（3）热中子（E<1eV）。

概括地讲，在反应堆内中子与原子核的相互作用方式主要有：势散射，直接相互作用和复合核的形成。

核燃料（nuclear fuel），可在核反应堆中通过核裂变或核聚变产生实用核能的材料。重核的裂变和轻核的聚变是获得实用铀棒核能的两种主要方式。铀-235、铀-238和钚-239是能发生核裂变的核燃料，又称裂变核燃料。其中铀235存在于自然界，而铀-233、钚-239则是钍-232和铀-238吸收中子后分别形成的人工核素。从广义上说，钍-232和铀-238也是核燃料。氘和氚是能发生核聚变的核燃料，又称聚变核燃料。氘存在于自然界，氚是锂6吸收中子后形成的人工核素。核燃料在核反应堆中“燃烧”时产生的能量远大于化石燃料，1千克铀-235完全裂变时产生的能量约相当于2500吨煤。

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。

增殖堆的一个重要参数是“转化比”（平均每个裂变原子生成的易裂变原子数）。转化比是新生成的易裂变材料与消耗的易裂变材料的比。例如，低富集铀轻水堆的转化比大约为0.6。使用天然铀的压重水堆（PHWR）的转化比约为0.8。

增殖堆的转化比大于1。过去增值殖堆的发展主要集中在提高增值殖比，从希平港反应堆的1.01到俄罗斯BN-350的超过1.2。液态钠冷增值殖堆的理论模型表明，增殖比至少可达到1.8。

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，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。

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。

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。

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。

1. 可充分利用核燃料 比热堆对核燃料的利用率提高80倍。

2. 可实现核燃料的增殖 摆脱即将面临的铀资源日益枯竭的困境。

3. 低压堆芯下的高热效率 在堆芯基本处于常压下，冷却剂的出口温度可达500-600℃。

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。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。钠的中子吸收截面小；导热性好；沸点高达886.6℃，所以在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。世界上现有的、正在建造的和计划建造的都是钠冷快堆。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。所以在使用钠时，要采取严格的防范措施，这比热堆中用水作为冷却剂的问题要复杂得多。

按结构来分，钠冷快堆有两种类型，即回路式和池式。

回路式结构就是用管路把各个独立的设备连接成回路系统。优点是设备维修比较方便，缺点是系统复杂易发生事故。与一般压水堆回路系统相类似，钠冷快堆中通过封闭的钠冷却剂回路（一回路）最终将堆芯发热传输到汽-水回路，推动汽轮发电机组发电。所不同的是在两个回路之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路（二回路）和钠-钠中间热交换器，以确保因蒸汽发生器泄漏发生钠-水反应时的堆芯安全。

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。通过钠泵使池内的液钠在堆芯与中间热交换器之间流动。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。所以池式结构仅仅是整个一回路放在一个大的钠池内而已。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。

两种结构形式相比较，在池式结构中，即使循环泵出现故障，或者管道破裂和堵塞造成钠的漏失和断流，堆芯仍然泡在一个很大的钠池内。池内大量的钠所具有的足够的热容量及自然对流能力，可以防止失冷事故。因而池式结构比回路式结构的安全性好。现有的钠冷快堆多采用这种池式结构。但是池式结构复杂，不便检修，用钠多。

半个世纪后，快堆仍然停留在实验堆的基础上，还未发展到商用阶段。这主要是在技术上，快堆比轻水堆难度要大得多。

在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与水（或蒸汽）相遇就会产生剧烈的化学反应，并可能引起爆炸；钠与空气接触就会燃烧；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；堆内的液态钠由于沸腾所产生的气泡空腔会引入正的反应性，其结果会使反应堆的功率激增，从容导致反应堆堆芯熔化事故的发生；快堆为提高热利用率和适应功率密度的提高，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。很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆复杂得多。

通过四十年来的努力，以及一系列试验堆、示范堆和商用验证堆的建造，上述困难已基本克服。快堆技术上已日臻完善，是接近成熟的堆型，为大规模商用准备了条件。预计本世纪中期，快堆将逐渐在反应堆中占主导地位。可以说，快中子堆对即将到来的核能大发展是最为重要的堆型。

2000年国际原子能机构提出的未来国际上第4代六种核电堆型中，就有3种是快堆，即钠冷快堆、铅冷快堆和气冷快堆，之所以如此，是因为无论哪种类型的快堆，都具有增殖裂变核燃料和嬗变长寿命核废物的特点，而这正是核电发展过程中至关重要的前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。实践证明，快堆是一种安全可靠的堆型。单堆生产，经济性不好，一旦推广应用，便有经济竞争力。

由于我国核能的应用，从一开始就重点选择的是压水堆。按照我国核电发展的速度计算，预计到2020年，核电总装机容量有可能达到4000万千瓦，按照百万千瓦级压水堆核电站初装料为天然铀360吨、年换料为140吨计算，到那时我国对天然铀的需求量将达到6万吨；而到2030年，核电装机总容量达到5000万千瓦时，对天然铀的年需求量将达到11.7万吨，国内的天然铀产量已经无法满足需要。

而如果在发展压水堆核电站的同时，匹配的发展快堆核电站，压水堆生产的工业钚可以作为快堆的初装料，快堆运行时消耗铀-238，增殖核燃料钚。这样，两种堆型匹配发展，并封闭核燃料循环可将铀资源的利用率从单纯发展压水堆的1%左右提高到60%～70%。所以，只要2030年左右能批量建成高增殖快堆，则压水堆给快堆的钚的积累核快堆自身增殖则可以使我国核电在2050年发展到2.4亿千瓦的水平，并且天然铀的年累积需求量不会超过25万吨。而快堆可以嬗变长寿命放射性废物，将使核工业发展无环境污染之忧。核电站所产生的乏燃料中，有些长寿命的核废物需要衰变三、四百万年才能降到与天然铀相当的放射水平。而快堆是以快中子运行的反应堆，那些强放射性废物在快堆中可以当裂变燃料烧掉，研究证明，一座热功率为100～150万千瓦的大型快堆，可以嬗变掉5～10座同等功率压水堆所产生的长寿命核废物。

所以在我国，快堆发展起来后可以实现两大方面的引用，一是大型增殖快堆，其发展将使我国核电大规模发展而无核燃料缺乏之虞，另一个是中等规模的模块化快堆，一方面发电，一方面焚烧长寿命放射性废物，使我国核电大规模发展亦无环境污染之忧。快堆是当今现实的增殖堆和有效的嬗变堆型，压水堆、快堆配套发展，能够实现核燃料的封闭循环，使核能真正成为能够大规模应用的清洁能源。

1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。

1993年，我国快堆研究进入发展阶段。由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70%。2005年初，核级钠将进厂，堆本体将进行安装，预计2007年首次临界。

2010年7月22日，中国核工业集团宣布，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——中国实验快堆（CEFR）达到首次临界，这意味着我国第四代先进核能系统技术实现重大突破。

快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，我们在国家“863”高技术计划领导下，完成了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：

第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,正在建造,计划2007～2008年临界和并网。

第二步，中国原型快堆，电功率约60万千瓦,建议2013年建造，2020年运行,正处规划建议阶段。

第三步，中国商用验证堆，电功率100万～150万千瓦,建议2018年建造，2025年运行,在此基础上2030年～2035年批量推广大型高增殖快堆。

国外快堆的发展已有半个世纪,发展快堆的9个国家美、俄、英、法、日、德、意、印、韩总共建成过21座快堆。

所有建造快堆的国家为了未来大规模核能的发展，均不同程度地开始研究用快堆来焚烧热堆产生的放射性废物，使核能变成更加清洁的能源，同时也开展一些新型快堆的预研。

需要大规模发展核能来替代常规能源的国家,必然要发展快堆和相应的闭式燃料循环,将铀资源用好、用尽。如果热堆发展已有一定规模，就应考虑首先用快堆、继而用更有效的加速器驱动次临界快堆将长寿命废物尽量焚烧掉，让需要地质深埋的废物尽量减少。

由于快中子增值反应堆中的核反应会产生核武器的重要原料钚-239，因而有较大的核武器扩散风险。