快堆浅析
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。
快堆的工作原理
快堆的工作原理
快速堆是一种特殊的堆，它可以支持更快的插入和删除操作，以及更快的查找操作。
快速堆的工作原理如下：
首先，快速堆是一种特殊的二叉堆，它的每个节点都有两个子节点，每个节点的值都比它的子节点的值要小。
其次，快速堆的插入操作是将新元素插入到堆的最后一个位置，然后将新元素与其父节点的值进行比较，如果新元素的值比父节点的值要小，则将新元素与父节点交换位置，然后继续与父节点的父节点进行比较，直到新元素的值不再比父节点的值小为止。
第三，快速堆的删除操作是将堆的最后一个元素与堆顶元素交换位置，然后将堆顶元素删除，然后将堆顶元素与它的子节点进行比较，如果堆顶元素的值比子节点的值要大，则将堆顶元素与子节点交换位置，然后继续与子节点的子节点进行比较，直到堆顶元素的值不再比子节点的值大为止。
最后，快速堆的查找操作是从堆顶开始，比较堆顶元素的值与要查找的值，如果相等，则查找成功；如果要查找的值比堆顶元素的值要小，则查找堆顶元素的左子节点；如果要查找的值比堆顶元素的值要大，则查找堆顶元素的右子节点，然后继续比较，直到找到要查找的值为止。
总之，快速堆的工作原理是通过比较和交换节点的值来实现插入、删除和查找操作，从而提高堆的操作效率。
压水堆与快堆固有安全性分析与比较
快堆固有安全性——非能动安全性
热容量大： 池式堆的堆池内有大量钠，因此有很大的热容量； 钠的导热率又大，所以堆芯有很大的热惰性，对 瞬变有很强的适应能力。即使在二次冷却系统不 工作的失热阱事故工况下，反应堆停堆后，钠的 流动性好，容易形成自然对流，可以以非能动的 方法导出余热。冷却剂温度上升速率也相当缓慢， 一般为30℃/min.在温度上升到使燃料破损前 （800~1000℃），有足够时间投入二次冷却系 统或是应急冷却系统。提高了余热导出的安全性。
快堆固有安全性——自然安全性
快堆的固有安全性设计体现在事故下的自停堆能力和余热 排出能力（一般以液态金属钠作为冷却剂） 负的功率反应性系数： 依靠多普勒效应、钠密度效应、燃料膨胀、芯部膨胀及变 形以及控制棒的伸长等反馈，足以保证快堆具有足够大的 负功率反应性系数。控制棒及其驱动机构的设计限制了反 应性引入速率不超过允许值。当控制棒机构发生故障导致 意外连续抽出时，功率的增长可由相互独立的探测方法 （如中子注量率，冷却剂出口温度等）给出信号使安全棒 落入堆芯而停堆。即使所有探测系统和保护系统都失效时， 功率也不会按其初始值指数增长。
快堆固有安全性——后备安全性
1.反应堆安全的中心问题是确保放射性物质 能可靠地保持在一定范围内，不要无控制 地释放到周围环境中去。与压水堆类似， 在快堆中，放射性材料（燃料、裂变产物 和放射性活化产物）和周围环境之间一般 设有三道安全屏障，即燃料包壳、一回路 边界（池式堆的容器、回路式堆的容器、 泵、中间热交换器和管道）和安全壳。
？
固有安全性被定义为：当反应堆出现异常工 况时，不依靠人为操作或外部设备的强制 性干预，只是由堆的自然安全性和非能动 的安全性，控制反应性或移出堆芯热量， 使反应推趋于正常运行和安全停闭。具备 有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然 的安全性．非能动的安全性和后备反应性 的反应堆体系被称为固有安全堆。
快堆发展前景
快堆发展前景快堆是一种新型的核能发电技术，相较于传统的核电技术具有更高的燃烧效率和更少的核废料产生。
快堆发展前景广阔且十分具有潜力。
首先，快堆燃烧效率高。
快堆采用钠冷却剂代替了传统反应堆中的水冷却剂，因此在核燃料利用率方面有较大突破。
普通的核反应堆只能利用核燃料的1%左右，而快堆则可以高达70%以上，大大提高了核能资源的利用效率，减少了对核燃料的需求。
其次，快堆的废物处理更加安全。
传统核电技术中产生的核废料需要长时间进行储存和处理，而且存在泄漏和安全隐患。
而快堆采用的钠冷却剂可以显著减少核废料的产生，并且可将核废料的寿命从数千年减少到数百年。
同时，快堆还可以利用已经产生的核废料作为新的燃料，进一步减少核废料的产生。
再次，快堆能够提供更加稳定的电力供应。
由于快堆的燃烧效率高，核能资源利用效率提高，可以减少对燃料的需求，从而提供更加稳定的电力供应。
快堆还具有较高的负载可调性，可以根据电网需求提供灵活的电力输出，能够更好地适应电力市场的变化。
此外，快堆技术的发展还将带动先进的核燃料循环技术的发展。
快堆技术可以利用已经消耗过的核燃料，包括传统反应堆产生的核废料，将其再次作为核燃料来供能。
这样可以大大延长核能资源的使用寿命，减少对自然资源的依赖。
快堆技术在全球范围内得到了广泛的关注和应用。
多个国家和地区已经开始研发和应用快堆技术，包括俄罗斯、中国、印度和美国等。
这些国家都看重快堆技术在节能减排、提高能源利用效率以及增加电力供应等方面的潜力，将其列为国家重点发展的战略产业。
总的来说，快堆作为一种新型的核能发电技术，具有燃烧效率高、废物处理更安全、电力供应更稳定等优势。
快堆技术的发展前景广阔且具有很大的潜力，对于推动清洁能源发展、实现能源可持续发展具有重要意义。
随着技术的进一步成熟和应用，相信快堆技术将会在未来发挥更重要的作用。
快堆 方程式
快堆方程式
"快堆" 是指快中子反应堆（Fast Neutron Reactor）的简称，它使用高速中子来维持和促进核反应。
与热中子反应堆不同，快堆中子的能量级别较高，因此能够触发不同的核反应，包括裂变和转变。
快堆中的核反应通常遵循以下方程式：
1. 快中子裂变反应：这是快堆中最重要的反应之一。
在这种反应中，快中子与核燃料相互作用，导致核燃料的裂变。
这种裂变反应通常可以用以下方程式表示：
快中子 + 核燃料（通常是钚、铀等） -> 分裂产物 + 快中子
具体的反应方程式将取决于所使用的核燃料和裂变产物。
2. 中子捕获反应：在快堆中，中子还可以被核材料捕获，产生新的核素。
这种中子捕获反应通常可以用以下方程式表示：快中子 + 核材料 -> 新的核素+ γ射线
这个过程有助于产生新的核素，同时也有可能消耗中子。
3. 中子传输反应：在快堆中，中子也可能经过一系列散射事件而保持其高速状态，而没有引起核裂变或中子捕获。
这些中子传输反应可以用散射截面方程式来描述，其中包括散射截面和吸收截面等参数。
这些方程式是用来描述快堆中子反应和核反应的基本方程式。
在实际的核反应堆设计和运营中，需要详细的核反应截面数据以及中子传输的建模和模拟来更精确地描述和控制堆的性能。
核工程师和物理学家使用这些方程式来设计和优化快堆，并确保其安全和高效的运行。
四代快堆特性分析及前景展望
四代快堆特性分析及前景展望作者：李伟哲覃国秀来源：《科技信息·下旬刊》2017年第06期摘要：四代核电技术共六种堆型，其中三种为热堆，三种为快堆。
快堆由于其独特的自身优势，受到广泛的关注。
本文分析了铅冷快堆、气冷快堆以及钠冷快堆的特性，并对其发展前景进行了探讨。
关键词：气冷快堆；铅冷快堆；钠冷快堆近几年，我国的核电技术发展迅速，不仅研发了具有自主知识产权的压水堆技术，并且已经将核电技术输出到了国外。
我国在大范围建设压水堆核电站的同时，也在积极研发四代堆技术。
四代反应堆包括六种堆型，包括气冷快堆、铅合金液态金属冷却快堆、液态钠冷却快堆、熔盐反应堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆。
前三种为快堆，后三种为热堆。
快堆比热堆最大的优势是燃料的可增殖。
热堆的能量主要来源于热中子引起铀235裂变产生的热量，以及裂变产物产生的衰变热。
快堆由快中子引发裂变，主要用钚239作为核燃料。
在反应堆堆芯，钚239的外围区域放有铀238，堆内的快中子撞击钚239使其发生裂变，裂变产生的快中子被外区的铀238吸收，生成铀239，铀239属于不稳定核素，经过几次衰变后会转化为钚239。
也就是说随着反应的进行，堆芯的核燃料会反而会变多，这种现象就叫做燃料的增殖。
因此快堆技术优于热堆技术，快堆不仅可以节省燃料，还可以提高反应堆的能效。
1 气冷快堆气冷快堆，英文缩写为GFR。
是由快中子引发裂变，用氦气作为冷却剂的反应堆。
气冷快堆的燃料主要有复合陶瓷型、先进颗粒型和锕系元素混合物陶瓷包壳元件型三种，燃料循环的形式为闭式。
运行时的出口温度约为850℃。
堆芯布局可以是棱柱块状或者是针状或板状燃料组件。
GFR参考堆有一个一体化的场内乏燃料处理和再处理厂。
通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，将长寿命放射性废物的产生量降到最低[1]。
由于冷却剂使用的是气体，因此其热导率较低，目前对气冷快堆的研究较少。
2 铅冷快堆铅合金液态金属冷却快堆，英文缩写为LFR。
快中子堆浅析
快中子堆浅析0、 导言快中子堆（fast breeder reactor ，FBR ），是由快中子引起裂变链式反应的反应堆。
其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。
快中子堆，全称应为快中子核反应堆或快速增值核反应堆，简称快堆。
快中子堆是第四代核反应堆GIF 建议的六个候选堆型之一，具有可充分利用铀资源、闭路燃料循环、可实现燃料增殖、热效率高等第四代核反应堆系统的特点。
1、 快中子堆基本原理快中子堆主要是利用天然铀中占99.2%左右的U 238，这很大的区别于压水堆使用U 235作燃料。
U 235对热中子的核裂变截面很大，在0.025ev 时裂变截面达到最大。
U 238只有在足够高的能量的中子轰击下才有可能发生裂变，但是其对快中子的俘获截面很大。
所以使用U 235的压水堆为提高中子利用率，需要使用慢化剂将核裂变中释放的中子迅速慢化，而快中子堆中不需要使用慢化剂。
U 238与快中子发生俘获反应经一系列变化后，转换为易裂变核素Pu 239，Pu 239在任何能量的中子轰击下均能发生核裂变反应释放能量，从而间接的利用了压水堆中无法利用的U 238，这也导致快堆电站初运行时需要装入一定量的Pu 94239作为启动时的核燃料。
其转换式如下：U （n,γ） 92238U 92298 β− Np 93239 β− Pu 94239。
2、 快中子堆基本构成当前有可能实现商业应用的快中子堆堆型有三种，分别是气冷快中子堆（GFR ）、铅冷快中子堆（LFR ）、钠冷快中子堆（SFR ）。
其中基于当前的工业基础和运行经验，钠冷快堆SFR 被多国作为第四代快中子反应堆的第一选择。
快堆使用的是能谱较硬的快中子，这直接导致其在结构构成上很大的区别于使用热中子的压水堆等。
本文将主要围绕钠冷快堆展开介绍。
2.1 燃料组件快中子堆的大部分功率是在燃料组件内产生的，一座典型的均匀LMFBR ，85%~95%的功率来自燃料区，3%~6%产生在燃料组件内的轴向转换区，3%~8%的功率在径向转换区内产生。
快堆的工作原理
快堆的工作原理快堆（QuickHeap）是一种快速分配和释放内存的算法，可以支持一次性分配和释放大量内存块，提高系统资源的利用率。
它一般利用两种经典算法实现：红黑树和跳跃列表。
红黑树（Red-Black Tree）又称为二叉搜索树，它有如下特性：1、每个节点都有一个指向另一个节点的左右子节点的指针；2、每个节点的值大于其左子节点的值，小于其右子节点的值；3、每个节点都有一个颜色，可以是红色或黑色；4、根节点是黑色的；5、每个叶子节点都是黑色的（叶子节点是不具有子节点的节点）；6、如果该节点是红色的，它的子节点必须是黑色的；7、任意节点到其子孙节点的路径上，不能有两个连续的红色节点。
当使用红黑树时，快堆先将内存分为多个独立的内存块，并将这些内存块插入到红黑树中，每个内存块有一个内存大小的标签，当需要分配内存时，快堆便会去红黑树中查找最小值，并将这个值从红黑树中移除。
这样便实现了能够比较快速地从红黑树中分配内存块的效果。
跳跃列表（Skip List）是一种随机化的数据结构，它是一个有序链表，但是每一个节点都有多个指针指向其他节点，这些指针称为索引，索引的数量取决于链表的长度，索引能够提高搜索的效率。
使用跳跃列表时，快堆会先将内存分为多个独立的内存块，并将这些内存块插入到跳跃列表中，每个内存块有一个内存大小的索引，当需要分配内存时，快堆便会去跳跃列表中查找最小值，并将这个值从跳跃表中移除。
由于跳跃表中有索引，可以更快地定位到内存块，因此，能够更快速地从跳跃表中分配内存块。
总之，快堆是一种快速分配和释放内存的算法，可以支持一次性分配和释放大量内存块，提高系统资源的利用率。
它可以通过红黑树和跳跃列表的方式实现快堆，分别具有在分配内存时能够从红黑树和跳跃列表中较快速地定位到内存块的优点，即能够更快地分配内存块。
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快堆浅析0、 导言快中子堆（fast breeder reactor ，FBR ），是由快中子引起裂变链式反应的反应堆。
其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。
快中子堆，全称应为快中子核反应堆或快速增值核反应堆，简称快堆。
快中子堆是第四代核反应堆GIF 建议的六个候选堆型之一，具有可充分利用铀资源、闭路燃料循环、可实现燃料增殖、热效率高等第四代核反应堆系统的特点。
1、 快中子堆基本原理快中子堆主要是利用天然铀中占99.2%左右的U 238，这很大的区别于压水堆使用U 235作燃料。
U 235对热中子的核裂变截面很大，在0.025ev 时裂变截面达到最大。
U 238只有在足够高的能量的中子轰击下才有可能发生裂变，但是其对快中子的俘获截面很大。
所以使用U 235的压水堆为提高中子利用率，需要使用慢化剂将核裂变中释放的中子迅速慢化，而快中子堆中不需要使用慢化剂。
U 238与快中子发生俘获反应经一系列变化后，转换为易裂变核素Pu 239，Pu 239在任何能量的中子轰击下均能发生核裂变反应释放能量，从而间接的利用了压水堆中无法利用的U 238，这也导致快堆电站初运行时需要装入一定量的Pu 94239作为启动时的核燃料。
其转换式如下：U （n,γ） 92238U 92298 β− Np 93239 β− Pu 94239。
2、 快中子堆基本构成当前有可能实现商业应用的快中子堆堆型有三种，分别是气冷快中子堆（GFR ）、铅冷快中子堆（LFR ）、钠冷快中子堆（SFR ）。
其中基于当前的工业基础和运行经验，钠冷快堆SFR 被多国作为第四代快中子反应堆的第一选择。
快堆使用的是能谱较硬的快中子，这直接导致其在结构构成上很大的区别于使用热中子的压水堆等。
本文将主要围绕钠冷快堆展开介绍。
2.1 燃料组件快中子堆的大部分功率是在燃料组件内产生的，一座典型的均匀LMFBR ，85%~95%的功率来自燃料区，3%~6%产生在燃料组件内的轴向转换区，3%~8%的功率在径向转换区内产生。
燃料元件的结构必须保证其在工作寿命内，具有承受各种载荷能力，如高中子辐照、温度、水力载荷以及地震载荷下保持结构基本完整。
快中子堆燃料组件的结构如图1，其在设计中广泛的采用三角形栅格或六角形栅格结构。
在典型的三角形栅格结构中螺旋形金属绕丝把燃料元件棒隔开，271根燃料元件细棒组组成棒束置于组件导管内。
燃料棒由燃料芯块区、上下轴向转换区、裂变气体腔以及结构材料等部分组成。
燃料棒图1 快中子堆燃料组件长约3m，但包含有易裂变燃料的区域(它们组成反应堆堆芯)仅约为燃料棒长度的1／3。
目前快堆的燃料是氧化铀和氧化钚(UO2-PuO)混合物，第二代陶瓷燃料—混合碳化物(UC-PuC)正在研究之中，利用金属燃料和钍铀-233混合物陶瓷燃料的设计也已开始研究。
当前的混合氧化物燃料燃耗可达100MW∙d/kg，熔点约为2750℃。
每个燃料芯块长约7mm，直径约6mm。
轴向转换区芯块，是用贫铀氧化物制成的，它们装在堆芯燃料芯块上部和下部。
轴向转换区的典型高度是0.3m~0.4 m，芯块上面的弹簧用于在运输时压紧芯块。
裂变气体腔是用于容纳在辐照期间产生裂变产物的。
燃料组件的结构材料主要包括包壳材料和组件外的套管材料，现在多为奥氏体不锈钢（316SS或316Ti）。
包壳使燃料棒保持结构上的完整性，并把燃料和冷却剂分隔开来，从而避免裂变产物进入一次冷却剂里，包壳管外径的典型值为6mm~8 mm，所以燃料和包壳之间有一个初始的间隙。
快堆燃料元件的功率密度很高，其线功率可达450W/cm，芯块温度梯度高达104℃/cm，包壳最高温度700℃，快中子注射量（2~4）×1015n/(cm2∙s)。
2.2 堆芯结构快堆的堆芯通常由两个区组成，即燃料区和再生区（增殖转换区）。
燃料区通常由若干钚含量不同的燃料组件同心圆环组成，中间插有若干含有B4C的控制棒组件；再生区则由一些含可转换材料(如贫铀)棒的增殖组件组成。
堆芯的布置可以有两种不同形式：一种叫做均匀堆芯布置，燃料区集中在中间，再生区(增殖组件)则包围在燃料区的外围；另一种是非均匀堆芯，这些增殖组件在芯部中与燃料组件相间布置。
通常为了减少堆芯外部的中子注量，并起部分反射中子作用，在芯部外面围上数圈“反射”组件，这些组件的形状和尺寸均与燃料组件一样，但它是由不锈钢钢材料制成。
2.3 冷却剂快堆使用直径约1米的由核燃料组成的堆芯，堆中核裂变反应十分剧烈，体积比功率是压水堆的4~5倍，必须使用导热能力很强的液体把堆芯产生的大量热带走，同时这种热也就是用作发电的能源。
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图3 池式钠冷快堆释放的热量带出堆外。
钠的中子吸收截面小，导热性好，而且不容易减慢中子速度，不会妨碍快堆中链式反应的进行，所以是理想的冷却液体；沸点高达886.6℃，常压下钠的工作温度高，快堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压，冷却剂的温度即可达500-600℃；比热大，因而钠冷堆的热容量大；在工作温度下对很多钢种腐蚀性小；无毒。
所以钠是快堆的一种很好的冷却剂。
但钠的熔点为97.8℃，在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。
钠的缺点是化学性质活泼，易与氧和水起化学反应，在使用钠时，要采取严格的防范措施。
为确保因蒸汽发生器泄漏发生钠-水反应时的堆芯安全，钠冷快堆在钠冷却剂回路（一回路）和汽-水回路（二回路）之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路和钠-钠中间热交换器（如图3），这与压水堆电站有很大的不同。
中间回路里循环流动的液钠，不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器，使汽-水回路里的水变成高温蒸汽，并推动汽轮机发电机组发电。
2.4快中子堆压力容器为保护电站的工作人员，与不含放射性的二次钠回路不同，必须对一次回路的放射性进行屏蔽。
为此可有两种不同的布置方式：可把中间热交换器和推动冷却剂循环的一次泵安置在邻近的房间里，再用管道将它们与反应堆容器联接；或者把它们都放在反应堆钠池里面。
前一种称之为回路式系统，后一种叫池式系统。
2.4.1 回路式系统与池式系统回路式设计的反应堆容器是一个竖直的、圆柱形的壳体，并且带有半球形的底部，反应堆容器悬挂在支撑圆环的顶部，燃料组件放置在堆芯支撑结构(又称堆芯栅板)上。
与堆芯支撑结构相连接的是堆芯吊篮筒体或堆芯筒体，它把流过堆芯、转换区和径向屏蔽层的钠与周围的钠池隔离开来。
入口流道结构把钠从入口联箱引导到燃料组件中；上面的一个内部结构把流过燃料组件的钠流引导到出口联箱中。
回路式反应堆容器外面是一个保护容器，用来防止反应堆容器破损时钠的泄漏。
钠液面被几厘米厚的覆盖气体—氩气覆盖着，覆盖气体的作用是把钠池和反应堆顶盖隔离开来。
池式即一体化方案，池式快堆将堆芯、一回路的钠循环泵、中间热交换器，浸泡在一个很大的液态钠池内。
在钠池内，冷、热液态钠被内层壳分开，钠池中冷的液态钠由钠循环泵唧送到堆芯底部，然后由下而上流经燃料组件，使它加热到550℃左右。
从堆芯上部流出的高温钠流经钠-钠中间热交换器，将热量传递给中间回路的钠工质，温度降至400℃左右，再流经内层壳与钠池主壳之间，由一回路钠循环泵送回堆芯，构成一回路钠循环系统。
2.4.2 回路式系统与池式系统的比较回路式系统有如下优点：第一，回路系统的部件隔离在小室内，系统的维修比较简单；第二，防止二次钠活化的中子屏蔽少，堆容器顶盖的结构设计比池式系统巨大的堆顶屏蔽盖的设计简单；第三，中间热交换器与堆的高度差较大，增强了环路的自然循环。
此外，在回路式设计中，蒸汽系统和二次钠系统与一次钠系统和反应堆耦合得更紧、对一次钠系统和反应堆变化响应更快，这会影响整个热传输系统和蒸汽系统的控制与负荷跟踪。
池式系统的优点可以概括为三点：第一，一次系统部件和管道的泄漏不会导致一次系统的泄漏；第二，一次系统内的钠质量约为一条环路中钠质量的三倍，热容量是一条环路热容量的三倍。
在异常的瞬变过程中，钠池的热惰性很大，整个系统的温升较低，有力地减弱系统其它各个部件的瞬态热效应；第三，唯一自由液面是反应堆钠池内的钠自由液面，覆盖气体系统比较简单。
3 快中子堆特点快中子堆相对于当前广泛采用的热中子堆，具有能实现燃料增殖、可嬗变锕系元素、低压堆芯下的高热效率等突出优点。
能实现燃料增殖 热中子反应堆采用在天然铀中只含0.71％左右的U 235为裂变燃料。
反应堆运行时，有一小部分U 238会吸收中子转变成人工可裂变燃料Pu 239，在压水堆中，每消耗1个可裂变核，能生产出0.5-0.6个Pu 239，即转换比是0.5-0.6。
将这些Pu 239当作新燃料重复再用，考虑到损耗，对铀资源的利用率也只有1％左右。
在快中子增殖堆中，这种转换比可达到1.3-1.5，这时称增殖比。
也就是说，裂变燃料在快堆中越烧越多，实际消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的在天然铀中含99.2％左右的U 238，考虑到各种损耗，可以利用铀资源的60-70％。
可嬗变锕系元素 任何核电站反应堆运行时，每Gwe·a(100万干瓦·年)将产生25-100kg(依燃料成份而变)的长寿命锕系核素，它们要衰变三、四百万年才能达到该堆所用天然铀对环境的影响水平。
长期埋存由于天灾人祸引起放射性释放的风险很大。
快堆中的快中子可以将长寿命的锕系核素转变成短寿命的裂变产物，从而便于最终处理和处置，一座快堆可以烧掉(转变掉)4~10座同等功率规模的热堆产生的锕系核素。
发展快堆可解决核能发展中所产生的后顾之忧。
低压堆芯下的高热效率 压水堆堆芯在15MPa 下其出口水温才仅达330℃左右。
而快堆由于采用液态金属钠作为冷却剂，在堆芯基本处于常压下，冷却剂的出口温度就可达500一600℃。
这为提高快堆核电站的热效率奠定了基础。
法国“超凤凰”快堆电站的热能利用率达41%，远超过现在先进压水堆可以达到的34%的水平。
但是，我们同时也需要看到快堆发展中需要注意的一些诸如冷却剂化学性质活跃、堆芯温度高、瞬态响应要求高等新问题。
钠化学性质活跃 在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与空气、水（或蒸汽）相遇可能燃烧并引起爆炸，钠中含氧量超过一定数量会造成系统内结构等材料的严重的腐蚀；瞬态响应能力要求高 快堆堆芯富集度高.能谱硬,多普勒效应比热堆小，而且快堆缓发中子份额小，中子代时间短，这要求快堆控制系统有更好的瞬态响应特性。
同时快堆为提高安全性并屏蔽一次钠的放射性，比压水堆多一个中间回路(二次钠回路)，这样就增加了热传输的时间，加大了电厂系统的时间常数，使得全厂的协调控制难度增加。
堆芯温度高 快堆燃料元件包壳的最高温度可达650℃，远远超过压水堆燃料元件约350℃的最高包壳温度。