進入新世紀，國際核能復蘇，多國開始大力發展核電。出于能源需求和二氧化碳減排的雙重考慮，核電在我國被歷史性地推向前沿。而考慮到核電可持續發展及安全、環保需要，快堆技術被廣泛看好。經過早期基礎科研、項目預研和設計建造，我國第一座工程規模的快堆——中國實驗快堆即將建成并網發電，標志著我國正式跨入快堆國家行列。

　　我國快堆工程技術通過采用“實驗堆、示范堆、商用堆”三步走的發展戰略，可以實現在2025年左右將快堆作為第四代核電重要堆型商用推廣的發展目標。建議我國盡快明確下一階段的快堆工程技術目標，研究加快發展的實施途徑，加大對快堆核能系統技術的研發。

　　四代核能系統的典型代表

　　目前我國核電裝機約1100萬千瓦，計劃2020年核電裝機達到7000萬千瓦，核電在我國發展前景光明。但大規模發展將遇到鈾資源不斷減少和長壽命放射性廢物不斷累積兩大問題，而快堆技術和閉式燃料循環技術正是解決這兩個問題最現實可行的技術。因此，采用壓水堆、快堆和后處理匹配發展的閉式燃料循環路線，我國可以實現核電中長期發展目標。

　　快堆是第四代核能系統的首選技術，目前國際上已將其納入先進核能系統的發展體系。第四代核能系統研發的總目標是計劃在2030年左右，向市場提供具有良好經濟性和安全性、廢物易于管理和處理，具有防止核擴散特性的先進核能系統。2000年5月，第四代核能系統國際論壇（GIF）成員國選擇了6種系統作為第四代核能系統進一步研究和發展的候選對象，其中技術最成熟的是鈉冷快堆。美、俄（蘇）、法、日、印等國先后已建造21座鈉冷快堆，堆型涵蓋實驗堆、原型堆和經濟驗證性堆，積累了約350堆年的運行經驗。

　　此外，國際原子能機構于2000年發起了另一個下一代先進核能系統的國際研發項目——創新型反應堆和燃料循環國際計劃（INPRO），目前已有包括中國在內的二十幾個成員國。該計劃主要評價快堆及基于快堆的燃料循環對核能可持續發展的作用和能力，并擬在下一階段開展以快堆技術為主的合作研發。

　　目前，已有近30個國家在INPRO和GIF的合作項目框架下共同對下一代核能系統進行研究，雖然還沒有任何第四代堆型的完整設計，但已經對其提出了比較明確的定性目標和技術發展內容及框架性研發倡儀。而且，GIF在可持續性、經濟性、安全性及可靠性，防核擴散和實體防衛等方面提出了8條具體目標要求。我國正在開發的鈉冷快堆技術從技術選擇、戰略目標及與第四代先進核能系統的目標要求都高度一致。

　　制定戰略明確目標

　　從工程技術上看，世界上快堆已經過實驗堆、原型堆、示范堆的完整階段。開始階段提出的快堆科技發展目標，主要集中在包括快堆增殖能力、系統的技術可行性和運行可靠性、安全性和經濟可競爭性等驗證方面。上世紀九十年代中期，國際上快堆和燃料循環設施的發展和運行結果足以證明，開始階段提出的目標很大程度上已經實現。所以，后續技術發展的目標是達到第四代核能系統的要求，實現核能可持續性發展，因此預計快堆將作為先進核能系統中的一類核電站在2030年前后開始規模應用。

　　我國快堆發展戰略和技術路線的研究自上世紀七十年代以來進行過多次。近幾年，有關部門和專家密切注意國外快堆發展動向，不斷對發展戰略和技術路線進行再次研究和修改。在參考國外快堆發展戰略和技術路線圖的基礎上，建議我國快堆工程技術發展采用分三步走的戰略：第一步，2011年建成中國實驗快堆；第二步，2022年建成中國示范快堆；第三步，2025年左右，快堆實現商用推廣。

　　中國工程院2006年發布的咨詢項目—“大型先進壓水堆和先進核能系統工程戰略研究報告”對快堆技術發展提出了加快發展的建議。同時，考慮到國內研發條件、工程技術水平和經驗積累程度等方面的因素，以及各階段快堆主要技術選擇的一致性，特別是中國實驗快堆與俄羅斯BN-600原型快堆和BN-800商用示范堆在技術上的一致性，我國在快堆工程的第二階段存在直接建設示范快堆的可行性。從發展趨勢看，國際上已逐漸淡化原型快堆和示范快堆的界線，即原型堆的功能和示范堆的功能可以通過一個堆來實現。

　　因此，對于我國下一階段是建設原型快堆還是示范快堆需要全面論。但從技術上初步分析，具備在實驗快堆之后直接建設示范快堆的可行性。中國實驗快堆在技術方案選擇時已考慮了便于向下一步快堆電站過渡的問題，其主要技術方案所包括的堆本體結構、燃料操作系統、主熱傳輸系統流程、重要輔助系統工藝流程、關鍵設備和核島廠房結構等均與大型快堆電站類似，熱工參數已接近商用電站水平。

　　考慮到鈾資源的國情及核電長遠發展，我國壓水堆乏燃料商業后處理廠規劃在2020年左右建成。因此，應該在2020-2030年間建立起一定工業規模的由壓水堆乏燃料商業后處理廠、MOX燃料廠和快堆電站等組成的燃料循環系統，初步形成工業規模的閉式燃料循環體系。

　　固有安全保障規模發展

　　長期以來，核能形成了一整套確保安全的理論和方法，其中絕大部分被證明是行之有效的，如縱深防御原則、單一故障原則、多樣性原則等。也強調所有的核反應堆必須具備三大安全功能：停堆、余熱導出和放射性包容。并用堆芯熔化概率和大規模放射性釋放來表征反應堆的總體安全性。在第四代核能系統的四個指標中，安全性赫然在列，并被特別強調。第四代核能系統要求能夠做到無需廠外應急或大幅度減低廠外應急的需要。福島核事故帶來的關鍵教訓恰恰是第四代核能系統在安全方面最為關注的問題。

　　快堆是典型的低壓系統。作為冷卻劑的鈉在常壓下的沸點為870℃，而其工作溫度為530℃左右，因此冷卻劑無需加壓便可獲得300℃以上的裕度。同時液態金屬鈉的導熱率是水的100倍。把整個一回路置于一個大型容器內的一體化池式快堆設計，使快堆避免了壓水堆最為擔心的LOCA事故（一回路冷卻劑喪失事故）；同時，堆內大量的鈉和鋼結構件又提供了一個中間熱阱，可以起到平抑事故工況下溫度峰值的作用。

　　此外，快堆采用了非能動事故余熱排出系統，系統的運行完全靠自然對流，無需泵等需要電力供應的設備。這使得反應堆在失去所有交流電的情況下（包括應急柴油發電機），也能可靠地把余熱從堆內導出去，確保堆芯冷卻不被燒毀。

　　在放射性包容方面，快堆也有其獨特優勢。首先，快堆在反應堆主容器底部設置了堆芯熔化收集器，即使在堆芯燒毀的情況下，熔融的燃料也會被保留在堆內并獲得良好冷卻，這一特性保證了嚴重事故情況下一次壓力邊界的完整性。其次，快堆典型的工作壓力在1個大氣壓左右，冷卻劑沒有失壓閃蒸汽化的問題，使其在任何情況下都不會發生安全殼內壓力突增的情況，即快堆可以較容易地實現放射性物質的包容。所以，它不會發生由單一原因造成的幾道放射性包容屏障均損壞的情況。一座經過良好設計和建造的快堆，可以實現在任何可信的條件下都無需廠外應急，事故的影響僅限制在廠區之內，公眾也不必因反應堆的事故而撤離。

　　技術進步保能源安全

　　福島核事故提醒我們要深入研究極端地質災害的影響、核電站嚴重事故的發展及緩解，在確保安全的前提下高效發展核電，以此保障國家的能源需求。而實現這一目標最有效和直接的手段就是核能的技術進步。

　　實際統計數據表明，在正常運行時快堆對周圍環境的影響比熱中子堆低大約一個數量級，這使快堆在內陸廠址和群堆廠址有優越性。而快堆能大幅度提高鈾資源利用率的特點又能實現我國核電的可持續發展，同時促進國家戰略性新興產業的發展。通過數十年的研發和積累，尤其是通過國家“863”高科技計劃中“中國實驗快堆”項目的實施，我國目前已掌握快堆絕大多數核心技術，在國內形成了基本配套的工業體系。在充分借鑒壓水堆經驗、同時開展有效國際合作的情況下，我國完全可以按照“實驗堆、示范堆、商用堆”三步走的快堆發展戰略，在2022年左右建成具有自主知識產權的百萬千瓦示范快堆電站CFR-1000，并在2025年左右實現商用化。