快堆是快中子增殖反應堆的簡稱，這是堆芯中核燃料裂變反應主要由平均能量為0.1Mev以上的快中子引起的反應堆，其重要特點是在消耗核燃料的同時，產(chǎn)生多于消耗的核燃料。

　　目前全世界有400多座核電站，多數(shù)為輕水堆、分壓水堆和沸水堆，主要是由熱中子引發(fā)裂變反應，因而又被稱為熱堆。熱堆消耗的主要核燃料是鈾235。自然界中鈾235的蘊藏量僅占0.66％，其余絕大部分是鈾238，占99.2％。為保證核反應正常進行，一般輕水堆采用3%-4%的濃縮鈾235為原料，也就是說真正參與核反應的原料鈾235只有3%-4%，余下是會產(chǎn)生輻射的鈾238核廢料。

　　快堆不用鈾235，而用钚239作燃料，不過在堆心燃料钚239的外圍再生區(qū)里放置鈾238。钚239產(chǎn)生裂變反應時放出來的快中子，被裝在外圍再生區(qū)的鈾238吸收，變?yōu)殁?39，鈾239經(jīng)過幾次衰變后轉(zhuǎn)化為钚239。在大型快堆中，平均每10個鈾235原子核裂變可使12至14 個鈾238轉(zhuǎn)變成钚239。這樣，钚239裂變，在產(chǎn)生能量的同時，又不斷地將鈾238變成可用燃料钚239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越燒越多，快速增殖，所以這種反應堆又稱快速增殖堆。

　　快堆的優(yōu)勢

　　目前，在核電站中廣泛應用的壓水堆（如我國的秦山、大亞灣核電站堆型）對天然鈾資源的利用率只有約1%，而快堆則可將這一利用率提高到60%～70%。這對充分利用我國的鈾資源，促進核電持續(xù)發(fā)展，解決我國的后續(xù)能源供應問題具有重要意義。

　　由于利用率的提高，相對較貧的鈾礦有了開采的價值。就世界范圍講，可采鈾資源將因此增加上千倍。以目前探明的天然鈾儲量推測，快堆的使用可以使鈾資源可持續(xù)利用3000年以上。

　　熱堆反應后的剩余物的放射性仍然很強，如果直接進行地質(zhì)處置，耗資極其驚人。而這些核廢料在快堆反應中經(jīng)過回收再利用以后，放射性物質(zhì)的衰變期只有二三百年，可以大大減少核廢物處置量，降低乏燃料長期毒性風險。

　　世界快堆發(fā)展歷程

　　國際上快堆發(fā)展從上世紀40年代起步。截至目前，世界上共建了各類快堆21座。

　　1946年，美國建成世界上第一座實驗性快中子反應堆，即熱功率25千瓦的克來門?。–lementine）。

　　1967年，法國建成名為“狂想曲”的熱功率為4萬千瓦的反應堆；1974年，25萬千瓦的快中子反應堆投入運行。

　　1980年，蘇聯(lián)建成電功率60萬千瓦的快中子實驗反應堆。

　　由于技術(shù)難度大，世界各國的快堆仍然停留在實驗堆的基礎上，尚未發(fā)展到商用階段。隨著快堆技術(shù)的日臻完善，接近成熟，國際上預計將掀起快堆發(fā)展高潮。

　　俄羅斯：已開始兩座80萬千瓦的快堆電站的建造，一座在斯維爾德洛夫斯克，一座在南烏拉爾。

　　日本：成立了日本核燃料循環(huán)研究院，加強快堆技術(shù)開發(fā)。

　　韓國：在美國通用電氣的幫助下積極發(fā)展功率13萬千瓦的實驗快堆。

　　印度：2001年開始建造電功率50萬千瓦的快堆電站。