背景
播报编辑
核电站中，大多数使用的是轻水堆。轻水堆以铀-235为燃料，以水作慢化剂和冷却剂，水的作用是将裂变产生的快中子慢化和导出堆芯热量。发电能力为100万千瓦的轻水堆，每天使用约3公斤铀-235。虽然用量不多，但是由于天然铀储量有限现探明约可使用1000年，其中铀-235约只占0．7%，而99．3%是铀-238。铀-235和铀-238都是铀的同位素，当慢中子撞击其原子核时，铀-235原子核容易发生裂变，而铀-238却不容易发生裂变，所以不能用作轻水堆的燃料。因此，当今核电站的核燃料中，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"。
原理
播报编辑
快中子反应堆不用铀-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，铀-238就会很快变成钚-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"。据计算，如快中子反应堆推广应用，将使铀资源的利用率提高50-60倍，大量铀-238堆积浪费、污染环境问题将能得到解决。
热中子反应堆是一种安全、干净都达到要求的经济能源，以及今后一段时间内它将是发展核电的主要堆型。然而，热中子反应堆所利用的燃料铀235，在自然界存在的铀中只占0.7%，而占天然铀99.3%的另一种同位素铀238却不能在热中子的作用下发生裂变，不能被热中子堆所利用。自然界中的铀储量是有限的，如果只能利用铀-235，再有30年同样会面临铀-235匮缺的危险。因此人们把取得丰富核能的长远希望，寄托在能够利用铀235以外的可裂变燃料上。于是，快中子增殖反应堆便应运而生。
如果核裂变时产生的快中子，不像轻水堆时那样予以减速，当它轰击铀-238时，铀-238便会以一定比例吸收这种快中子，变为钚239。铀235通过吸收一个速度较慢的热中子发生裂变，而钚-239可以吸收一个快中子而裂变。钚-239是比铀235更好的核燃料。由铀238先变为钚，再由钚进行裂变，裂变释出的能量变成热，运到外部后加以利用，这便是快中子增殖堆的工作过程。
在快中子增殖堆内，每个钚-239核裂变所产生的快中子，可以使12至16个铀-238变成钚-239。尽管它一边在消耗核燃料钚-239，但一边又在产生核燃料钚-239，生产的比消耗的还要多，具有核燃料的增殖作用，所以这种反应堆也就被叫做快中子增殖堆，简称快堆。在快中子反应堆中,不能使用水来传递堆芯中的热量,因为它会减缓快中子的速度，钠和钾的合金可用于快中子反应堆作热交换剂。
液态金属快中子反应堆达临界态影响
播报编辑
快堆堆芯小，功率密度大,热堆中使用的冷却剂——水已不能适应其快速换热、载热的要求,液态金属钠以其优良的热工特性成为快堆的冷却剂。但它在解决快堆冷却问题的同时，也带来了新问题，快堆热工特性对仪表控制系统设计具有较大影响。
1、化学反应
钠是活泼金属，会与水发生剧烈的化学反应，在空气中时能够燃烧，必须设法防止发生钠泄漏的发生，并能在发生钠泄漏后限制和减轻其后果，因而在快堆中必须设置钠泄漏检测系统，并且对存在钠水界面的蒸汽发生器进行重点在线监测，防止发生钠水反应事故，一旦发生泄漏，启动蒸汽发生器保护系统，防止事故的进一步发展。
2、钠的活化特性
3、堆芯温度
与热堆相比，快堆具有堆芯温度高，堆芯进出口温差大，堆芯呈矮胖型，冷却剂在堆芯的流程短等特点。相应参数如表1所示.这就使堆芯温度变化限制变得更为突出，因为快速的温度变化对结构材料很不利，因而为防止在堆功率变化时堆芯平均温度和进出口温差变化太大，快堆可采取一回路流量可变运行方式，而不是象压水堆所采取的一回路流量固定运行方式。这样可以避免在功率变化时堆芯温度场出现较大变化，以减轻对堆芯机构材料的热冲击。正是出于此种考虑，国外快堆一般尽可能减少紧急停堆次数，减少保护停堆动作，而堆本身的固有安全特性也为此提供了可行性。由于钠的沸点很高,因而不存在压水堆的偏离泡核沸腾的问题，相对减轻了反应堆保护系统的压力，压水堆堆芯冷却剂出口温度与饱和温度相差只有20℃左右,一旦系统减压或冷却剂温度升高，将出现堆芯沸腾，降低换热效率.造成燃料元件过热，损坏，后果非常严重，因而压水堆花很大精力用于防止冷却剂沸腾,维持堆芯冷却剂保持一定的过冷度。为此设置了超温保护，超功率保护等保护参数，并且要根据具体工况调整这些保护参数整定值，使得保护系统非常复杂，而快堆则不然。快堆一次冷却剂系统基本工作在常压下，钠的沸点很高,常压下沸点按近900℃，而工作温度为500℃左右，存在着300℃以上的过冷度。出现钠沸腾属于极稀有工况,出现这种工况前早已因其它参数越限而引起保护系统动作了。因而保护系统的设计可以不考虑钠沸腾的问题。
表 1 热工参数对照表
堆型 | 堆芯平均温度（℃） | 堆芯进出温差（℃） | 堆芯尺寸（直径/高） |
压水堆（900MW) | 300左右 | 35～40 | 3.04m/3.66m |
400以上 | 150左右 | ||
法国超凤凰 | 470 | 150 | 3.7m/1.0m |
俄罗斯БH-600 | 463.5 | 173 | 2.06m/0.75m |
中国实验快堆 | 445 | 170 | 0.6m/0.45m |
4、堆芯压力
压水堆失压后，冷却剂大量蒸发，可能出现堆芯裸露的危险，需要设置专门的安全注入系统为其补水，快堆一次冷却剂系统基本工作在常压下，并且为防止主容器发生泄漏，设置了保护容器，一般不会有堆芯裸露的危险，因而快堆不必设置安全注入系统，也不必专门设置稳压系统。由于压水堆工作在高压下，任何意外的系统减压都将使堆芯发生沸腾和偏离泡核沸腾(DNBR)小于1.3的危险性增加，因而对冷却剂低压必须进行保护，然而压水堆冷停堆状态下，冷却剂处于常压状态，这就需要在反应堆正常的启动和减压过程中，能够闭锁这类保护信号，增加了保护系统的允许和联锁关系的复杂性，快堆冷却剂基本工作在常压下，不涉及减压保护等同题。允许和联锁关系相对简单一些。
5、蒸汽发生器
由于快堆二回路的压力低于三回路的压力，因而其蒸汽发生器的结构与热堆不同，快堆普遍采用直流式蒸汽发生器，管侧为三回路的汽一水回路，壳侧为二回路的钠。三回路刨空间小，缓冲能力差，对负荷的变化更加敏感,因而快堆蒸汽发生器的保护问题相对突出，对蒸汽旁排系统要求有更快的响应，不能照般压水堆的模式，直流式蒸汽发生器的水位无法直观监测。
特点
播报编辑
2、毒物效应在快堆中，热中子几乎是不存在的因此在热堆设计中十分关键的热中子吸收截面高的材料在快堆中几乎并不显得那么重要，象“核”那样的裂变产物,相对来说是不重要的，快堆没有氙中毒问题.快堆堆芯小，快中子平均自由程比热中子长，因此快堆堆芯耦台得比热堆更紧密，不存在区域不稳定问题.因而在快堆中不必考虑功率分布波动的控制阀题，也不必象压水堆那样进行堆芯功率分布的测量，从这个意义上说对简化仪表控制系.统设计是有益的。
国外
在技术上，快堆比轻水堆难度要大得多。但是，由于它具有独特的优点，所以，美、法、日、德、俄等国都在积极开发研究快中子反应堆。早在1967年，法国就建成了一座实验反应堆。1974年，25万千瓦的快中子反应堆投入运行。1984年又建成了120万千瓦的大型商业快堆核电站。日本也设计出输出功率为30万千瓦的快中子反应堆。堆心核燃料采用铀-钚混合氧化物，堆心外围是铀-238，该快堆可使铀资源的利用率提高50倍，经济效益和社会效益十分明显。除前述5个国家外，澳大利亚、挪威、西班牙、瑞典、瑞士、意大利和我国也积极开展了有关的研究工作。
国内
资料图：中国实验快堆外景据了解，中核集团已初步建立起钠冷快堆技术的研发体系和标准规范体系，全面掌握了快堆物理、热工、力学以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利。值得一提的是，实验快堆有近200多个系统，设备达7000多台套。国产化率达到70%以上。
2025-08-14上午10时，我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆成功实现并网发电。这一国家863计划重大项目目标的全面实现，标志着列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破，也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出重要一步。
快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的主力堆型。中国实验快堆是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一步。该堆采用先进的池式结构，核热功率65兆瓦，实验发电功率20兆瓦，是世界上为数不多的大功率、具备发电功能的实验快堆，其主要系统设置和参数选择与大型快堆电站相同。实验快堆充分利用固有安全性并采用多种非能动安全技术，安全性已达到第四代核能系统要求。据中国实验“快堆”总工程师徐銤介绍，“与前几代核能系统比，‘快堆’的安全性好、废料少，优势十分明显。虽然我国在发展“快堆”方面比一些发达国家晚了一步，但我们在学习国外技术的基础上进行改进，在管理方法、安全性上都有提高。”徐銤说，由于“快堆”采用了先进的非能动事故余热排出系统，日本福岛核电站发生的堆芯熔化事故，在“快堆”身上不会发生。
中国核工业集团公司相关负责人介绍，以快堆为牵引的先进核燃料循环系统具有两大优势：一是能够大幅提高铀资源利用率，可将天然铀资源的利用率从核电站中广泛应用的压水堆的约1%提高到60%以上。二是可以嬗变压水堆产生的长寿命放射性废物，实现放射性废物的最小化。快堆技术的发展和推广，对促进我国核电可持续发展和先进燃料循环体系的建立，对核能的可持续发展具有重要意义。
该项目由科技部、国防科工局主管，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。多年来，原子能院组织国内相关大学、研究院和企业等数百家单位并大力开展国际合作，经过不断创新探索和协作攻关，先后完成了研究、设计、建造、调试，2009年5月开始系统热调试，2025-08-14实现首次核临界。在长达20多年的实验快堆研发过程中，我国全面掌握了快堆技术，取得了一大批自主创新成果和专利，实现了实验快堆的自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理，形成了完整的研发能力，并培养了一批优秀的技术人才队伍。作为总工程师，徐銤带领着团队，从预先研究、概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试，一手缔造了中国第一个“快堆”。长达11年的建设过程中，他们先后完成设计文件5000多册，调试技术文件600多册，运行维保规程600多册、各类研究报告1200多个，开展设计验证近53项，调试试验1000多项。作为一个全新的重大科学工程，徐銤和他的科研团队始终坚持自主创新，并加强国际合作，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利，设备国产化率高达70%，为我国“快堆”发展打下了坚实的基础。 [3]
