更新时间：2024-06-20 09:11
快堆是快中子增殖堆的简称，中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。2011年7月21日10点成功实现并网发电。
中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第四代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。 我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。标志着国家“863”计划重大项目目标的全面实现，列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。
“快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的主力堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。”中国实验快堆首席专家表示，以快堆为牵引的先进核燃料循环系统具有两大优势：一是能够大幅度提高铀资源的利用率，可将天然铀资源的利用率从目前在核电站中广泛应用的压水堆的约1%提高到60%以上；二是可以嬗变压水堆产生的长寿命放射性废物，实现放射性废物的最小化。快堆技术的发展和推广，对促进我国核电可持续发展和先进燃料循环体系的建立，对核能的可持续发展具有重要意义。
中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；建筑子项13个，建筑面积44000平方米。
中国实验快堆是我国快中子增殖反应堆(快堆)发展的第一步。该堆采用先进的池式结构，核热功率65兆瓦，实验发电功率20兆瓦，是目前世界上为数不多的大功率、具备发电功能的实验快堆，其主要系统设置和参数选择与大型快堆电站相同。实验快堆充分利用固有安全性并采用多种非能动安全技术，安全性已达到第四代核能系统要求。
据介绍，在长达20多年的实验快堆研发过程中，我国全面掌握了快堆技术，取得了一大批自主创新成果和专利，实现了实验快堆的自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理，形成了完整的研发能力，并培养了一批优秀的技术人才队伍。在此基础上，中核集团公司已经着手研发百万千瓦级商用快堆电站技术。
中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设，2002年8月主厂房封顶，2010年7月21日首次达到临界。中国成为继美、英、法等国之后，世界上第8个拥有快堆技术的国家。
中国实验快堆项目由科技部、国防科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。多年来，原子能院组织国内相关大学、研究院和企业等几百家单位并大力开展国际合作，经过多年不断的创新探索和协作攻关，先后完成了研究、设计、建造、调试，2009年5月开始系统热调试，2010年7月21日实现首次核临界。
2011年7月21日10时，我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆成功实现并网发电。这一国家“863”计划重大项目目标的全面实现，标志着列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。
据日本新闻网1月25日消息称，北京郊外一座快中子实验堆在2011年10月，曾因为发电机所在的建筑物内发生事故核反应堆停止了运行。快堆所在单位原子能科研院迅速辟谣，认为报道失实。
国家国防科工局核应急安全主管当局在实验快堆的研究、设计、建造、调试阶段始终坚持“核安全是核工业的生命线”这一核安全文化理念，本着为民族为国家负责的态度，在审批、许可等一系列过程中把监管关口前移。实验快堆建成后，交付国家核安全局，有其在实验运行阶段进行安全监管。环境保护部华北核与辐射安全监督站受国家相关部委委托，对其进行24小时全过程监督。