快堆是解决天然铀资源短缺问题的关键技术路线。国信证券报告指出，目前全球投入商运的二三代核电均为热堆，只能利用天然铀中丰度仅0.7%的铀-235。而快堆则可充分利用天然铀中占比99.3%的铀-238，通过吸收快中子转化为钚-239进行裂变发电，将天然铀利用率从不足1%提高至60%以上，大幅延长铀资源使用年限。我国快堆发展已走在前列——中国实验快堆2010年建成，霞浦CFR600示范快堆2017年开工，计划2035年建成一体化快堆首个示范工程。钠冷快堆因工程技术最成熟，被GIF视为四代核能系统首选堆型。
快堆原理：铀-238→钚-239增殖，天然铀利用效率提升60倍
热堆裂变过程净消耗铀-235，而铀-235在天然铀中仅占0.7%。快堆则利用铀-238可以吸收快中子的特性——铀-238吸收快中子后转化为铀-239，再经β衰变经由镎-239转化为易裂变的钚-239，钚-239裂变释放2-3个快中子，部分继续增殖、部分维持链式反应并释放能量。
转换比（增殖比）是衡量燃料增殖效率的核心指标。压水堆转换比为0.5-0.6，压重水堆和高温气冷堆可达0.8，而快堆可达1.0以上，钠冷快堆理论模型转换比可达1.8。1000MW以上大型商用钠冷快堆采用铀钚氧化物燃料时增殖比可达1.3，换用金属燃料可达1.58，倍增时间短至6.2年。
快堆可将天然铀利用效率提高60倍。按当前全球核电天然铀需求约7-8万tU/年推算，已探明铀资源（607.85万tU，成本<130$/kgU）可用不足百年；若改用快堆，铀资源可用时间可达数千年。
表2：不同堆型转换比对比| 堆型 | 转换比/增殖比 | 铀资源利用率 |
|---|
| 压水堆 | 0.5-0.6 | <1% |
| 压重水堆/高温气冷堆 | 约0.8 | 约1% |
| 钠冷快堆（氧化物燃料） | 1.3 | >60% |
| 钠冷快堆（金属燃料） | 1.58 | >60% |
中外快堆发展历程：俄罗斯BN-800在运，中国CFR600在建
快堆研究可追溯至1944年。上世纪70年代，部分国家建成功率规模250-600MW的原型快堆。俄罗斯BN-350（1972-1999）、BN-600（1980年在运）、BN-800（2014年投运）形成系列化发展，BN-800目前是全球最大的在运商用快堆。法国凤凰堆（1973-2010）、日本文殊堆（1994-2016）、印度快堆实验堆（1985年在运）等均为快堆运行经验积累作出贡献。
我国快堆发展采用“实验堆-示范堆-商用堆”路线。中国实验快堆（CEFR）2010年建成，热功率65MW、发电功率20MW，采用池式结构和三回路设计，首次设立非能动余热事故排出系统。霞浦CFR600示范快堆工程2017年开工，采用中核集团自主研发的CFR600型池式钠冷快中子反应堆，是我国首个快堆核电示范工程。2024年8月，中核集团成立一体化闭式循环快堆核能系统创新联合体，计划2035年左右建成一体化快堆首个示范工程。
钠冷快堆的结构设计：池式vs回路式
钠冷快堆根据结构设计分为池式和回路式两种。池式快堆将堆芯、一回路钠循环泵和中间热交换器都浸泡在钠池内，并在钠一回路和汽水回路间插入钠二回路形成三回路系统，避免蒸汽发生器泄露造成放射性外泄。池式设计钠的热容可形成热阱，缓冲事故过热。回路式快堆结构与热堆类似，用管路将各设备连接成回路系统，泵和中间热交换器布置在堆容器之外，部署相对灵活。
中国实验快堆和CFR600均采用池式设计。池式设计安全性更高，但容器尺寸较大；回路式设计更灵活，但系统复杂度更高。钠化学性质活泼，与氧气、水均可剧烈反应，需设计相应保护措施，这是钠冷快堆系统复杂度的主要来源。
一体化快堆：闭式燃料循环的未来方向
一体化快堆指在同一厂址建设钠冷快堆、干法处理厂、燃料制造厂和废物处理设施，同时具备发电、增殖、嬗变三个功能。快堆可以处理压水堆的乏燃料，同时快堆首堆装料需要压水堆提供钚元素，因此热堆和快堆需要组合发展。
中国科学院院士叶国安预测，到2065年，我国热堆装机约1.97亿千瓦，快堆装机约2.07亿千瓦。快堆和热堆组合形成二元闭式燃料循环系统，兼具经济性、钚自持和废物最小化的优势。一体化快堆的推进将标志着我国核能从“热堆时代”正式迈向“快堆时代”。
