据新华网报道，北京７月２１日电（廖方舟、卫敏丽）中国核工业集团公司２１日在京召开新闻发布会，正式宣布由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（ＣＥＦＲ）２１日达到首次临界。
报道称，“临界是实验快堆最重要的一个节点，它标志着中国人掌握了快堆技术。”中核集团有关负责人表示，这是我国核电领域的重大自主创新成果，意味着我国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此，我国成为继美、英、法等国之后，世界上第八个拥有快堆技术的国家之一。
快堆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。
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。
报道称， 据介绍，快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率提高至６０％以上，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。国际社会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。
报道称， 作为国家“８６３”计划重大项目，中核集团第四代核能技术研发的重点，中国实验快堆采用已在美、法、俄、日等国家有多堆运行经验的钠冷快堆技术，其热功率为６５兆瓦，电功率２０兆瓦。
报道称， 记者了解到，近年来，中核集团始终坚持自主创新，自主完成了快堆概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试工作，初步建立起钠冷快堆技术的研发体系和标准规范体系，全面掌握了快堆物理、热工、力学以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利，还实现了高达７０％的设备国产化率。
报道称， 通过快堆项目实施，中核集团还建立了快堆工程研发中心，成为我国目前唯一的快堆技术研发基地和技术研发的重要平台，为我国快堆发展打下了坚实的基础。
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在核电领域，通常把上世纪五六十年代建造的验证性核电站称为第一代；七八十年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发成熟的先进轻水堆。第四代核电技术则是指正在开发中的新一代核电技术，国际上对其提出了经济性更好、安全性更高、核废物最少、防止核扩散能力强等多项要求。
目前全世界有400多座核电站，它们主要由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。能量在1电子伏特以下的中子被称为热中子，以上被称为快中子。
在天然铀中，仅有不到1%的铀同位素——铀235，能够在热中子作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀同位素——铀238却不能。这意味着，铀燃料中99%的能量被浪费了。照此计算，全世界核电总装机容量为3.6亿千瓦，每年需要铀5万多吨，而铀矿探明储量只有459万吨，根本用不了几十年。
对缺少铀矿资源的中国来说，形势更为急迫。2020年中国核电总装机将达到7000万千瓦以上，届时每年需要1万余吨铀。
“所以，我们认为大规模发展第三代反应堆是不可能的”，中国实验快堆工程部总工程师徐銤告诉本刊记者，“以燃烧铀235为主的热堆电站的发展规模，以及铀资源的使用时间都是有限的，未来还是要依靠快堆”。
今年7月，本刊记者在德国博世基金会资助下参加在意大利都灵召开的2010欧洲开放科学论坛时，欧洲原子能机构苏尼尔•费里克斯(Sunil Felix)教授也表示，目前情况下最有希望的就是快堆。
快堆的全称是快中子增殖堆，其反应过程中铀235与钚239燃料裂变时产生的快中子，不会被减速。因此，当快中子轰击反应区周围的铀238时，铀238会以一定比例将其吸收，产生新的钚239。于是，新的核燃料不断产生，再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多。每过一段时间，快堆核电站所得到的钚239，还可以装备一座相同规模的快堆，一座快堆会变成两座，两座变成四座。
在快堆中，铀的利用率实际上可以达到60%-70%，远远超过传统的反应堆。而且，贫铀、乏燃料、低品位的铀矿，乃至海水里的铀，都可以成为快堆的燃料来源。