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。

一、热堆与快堆

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。自然界中铀235的蕴藏量仅占0.66%，其余绝大部分是铀238，占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铀235只有3%～4%，余下是会产生辐射的铀238核废料。

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。

二、快堆的优势

核燃料越烧越多：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，相对较贫的铀矿有了开采的价值。就世界范围讲，可采铀资源将因此增加上千倍。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。

核废料越烧越少：热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强，如果直接进行地质处置，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，降低乏燃料长期毒性风险。

三、世界快堆发展历程

国际上快堆发展从上世纪40年代起步，只比热堆晚四年，而且第一座实现核能发电的是快堆。截至目前，世界上共建成了各种类型的快堆21座——

1946年，美国建成世界上第一座实验性快中子反应堆，即热功率25千瓦的克来门汀()。

1967年，法国建成名为“狂想曲”的热功率为4万千瓦的反应堆；1974年，25万千瓦的快中子反应堆投入运行。

1980年，苏联建成电功率60万千瓦的快中子实验反应堆。

1985年，法、德、意三国建成功率120千瓦的经济验证快堆-1。

1994年，日本建成功率31.8万千瓦的文殊(Monju)原型快堆。

由于技术难度大，世界各国的快堆仍然停留在实验堆的基础上，尚未发展到商用阶段。随着快堆技术的日臻完善，接近成熟，国际上预计将掀起快堆发展高潮。

俄罗斯：已开始建造两座80万千瓦的快堆电站，一座在斯维尔德洛夫斯克，一座在南乌拉尔。

日本：成立了日本核燃料循环研究院，加强快堆技术开发。

韩国：在美国通用电气的帮助下积极发展功率13万千瓦的实验快堆。

巴西：开始组织快堆技术的发展工作。

印度：2001年开始建造电功率50万千瓦的快堆电站。

(材料由中核集团提供)