国家“863”计划重大项目、我国首座钠冷快中子反应堆——中国实验快堆12月15日17时首次达到100％功率，18日17时实现满功率稳定运行72小时。主要工艺参数和安全性能指标达到设计要求，标志着我国全面掌握了快堆的设计、建造、调试、运行的核心技术。

国防科工局局长、国家原子能机构主任许达哲指出，满功率运行72小时的实现为后续快堆技术的发展、产业化应用以及基于快堆及核燃料循环技术的发展打下坚实的基础。他提出，要做好后续性能验证试验，尽快实现快堆工业化、产业化。

中国实验快堆满功率稳定运行72小时现场

“核科技研发基地要充分利用实验快堆装置，尽快取得技术突破，并把研究成果变成现实生产力，为我国‘热堆—快堆—聚变堆’三步走核能战略的实施和建成先进核燃料循环体系作出更大贡献。”许达哲说。

中国实验快堆是中国快堆发展的第一步，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具备发电功能的实验快堆。该反应堆于2010年7月21日首次达到临界，2011年7月21日首次实现40%功率并网发电，达到了国家规定的项目验收目标。2012年通过了国家科技部和国防科工局联合组织的课题验收。

钠冷快中子反应堆不用铀-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，铀-238就会很快变成钚-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"。堆芯和增殖层都浸泡在液态的金属钠中。因为快堆中核裂变反应十分剧烈，必须使用导热能力很强的液体把堆芯产生的大量热带走，同时这种热也就是用作发电的能源。钠导热性好而且不容易减慢中子速度，不会妨碍快堆中链式反应的进行，所以是理想的冷却液体。

中国实验快堆满功率稳定运行72小时现场

钠冷快中子反应堆于上世纪美苏研制的液态金属反应堆不同，钠冷快中子反应堆在体积上不具备显著优势，主要用于增殖核原料和发电；后者使用浓缩铀作为裂变材料，没有再生钚-239的铀-238材料，结构更加紧凑，适合核潜艇等对高小体积高功率反应堆有特别需要的平台，历史上，美国的“海狼”号核潜艇和苏联的705型（北约称A级）核潜艇都使用过液态金属反应堆。但在当时的技术下，液态金属冷却剂的核动力装置可靠性很差，事故频繁。因此各国随后放弃了使用液态金属反应堆作为核潜艇动力的尝试。

截至目前，中国实验快堆已经累计并网运行438小时，发电量超过300万度，上网电量超过180万度，并已同期开展材料和燃料辐照考验试验。后续， 将开展满功率下的紧急停堆试验、堆内自然循环试验及堆本体氩气泄漏率试验等3项总体性试验及其他伴随性试验。预计在2015年上半年完成第一阶段全部试验内容。

中国实验快堆

据专家介绍，快堆主要有三大优势：一是增殖核燃料，可将铀资源利用率从压水堆的不到1％提高到60％以上。二是焚烧长寿命放射性核素，变废为宝，减低放射性危害。快堆与压水堆匹配发展形成的闭式燃料循环系统，可以有效实现核能的可持续发展。三是安全性高。基于此，快堆是国际公认的第 四代先进核能系统中的优选堆型。

参考世界先进快堆国家的经验和已有的基础，2012年12月，中核集团宣布了自主创新的“龙腾2020”发展规划，其中以“龙原工程”为型号提出了开发具有自主知识产权的六十万千瓦示范快堆电站—CFR600的战略目标。目前中核集团正在组织力量开展CFR600示范快堆的研发工作。