核电站安全性的两个关键点：负反应性和堆芯余热导出。负反应性：随着堆芯偏离正常工况，可引发核裂变的有效中子数减少，反应堆逐渐降功率，乃至停堆。
简单地说，三阶段核能计划旨在通过在加压重水反应堆中使用天然铀，然后在快速增殖反应堆中使用从加压重水反应堆乏燃料中获得的钚，此后是大规模使用钍的阶段，利用将在快中子反应堆中产生的铀-233。
中国实验快堆是我国首个快中子反应堆（以下简称“快堆”），也是我国快堆技术发展的基石。...快堆反应堆容器内的工作压力稍高于一个大气压，属于低压系统，冷却剂的工作温度比沸点低三百多度，热工裕度大，加之反应堆的固有安全性高，以及能够采用非能动系统排出事故情况下的反应堆余热，这些特性的加持让快堆的安全性更上一个台阶
当时认为，根据我国核工业技术发展现状和经济合理的原则，我国第一代核电站堆型主要采用压水堆；为适应核能进一步发展需求，开展快中子增殖堆研究，作好技术储备，适当安排快中子增殖堆科研，为21世纪建设商用快堆作好技术准备
快堆与秦山核电站、大亚湾核电站用的压水堆一样都是核裂变反应堆。但在快堆中，保持引起裂变链式反应的中子主要是快中子。快堆的燃料一边消耗一边生产，产生的比消耗的还要多，因此快堆的全称是快中子增殖反应堆。
从核能所使用的资源角度来看，我国核能发展的第一步是以压水堆为代表的热中子反应堆；第二步是发展以快堆为代表的增殖与嬗变堆，即由快中子引起裂变反应；第三步是发展可控聚变堆技术，我们希望能进一步解决能源供应问题
7 和 8（2023 年）、kudankulam 3 和 4（2023 年）、kudankulam 5 和 6（2027 年）gorakhpur 1和 2 (2028)，以及 kalpakkam 原型快中子增殖反应堆
近日，印度总理吉坦德拉·辛格（jitendra singh）表示，该国目前正在泰米尔纳德邦（tamil nadu）卡尔帕卡姆（kalpakkam）建设的原型快中子增殖反应堆（500mwe，pfbr）计划
除库丹库拉姆核电项目外，印度还有格格拉帕尔（kakrapar）4号机组、拉贾斯坦（rajasthan）7、8号机组和1座快中子增殖堆在建。...2021年6月29日，印度库丹库拉姆（kudankulam）核电厂5号机组（vver-1200）反应堆厂房底板开始首罐混凝土浇筑，标志着该机组正式开工。
据介绍，该技术有助于降低先进堆设计的燃料成本。根据当前计划，oklo的aurora快中子堆将使用高丰度低浓铀（haleu）燃料。haleu燃料原材料则由爱达荷国家实验室钠冷试验增殖堆乏燃料回收而来。
实验快中子增殖堆和高温气冷实验堆等多项关键技术取得进展，海上小堆技术发展迅速，自主开发的第三代、第四代核电关键技术取得了明显的成效。...大力推进先进核技术研发，形成了钠冷快堆、钍基熔盐堆、铅基快堆、聚变堆等先进反应堆
实验快中子增殖堆和高温气冷实验堆等多项关键技术取得进展，海上小型堆技术发展迅速，自主开发的第三代、第四代核电关键技术取得了明显的成效。
20世纪60年代和70年代是美国核能发展的黄金时期，当时在美国，许多人预期从80年代中期起，轻水反应堆装机容量每年将增加5,000万千瓦；到80年代中期，液态金属快中子增殖堆（liquid metal
（来源：微信公众号“中核集团” id：cnncgzwx 作者：张乾） 快中子增殖堆，简称“快堆”，具有良好的增殖和嬗变特性，基于快堆的先进燃料循环系统可以使铀资源的利用率提高到60%-70%。
我国核能发展战略“三步走”：热中子反应堆、快中子增殖堆、受控核聚变堆。
在日本福井县内，日本原子能研究开发机构的快中子增殖原型反应堆“文殊”、关西电力公司的美滨核电站1、2号机组等共计7个反应堆目前已决定报废，现在一部分核反应堆正在推进报废工作。
铅冷快堆铅冷快堆是以液态铅或铅铋合金（lbe）等重金属为冷却剂的快中子反应堆。铅/铅铋快堆以闭式燃料循环为特征。...铅/铅铋快堆因其良好的固有安全性、较高的核燃料增殖和核废料嬗变能力，成为同时具有特殊场合发电、供热、增殖、嬗变的多用途反应堆。
，即库丹库拉姆（kudankulam）核电厂3、4号机组，以及1台印度自主研发的快中子增殖堆机组，即卡尔巴卡姆（kalpakkam）核电厂。...（来源：wna） vyas强调，最近几十年来，印度共建设了22台核电机组，但核电在全国总发电量中的占比仅为3%左右，这主要是由于最初建设的小容量国产化设计反应堆旨在帮助该国获得核技术经验。
由于快堆中快中子具有的增殖优点，基于快堆的先进燃料循环系统可以使铀资源的利用率提高到60%－70%，从而可将人类利用核能的时间从上百年延长到数千年。...我国第一座微型反应堆：践行国家承诺20世纪80年代初，原子能院开发、设计、建造了我国第一座小型、低功率反应堆，即原型微型中子源反应堆。
（来源：微信公众号“东方 电气” id：dec-cn 作者：马若鑫 聂晶）cfr600示范快堆为第四代核电技术中的钠冷快中子增殖反应堆，在我国核能事业“热堆—快堆—聚变堆”三步走发展规划中起到承上启下的关键作用
france-abandons-plans-for-the-astrid-advanced-sodium-technological-reactor-for-industrial-demonstration/法国审查快中子增殖反应堆项目
2018年11月29日，法国国家原子能机构表示，已向法国政府提交新一代快速增殖反应堆的方案，谈判正在进行，但否认日本“已做出决定”的报道。...据《日经日报》报道，法国已通知日本，将于2019年停止对astrid用于工业示范的先进钠技术反应堆项目的研究，并没有从2020年起分配预算的计划。
，2 台三代vver-1200机组（novovoronezh 6 号机组已经商运；但是leningrad 2-1 机组还在动态调试中，未计算为运行装机容量）， beloyarsk 电站2 台快中子增殖堆
反应堆中的乏燃料经过后处理提取出铀和钚，然后将其回收，制作成被称为混合氧化物（mox）的燃料，在快中子增殖反应堆或常规核反应堆中使用。然而，日本大多数核电站仍处于停堆状态。
（来源：微信公众号“核能科普abc”作者：俞冀阳）核裂变反应堆的名称因为分类方法的不同，是五花八门的，我们来简要地梳理一下。按中子能谱分，可分为热中子堆、中能中子堆和快中子堆。
