一、快中子反应堆利用了天然
快堆的主要特点：
第一，可实现裂变材料的增殖：
不易在热中子作用下发生裂变反应的铀-238，在吸收了快中子后，可以变成另一种易裂变的核素钚-239。快堆中，在不断消耗钚-239的同时，又有铀-238不断转变成新的钚-239，而且新生的钚-239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多，实现裂变材料的增殖。因此，快堆也被称为快中子增殖堆。
第二，可以大幅度提高铀资源的利用率，充分利用核燃料：
热堆核电厂主要利用铀-235裂变发电，在天然铀中，铀-235仅占0.71％，占绝大多数的铀-238不能利用。而快堆核电厂在发电中消耗的是铀-238，使铀利用率，即有效利用铀原子数与消耗铀原子数之比，提高到60～70％。与热堆相比，快堆的铀利用率比采用开路式燃料循环的压水堆约高100倍，比重水堆高70倍以上。
第三，核燃料的富集度要比热堆的高：
在快中子作用下，裂变的几率比在热堆中小得多，因此需要增加核燃料的富集度才能维持稳定的链式反应，一般为12～30％。
第四，功率密度比热堆大几倍。
第五，快堆的利用能为人类提供极其丰富的能源：
由于快堆可提高铀资源的利用率，消耗的是铀浓缩厂的尾料——铀-235富集度下降到0.2％左右的贫化铀，因此不仅核燃料成本大幅下降，而且使得低品位铀矿，如海水等也有开采价值，可利用的铀资源大大扩展，从而实现核能发展的核燃料可持续发展。
第六，快堆可有效处置热堆核电发展过程中产生的长寿命锕系核素：
热堆核电发展过程中会不断地积累长寿命的裂变产物和锕系核素，这是核能发展中存在的环境生态问题。长寿命的裂变产物和锕系核素在快堆中，可以有效地转变为短寿命的同位素，从而实现核能发展的环境生态方面的可持续发展。
通过40年来的努力，快堆技术上已日臻完善，是目前接近成熟的堆型，但仍存在较为复杂的问题有待解决。
二、快中子反应堆技术
我国第一座快中子反应堆的设计研究单位是中国原子能研究院
三、快中子反应堆优点
快堆意思是核反应堆原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。快堆是第四代反应堆里面的一个大类（气冷快堆、冷却快堆、液态钠冷却快堆），主要是改进优化了反应堆各个系统的工作性能，提高了反应堆的安全性，能量利用率和功率输出值。
四、快中子反应堆所使用的核燃料
快中子增殖反应堆，是指吸收快中子产生裂变的一种反应堆。
快中子增殖反应堆用的核燃料是钚-239，在堆芯周围有一层铀-238，在天然中的含量为99.28％，它本不是裂变元素，不能作为核原料，但在快中子反应堆中，铀-238吸收了钚-239裂变放出的中子后，跃身一变而成为新的钚-239。钚-239核比铀-235核裂变放出的中子多，加上快中子反应堆不需慢化剂，减少了中子被吸收的损失。
因此，裂变产生的中子除能维持裂变反应外，多余的中子被铀-238吸收，生成新的钚-239。
这就是说，快中子反应堆在使用核燃料的同时，还将热中子堆无法使用的铀-238变成了可利用的核燃料钚-239，而且生成的钚-239比用掉的还多，这叫增殖核燃料。由此可见，采用增殖反应堆的核电站能发出比用热中子反应堆的核电站多得多的电。
显然，一座快中子反应堆只要连续运行15～20年，就可以积累起足以装备与自身功率同样大的新反应堆所需要的核燃料，人们赞誉它为核燃料生产工厂。
快中子反应堆，不仅能够大大增殖核燃料，还有干净、热效率高等优点，目前，世界上许多国家都在积极发展快中子反应堆。
法国建造了“凤凰”快中子堆和“超凤凰”快中子堆，都采用了一体化的池式结构。
在埃及神话中，吉祥鸟凤凰每隔500年就会自焚，涅粲然后再复生。“凤凰涅架”就是这个道理，可以说法国人给快中子堆起的名字别有匠心，正符合这一反应堆的特点。
该反应堆容器是一个很大的不锈钢池子，直径22米，高10米，壁厚为35～50毫米，堆顶是3米厚的钢和混凝土做成的盖板，在这个钢池子里，除了堆心之外，还放人一回路钠泵、钠一钠热交换器，这就保证放射性钠不会离开反应堆容器。一回路钠由下而上经过核燃料，加热到545℃。然后，再进入钠-钠热交换器。
同时，在反应堆容器的外面，还包有一个同样厚度的钢容器。整个装置再装在1米厚的混凝土安全壳内，这样，是重重设防，保险加保险。
在1991年世界核电站统计表中，可以找到9座快中子堆核电站，但实际运行的只有4座，法国的“超凤凰”堆便是其中之一。
只是，快中子堆由于技术复杂，安全要求高，因而造价极高，投资约是压水堆核电站的5倍。
又如，俄罗斯现有四座快中子反应堆在运行，并正在建造80万千瓦功率的快中子反应堆。
日本原型快中子反应堆已于1994年建成，经济验证，快中子反应堆将于2004年建造。
人们预计，快中子反应堆将会成为未来能源舞台上的重要角色。
五、快中子反应堆铀利用率高吗
恩，中子轰击钚-239就是普通裂变反应，生产两个较小的原子核。
铀-238变成可用燃料钚-239是由快中子导致的。铀-238吸收一个中子，变成铀-239，连续两次贝塔衰变，变成钚-239.六、快中子反应堆缺点
核能系统堆型中，铅铋冷却快堆的优缺点各是什么？
回答：
先说铅铋冷却快堆的优点：
采用铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有三大显著优势：
第一，中子经济性优良，发展可持续性好。因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。
第二，热工特性优良，化学稳定性高，安全性好。铅基材料具有高热导率、低熔点、高沸点等特性，使反应堆可在常压下运行，同时实现高的功率密度。铅基材料的高密度也使得反应堆在严重事故下不易发生再临界；较高的热膨胀率和较低的运动粘度系数确保反应堆有足够的自然循环能力；铅基材料的化学性质不活泼，几乎不与水和空气反应，无剧烈化学反应，也几乎消除了氢气产生的可能；铅基材料还与易挥发放射性核素碘和铯形成化合物，可降低反应堆放射性源项。
第三，技术成熟，应用潜力广。铅基反应堆已经具有近百堆年的运行经验，技术较为成熟；铅基反应堆不仅能够应用于临界核能系统，也是次临界核能系统的主选堆型，特别是在ADS系统中，铅作为最常用的散裂靶材料，能与ADS系统实现很好的耦合；由于堆芯的高功率密度等特性，铅基反应堆可实现小型紧凑化，易于在海岛、海洋动力等不同环境中应用。
通过和目前常用的反应堆冷却剂对比，可以更直观地体现铅基材料作为冷却剂的优势：
铅与水相比，具有中子吸收截面小、沸点高、热导率高等特点。铅的吸收截面比水小，慢化能力更是远小于水，所以铅一般用作快堆的冷却剂；铅的沸点高，可以消除由于冷却剂沸腾导致的堆芯裸露问题，有效降低发生堆芯熔化事故的可能性；同时还可以将反应堆设计成常压系统，避免高压系统带来的安全性和复杂性问题；铅的导热率高，可以有效提高反应堆的热传输效率，可以使热传输系统和换热器设计得更加紧凑，提高反应堆的安全性。
铅和钠相比，化学活性低，沸点更高，热膨胀性能更好。铅与水和空气不发生剧烈反应，不会像钠冷快堆那样发生钠火事故；铅的沸点高，也避免了像钠冷快堆那样引入正的空泡反应；铅的热膨胀性能好，一回路自然循环能力强，具有更好的非能动安全特性。
七、快中子反应堆铀利用率是多少
明显是快中子增殖反应堆高多了。重水反应堆其实结构与普通的轻水堆类似，但慢化剂不同，效率大概是石墨的7倍，也能节约核燃料，在天然铀的利用率上，大概比压水堆可以节省20%的天然铀。
不过这个参数与快堆相比，相差太远了。快堆的天然铀利用率可以达到70-90%（90%这个数据存疑），而一般的压水堆大概只有1-2%，重水堆也基本是这个水平，差距可以轻易看出来。
八、快中子反应堆能够大幅提
快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速成为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。
