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第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。
1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。
2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。
目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。
同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。
2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。
GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。
2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。
3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。
第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。
作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。
然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。
2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。
一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。
以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。
相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。
而其中，铅基反应堆备受关注。
铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。
第一，中子经济性优良，发展可持续性好。
铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。
我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。
为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。
我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。
我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。
我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。
钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。
快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。
关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。
然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。
核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。
因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。
上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。
现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。
在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。
快堆是未来核电站的发展方向。
我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。
我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。
第四代核能技术的发展核能作为一种重要的清洁能源，近年来在全球范围内得到了广泛的关注和应用。
随着人类对可持续发展目标的重视，传统核能技术逐渐显露出其安全性、经济性及环境友好性的问题。
而第四代核能技术应运而生，旨在克服现有核能技术的短板，提升核能的安全性和利用效率。
本文将深入探讨第四代核能技术的发展背景、特征、核心技术及其未来前景。
发展背景自20世纪50年代以来，核能技术经历了三个主要的发展阶段：第一代核电站主要用于研究和实验，第二代核电站则开始商业发电，第三代核电站在安全性和经济性方面进行了改进。
尽管第三代技术在一定程度上提高了核电站的安全性，但 Fukushima 核事故以及其他事故的发生，再次引发了对核安全的严重担忧，促使科研人员对第四代核能技术展开研究。
与此同时，全球气候变化问题日益严重，各国对减少温室气体排放的需求愈加迫切。
作为一种低碳能源，核能被视为实现这一目标的重要途径。
因此，开发更加安全、高效、可持续的第四代核能技术成为了科研界和政府部门的重要任务。
第四代核能技术的特征第四代核能技术具有以下几个显著特征：安全性：第四代核反应堆设计充分考虑了安全因素，通过引入主动和被动安全系统，有效地提高了反应堆在极端情况下（如地震、洪水等自然灾害或人为事故）下的安全性。
例如，一些设计采用自然循环冷却系统，当发生事故时，反应堆会自动停堆，从而避免可能发生的熔毁。
高效性：相较于前几代反应堆，第四代反应堆能够更有效地利用燃料，有望达到超过90%的燃料利用率。
这一特性不仅有助于减少对铀资源的消耗，还可以显著降低放射性废物的产生。
可持续性：第四代核电站以其高效的燃料循环，可以利用各种类型的燃料，包括“钍-铀”循环等，从而提升能源转化效率。
此外，第四代反应堆还可以利用已经存在的中短期废物进行发电，实现资源再利用。
灵活性：第四代核能技术可以与其他可再生能源以及传统能源形式相结合，例如与太阳能、风能等，并能够适应不同规模的需求。
核能技术的未来发展方向与挑战核能作为一种高效、清洁的能源，自被发现和应用以来，为人类社会的发展做出了重要贡献。
然而，核能技术在发展过程中也面临着一系列的挑战。
在未来，核能技术将朝着更加安全、高效、可持续的方向发展，同时也需要克服诸多困难，以实现其更大的潜力和价值。
从发展方向来看，首先是小型模块化反应堆（SMR）的研发和应用。
与传统的大型核反应堆相比，SMR 具有体积小、灵活性高、建设周期短等优点。
它们可以在工厂中预制，然后运输到需要的地点进行安装，大大降低了建设成本和时间。
此外，SMR 还能够更好地适应不同规模的电力需求，为偏远地区、工业园区等提供可靠的能源供应。
其次，四代核能技术有望取得重大突破。
四代核能系统具有更高的安全性、经济性和可持续性。
例如，钠冷快堆能够实现核燃料的高效利用，减少核废料的产生；高温气冷堆具有良好的固有安全性，能够在高温下为工业过程提供热能；超临界水冷堆则在提高热效率方面具有很大潜力。
这些四代核能技术的发展，将为核能的广泛应用提供更坚实的技术基础。
再者，核聚变技术一直是核能领域的“圣杯”。
如果能够实现可控核聚变，人类将获得几乎无限的清洁能源。
目前，国际上的核聚变研究项目，如国际热核聚变实验堆（ITER），正在努力攻克一系列技术难题。
一旦核聚变技术成熟，将彻底改变全球能源格局。
在提高核能安全性方面，未来的发展将更加注重预防和应对极端事故。
通过采用先进的材料、优化反应堆设计、完善安全系统等手段，进一步降低核事故发生的概率。
同时，加强应急响应能力，提高公众对核能安全的认知和信心。
然而，核能技术的未来发展也面临着诸多挑战。
首先是核废料的处理和处置问题。
核废料具有放射性和长半衰期的特点，如果处理不当，将对环境和人类健康造成严重威胁。
目前，虽然有一些处理方法，如深埋、固化等，但仍然存在技术难题和公众接受度的问题。
未来需要研发更加高效、安全、经济的核废料处理技术，以解决这一长期困扰核能发展的难题。
2024届安徽省“皖南八校”高三下学期第三次联考理综物理试题一、单项选择题（本题包含8小题，每小题4分，共32分。
在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）(共8题)第(1)题如图所示，一根很长的、不可伸长的柔软轻绳跨过光滑定滑轮，绳两端各系一小球a和b。
a球质量为m，静置于地面，b球质量为3m，用手托住，高度为h，此时轻绳刚好拉紧。
从静止开始释放b后，求b落地时的速度（ ）A．B．C．D．第(2)题如图所示为研究平衡摩擦力的一个实验。
把一个木块A放在倾角为θ=45°的斜面体B上，斜面体固定在小车上。
水平外力作用在小车上，使木块A和斜面体B一起水平向左随小车以加速度a匀加速运动。
木块A和斜面体B在运动过程中始终相对静止。
在某一次实验中，调整小车的加速度大小为a=g（g为重力加速度），则关于斜面B对物体A的摩擦力方向，下列说法正确的是（ ）A．斜面B对物体A没有摩擦力B．斜面B对物体A的摩擦力方向沿斜面向上C．斜面B对物体A的摩擦力方向沿斜面向下D．斜面B对物体A的摩擦力方向可能沿斜面向上、也可能沿斜面向下第(3)题如图所示，电源电动势E=6V，内阻r=0.5Ω，电动机M与“3V，3W”的灯泡L串联接在电源上，灯泡恰好正常发光，电动机正常工作，电动机的线圈电阻R=0.8Ω．电动机输出功率是（）A．1.7W B．2.2W C．2.5W D．3.0W第(4)题质量为M的小车放在光滑水平面上，小车上用细线悬挂另一质量为m的小球，且M>m.用一力F水平向右拉小球，使小球和小车一起以加速度a向右运动，细线与竖直方向成α角，细线的拉力为F1，如图（a）．若用一力F′水平向左拉小车，使小球和车一起以加速度a′向左运动，细线与竖直方向也成α角，细线的拉力为F1′，如图（b），则（ ）A．a′＝a，F1′＝F1B．a′>a，F1′>F1C．a′<a，F1′＝F1D．a′>a，F1′＝F1第(5)题如图所示，A、B两点分别位于大、小轮的边缘上，C点位于大轮半径的中点，D点位于小轮半径的中点，大轮半径是小轮半径的2倍，它们之间靠摩擦传动，接触面上没有滑动。
核能科技的未来和发展趋势一、引言核能科技作为一种清洁、高效、可靠的能源类型，一直受到全球能源界的关注和追捧。
随着科技的不断发展，未来核能科技将在哪些方面取得进展？本文将从四个方面探讨核能科技的未来和发展趋势，包括核反应堆技术、燃料循环技术、核废料处理技术以及核能应用技术。
二、核反应堆技术的未来和发展趋势核反应堆作为核能发电的核心设备，其安全性、高效性和可靠性一直是科技工作者们所关注的问题。
在未来，核反应堆技术的发展趋势将围绕着以下几个方面展开：1. 快中子反应堆技术快中子反应堆技术是未来核反应堆技术的一个重要方向。
快中子反应堆技术能够高效地利用铀等燃料，避免核废料的产生，并可利用钚等核素作为燃料。
这一技术的产生需要解决的技术难题包括中子反应截面的测量、循环燃料的设计等。
2. 第四代核反应堆技术第四代核反应堆技术是以增强安全性、增加核能使用效率、减少核废料产生等为目标的核反应堆技术。
以超临界水冷堆、天然循环堆、氦冷金属液化床堆等为代表的第四代核反应堆技术在未来将越来越成熟，它们将成为核能工业的新兴力量。
三、燃料循环技术的未来和发展趋势燃料循环技术是核能工业中的重要组成部分，它能够高效地利用核燃料并减少核废料的产生。
未来燃料循环技术的发展趋势将围绕着以下几个方面展开：1. 高效可靠的处理技术未来燃料循环技术需要寻求一种更加高效可靠的处理技术，此类技术包括了高效的化学分离技术、高效的辐照调控技术等。
这将极大地促进核燃料循环的发展和应用。
2. 液态金属快堆燃料循环技术液态金属快堆燃料循环技术是未来的一个核能科技发展趋势，它可以通过回收和利用钚来缓解铀等燃料的缺乏情况。
同时，应用液态金属快堆燃料循环技术还能减少核废料的产生并提高核燃料的利用效率。
四、核废料处理技术的未来和发展趋势核废料处理技术是一个攸关核能安全性的重要环节。
它能够减少核废料的危害性并提高核能的安全性。
未来核废料处理技术的发展趋势将围绕着以下几个方面展开：1. 新型核废料处理技术新型核废料处理技术将会是未来的一个核科技发展趋势，此类技术包括了安全可靠的核废料贮存和处置技术、高效的放射性核素分离技术、热力学分析和放射性核素超快传输识别、高效的溶液纯化技术等。
中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
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，目前全世界已有核电站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，这相当于目前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。
其关键症结在于目前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。
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。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
是国家863计划中投资最大的专案之一。
工程总建筑面积43500平方米，包括核岛厂房，核岛专用厂房，汽轮发电机厂房（包括连廊），其中核岛厂房建筑面积36000平方米,地下一层，地上十层，东西长64米，南北宽79.65米，3米厚的筏板座落于砂卵石层上，筏板底标高为-7.7米，反应堆大厅顶盖采用圆形砼拱顶，顶标高为57米。
整个厂房均为现浇砼结构，其筏板砼总量14600平方米，钢筋2800吨。
围绕建设中国实验快堆的目标，中国原子能科学研究院在"七五"、"八五"开展了多项课题研究，并于"八五"开始工程设计。
由于这是国内首次自主研究、设计、建造和管理，与国内在建的核电工程相比，技术更复杂，管理难度更大。
在试验快堆建设过程中，以钠为冷却剂，首次将非能动余热倒出系统应用于快堆，正在国际上也是首次。
该系统的设计原理式依靠自然对流和自然循环倒出余热，不用阀门和泵，初打开空气冷却器风门为主动动作外，其余全部由非能动原理试验。
该系统可以保证在全厂断电、地震和失水三种最严重的事故状态下，将堆芯余热倒出，从而保证反应堆的安全。
该实验堆热功率65MW，试验发电功率20MW，共分15个子项、219个系统。
1995年底由有关部门批准立项，自1998年10月开始负挖，2000年5月30日浇灌第一罐混凝土，2000年7月18日，国家主席江泽民与俄罗斯总统普京出席《中俄两国政府关于在中国建造和运行快中子实验堆的合作协议》的签字仪式，将中俄两国的快堆技术合作推到国家一级的新高度。
2002年8月核岛主厂房封顶，2005年8月11日堆容器首批大型部件吊入反应堆大厅安装。
计划于2009年6月建成达到临界，2010年6月试验发电。
传统的压水反应堆核电站什么是快堆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，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。
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。
铀有三种同位素，即铀－234、铀－235和铀－238。
其中的铀－234不会发生核裂变，铀－238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀－235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。
但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66％，其余绝大部分是铀－238，它占了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只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。
这就相当于我们的煤饼厂里，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"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。
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值。
铀矿石解决铀矿资源枯竭问题快堆不用铀-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"。
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。
半个世纪以来，人类总共开采出了大约220万吨铀，尚未发现的储量估计也有这么多。
世界铀资源的国家分布极不均衡。
澳大利亚、加拿大和哈萨克斯坦这3个国家就拥有55％以上的RAR+IFR级铀资源。
如果再加乌兹别克斯坦、南非和纳米比亚，这一比例就接近72%。
如果再加上尼日尔和俄罗斯，几乎可达85%。
20世纪50-60年代，美国、德国（民主德国）、捷克和法国曾经是铀资源大国。
现在，欧洲国家的铀资源实际上已经用光，美国的铀资源也只占世界铀资源的2％左右。
美、德、捷、法四国的铀资源已经完全枯竭，其总开采量为76.1万吨。
加拿大、南非、澳大利亚、尼日尔、纳米比亚五国的累计开采量已有83.8万吨，但它们还有资源潜力。
一座百万千瓦轻水堆核电站，每天大约需要消耗3公斤铀-235。
2006年，世界核电站使用了大约7万吨天然铀。
而2006年全世界的地下铀矿开采量只有4.3万吨左右，不足部分主要是依靠消耗库存和核武器中的核原料。
根据预测，到2015年，世界核电站对铀的年需求量将达到7.5万-8.5万吨，2025年将为8.5万-10万吨。
到2015年，这些次生来源也将消耗殆尽。
在目前情况下，现已探明的铀储量还能使用50年左右。
如果考虑到所谓的补充储量，则还可使用200年。
因此，随着核原料世界需求量的增大，铀的价格也在飞涨，2007年中期高过每公斤300美元的价格。
快堆的建设对于解决铀矿资源枯竭问题也日益迫切。
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。
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。
快中子增殖反应堆结构快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。
燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。
快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。
燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。
每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。
核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。
反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。
控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中，通过顶部的传动机构带动。
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。
目前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，所以目前仅处于探索阶段。
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。
