 ， 肠杆 菌置入 后不 到 １ 分 钟 ， 大 ０ 就被全 数 杀灭 。 此， 贝 据 “ 壳 溶液” 可替代 医 院长期使 用 的传 统 化学 消毒 液 ，不仅 消毒 效果 好， 而且不 会对环 境产 生任何 化学 污染 。 令人 惊奇 的是 ， 种“ 这 贝壳溶 液” 尽管 碱 性很 强 ， 却 不会像 其 但 他 碱性 溶 液那样起 腐蚀 作 用 ， 至伤害 人 的皮肤 。 乃 这是 因为 贝类 生 活在 海水 中， 而海水 溶 解有 多 种 阻止腐 蚀 的矿 物 质成 分 ， “ 壳 故 贝 溶液 ” 也是 一种 安全 的 家用 消 毒剂 ， 别适 用 于 给厨 房 、 特 浴室 和 卫
‘ ‘
■■■Ｉ 毽卫 一ｔ ■ｌ ■■‘ ■ｌ Ｉ
垃圾贝壳’ ’ 用处 多
生 间消毒 杀菌 。 居 室 装修 和家 具 制作 时都大 量使 用 甲醛 作 为黏合 剂 ，但 甲醛 是 一种挥 发性 化 学物质 ， 入后 会对 人体 产 生不利 影响 ， 至 可 能 吸 甚 诱发 癌症 。 日本 专家 开发 的 一种掺 和有 贝 壳粉 的墙壁涂 料 ， 而 可在 １ 分 钟 内 房 间 中的 甲醛 浓度 降低 至原 来 的 １ ， ０ 使 ／５ 此外还 能吸 收 种种 化 学涂料 散发 出来的 其他 有害成 分 ，保 证使 室 内空 气 中的有 害 化学 成分控 制 在较低 水 平。 电子显微 镜 显 示， 贝壳 粉末含 有 许多 小 洞 ， 发性 物质 甲醛 一 挥
实验快堆工程施工进度的影响因素
月 ，全部 施工 设计 工 作完 成 。
设 计 管 理 是 业 主 工 程 项 目管 理 其 中一 项 。
解 厂 家 的 设 计 、制 造 能 力 、 工 艺 水 平 、 检 测 手 用 … …对 于 像 中 国 实 验 快 堆 这 样 的 科 研 工 程 项
段 ，乃 至 厂 家或 公 司 的信誉 及 经 济 实力 。总 之 ，目 ，设 计 变 更 较 多 ，往 往 对 采 购 、 施 工 和 调 试
建立 各 种 有 关施 工管 理 程 序 是核 电工 程开 工
１ ９ 年 ９ １ 日 ， 中国 实 验 快 堆 报 批 用 图 （ 筑 前 应 该 准备 好 的一 项 工 作 ，也 是建 造 期 间业 主 、 ９８ 月 ５ 建 平 、立 剖 图 ，基 础 底 板 图 ，图纸 目录 ，总 图 ，结 设 计 、监 理 、施 工 单位 之 间开 展 工 作 的依 据 ，避 构 模 板 图 ） 出齐 ； ｌ ９ 年 １ ，施 工 设 计 开 始 ； 免 扯皮 ，保 证 施 工 进度 。这 些 管 理 程 序 用 来规 范 ９８ 月 ２ ０ 年 ８ ，中国实 验快 堆 主厂 房 正 式封 顶 ；２ ０ 和 指导 施 工 管 理 工 作 。没有 施 工 管 理 程 序 或 缺少 ０２ 月 ０４
件 ，如 合 同对 厂 家 没 有 约 束 ，必 定 无 法 保 证 按 期 建 设 计 之前 完 成 的 ，而 国 内有 些设 计 是 滞 后 于 土 交货 。实 验 快 堆 工程 先 后 编 制 二 级 进 度 计 划共 七 建 设 计 ，２ ０ 年 主 厂 房都 封 顶 了 ，房屋 空 间 已经 ０２ ０４ 版 ，第 二 版 、第 三版 土建 施 工 没 有 变 化 ，按计 划 定 型 ，而 ２ ０ 年 主 工 艺 施 工设 计 才 完 成 。 由于 时 完 成 ，其 他 工 期都 是 一 推 再 推 。说 明影 响施 工 计 间仓 促 ，设 计 之 间 、 工种 之 间存 在 着 深入 沟通 不 划 的不 定 因素太 多 ，有 些 因素 是 不 可 抗 拒 的 ；有 够 ，认 真 负 责 的 会 签 不实 等 问题 ，这 些设 计 管 理 些 因素 是 我 们 过 于 乐观 的估 计 厂 家 的交 货 时 问 、 上 的 问题 ，造 成 日后 的大 量设 计 变更 。 可 见 ， “ 边 工 程 ” 并 不 省 时 ，没 有 达 到 三
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中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
是国家863计划中投资最大的专案之一。
工程总建筑面积43500平方米，包括核岛厂房，核岛专用厂房，汽轮发电机厂房（包括连廊），其中核岛厂房建筑面积36000平方米,地下一层，地上十层，东西长64米，南北宽79.65米，3米厚的筏板座落于砂卵石层上，筏板底标高为-7.7米，反应堆大厅顶盖采用圆形砼拱顶，顶标高为57米。
整个厂房均为现浇砼结构，其筏板砼总量14600平方米，钢筋2800吨。
围绕建设中国实验快堆的目标，中国原子能科学研究院在"七五"、"八五"开展了多项课题研究，并于"八五"开始工程设计。
由于这是国内首次自主研究、设计、建造和管理，与国内在建的核电工程相比，技术更复杂，管理难度更大。
在试验快堆建设过程中，以钠为冷却剂，首次将非能动余热倒出系统应用于快堆，正在国际上也是首次。
该系统的设计原理式依靠自然对流和自然循环倒出余热，不用阀门和泵，初打开空气冷却器风门为主动动作外，其余全部由非能动原理试验。
该系统可以保证在全厂断电、地震和失水三种最严重的事故状态下，将堆芯余热倒出，从而保证反应堆的安全。
该实验堆热功率65MW，试验发电功率20MW，共分15个子项、219个系统。
1995年底由有关部门批准立项，自1998年10月开始负挖，2000年5月30日浇灌第一罐混凝土，2000年7月18日，国家主席江泽民与俄罗斯总统普京出席《中俄两国政府关于在中国建造和运行快中子实验堆的合作协议》的签字仪式，将中俄两国的快堆技术合作推到国家一级的新高度。
2002年8月核岛主厂房封顶，2005年8月11日堆容器首批大型部件吊入反应堆大厅安装。
计划于2009年6月建成达到临界，2010年6月试验发电。
传统的压水反应堆核电站什么是快堆快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。
目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。
热堆消耗的主要核燃料是铀235。
铀有三种同位素，即铀－234、铀－235和铀－238。
其中的铀－234不会发生核裂变，铀－238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀－235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。
但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66％，其余绝大部分是铀－238，它占了99.2％。
为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。
这就相当于我们的煤饼厂里，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。
在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀-239，但铀-239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239亦可作为与铀-235相似的裂变原料。
基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。
铀矿石解决铀矿资源枯竭问题快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。
钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。
在大型快堆中，平均每10个铀-235原子核裂变可使12至14个铀-238转变成钚-239。
这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称"快速增殖堆"。
也可以做这样一个比喻：一艘帆船因暴风雨而搁浅，船员在阴雨连绵的孤岛上生火做饭。
有的人直接用仅剩的干木头生火烧烤食物。
但是聪明人则提议，用湿木头当炉灶来烧食物。
这样干木头用完的时候，湿木头也被烤干。
最后所有的湿木头都可以用于求生。
而在热堆和快堆中，铀－235是干木头，铀－238就是湿木头。
干湿结合地可持续的使用，这就可以榨干铀所有的能量。
在这种堆中，每消耗1公斤易裂变燃料可以产出多于1公斤甚至高达1．5公斤以上的新的易裂变燃料(钚)。
多生产出来的燃料可以用于新建快堆，新快堆又进行增殖。
从效果看，快堆运行中真正消耗的不是开始放进去的易裂变燃料铀—235，而是占天然铀99．2％以上的铀—238。
所以在发展压水堆的基础上再发展快堆，考虑钚的再循环和损耗，可将铀资源的利用中提高到60-70％。
由于利用率的提高，更贫的铀矿出有了开采的价值，就世界范围讲可采铀资源将增加千倍。
所以说，把快堆发展起来，裂变核能将成为几乎不可耗竭的能源。
半个世纪以来，人类总共开采出了大约220万吨铀，尚未发现的储量估计也有这么多。
世界铀资源的国家分布极不均衡。
澳大利亚、加拿大和哈萨克斯坦这3个国家就拥有55％以上的RAR+IFR级铀资源。
如果再加乌兹别克斯坦、南非和纳米比亚，这一比例就接近72%。
如果再加上尼日尔和俄罗斯，几乎可达85%。
20世纪50-60年代，美国、德国（民主德国）、捷克和法国曾经是铀资源大国。
现在，欧洲国家的铀资源实际上已经用光，美国的铀资源也只占世界铀资源的2％左右。
美、德、捷、法四国的铀资源已经完全枯竭，其总开采量为76.1万吨。
加拿大、南非、澳大利亚、尼日尔、纳米比亚五国的累计开采量已有83.8万吨，但它们还有资源潜力。
一座百万千瓦轻水堆核电站，每天大约需要消耗3公斤铀-235。
2006年，世界核电站使用了大约7万吨天然铀。
而2006年全世界的地下铀矿开采量只有4.3万吨左右，不足部分主要是依靠消耗库存和核武器中的核原料。
根据预测，到2015年，世界核电站对铀的年需求量将达到7.5万-8.5万吨，2025年将为8.5万-10万吨。
到2015年，这些次生来源也将消耗殆尽。
在目前情况下，现已探明的铀储量还能使用50年左右。
如果考虑到所谓的补充储量，则还可使用200年。
因此，随着核原料世界需求量的增大，铀的价格也在飞涨，2007年中期高过每公斤300美元的价格。
快堆的建设对于解决铀矿资源枯竭问题也日益迫切。
此外，热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强，如果直接地质处置，则每三四年就需建造一座类似于美国YUCCA MOUNTAIN（尤卡山，大型核废料处理场）规模的处置库，耗资极其惊人。
而这些核废料在快堆反应中经过回收再利用以后，放射性物质的衰变期只有二三百年，可以大大减少核废物处置量，降低缺乏燃料长期毒性风险。
目前，在核电站中广泛应用的压水堆（如我国的秦山、大亚湾核电站堆型）对天然铀资源的利用率只有约1%，而快堆则可将这一利用率提高到60%～70%。
这对充分利用我国的铀资源，促进核电持续发展，解决我国的后续能源供应问题具有重要意义。
由于利用率的提高，相对较贫的铀矿也有了开采价值。
就世界范围讲，这样能使可采铀的资源增加千倍。
以目前探明的天然铀储量推测，快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上。
快中子增殖反应堆结构快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。
燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。
快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。
燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。
每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。
核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。
反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。
控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中，通过顶部的传动机构带动。
由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。
目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。
根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。
气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。
钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。