快堆采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂，不用慢化剂。快堆装入足够的核燃料后，由于维持链式裂变反应后剩余的中子多，所以只要添加238U，由238U转化成的239Pu，除能满足链式裂变反应的继续消耗外，还有较多剩余。热中子堆核电厂是消耗核燃料生产电能的工厂，快堆核电厂则是可以同时生产核燃料和电能的工厂。快堆是当前反应堆发展的方向，将逐渐在各种类型的核反应堆中占主导地位。

由于热中子引起核燃料裂变的几率大，因而热中子堆只需较少的核燃料就可以实现链式裂变反应。特别是当用重水和石墨慢化时，可以使用天然铀作核燃料。在缺乏浓缩铀能力的核工业发展初期，这是一个优点。热堆较易控制，需要的核燃料少，还可以用天然铀作为核燃料，所以较易建造，发展得最早。

在热堆中，热中子除泄漏和被俘获外，一部分使235U裂变，另一部分被238U吸收，使之转化为239Pu。239Pu继续吸收热中子也可以裂变，而且还有极少一部分238U，能被尚未来得及慢化的快中子击中而裂变。所以，热堆既可以利用235U做核燃料，也可以利用238U实现核燃料的转化。

如果我们将反应堆中“烧”过的燃料元件中剩余的235U及239Pu，在后处理中提取出来，制成新的燃料元件放入反应堆，如此反复多次，则可以使更多的235U和238U通过裂变或转化得到利用。但由于后处理投资大、费用高等原因，目前还主要是采用“一次通过”的方式。燃料元件在反应堆内“通过”后，就存放在反应堆旁的贮存水池内，以备将来后处理之用。由于“烧”过的燃料元件没有后处理，目前的热中子动力堆对铀的利用率低于1％。由于热堆只能利用铀中很少的一部分，所以目前已探明的铀储量中，只有那些含铀量超过万分之几、开采方便的铀矿才有经济价值。目前陆地上已探明的经济可采铀储量大约是五百多万吨。尽管热中子反应堆目前是一种安全、清洁、经济的工业能源，但到本世纪中叶，可以经济开采的铀资源枯竭时，热堆的经济性就会受到严重的挑战。

当前，热堆的主要问题是，只能利用包括裂变燃料235U和转换材料238U在内的铀资源中极少的一部分。必须采用行之有效的措施，从根本上消除目前热堆对铀资源的浪费，使包括238U在内的铀资源，能在核反应堆中得到充分利用。只有采用能使核燃料增殖的，以铀-钚燃料循环为基础的快堆，才能摆脱即将面临的铀资源日益枯竭的困境。

在快堆中由于没有慢化剂，再加上堆内结构材料、冷却剂及各种裂变产物对快中子的吸收几率很小，因此中子由于被俘获造成的浪费少。此外，每个239Pu原子核裂变放出的中子多，238U原子核裂变的几率也大，所以平均每个原子核裂变所放出的中子，除了维持自身链式裂变反应外，还可以剩余1.2到1.3个中子，用来使238U转变为239Pu。因而在快堆内，只要添加238U，每烧掉一个239Pu原子核，除了放出大量裂变能外，还可以产生1.2到1.3个239Pu原子核。这就是说，在快堆内只要添加238U，核燃料就越烧越多，这种情况称为核燃料的增殖。这是快堆与目前热堆的主要区别，也是快堆的主要优点。因此快堆又称增殖堆或快中子增殖反应堆。

由于快堆仅在启动时需要投入核燃料，所以它对核燃料价格的上涨，不如热堆那么敏感。理论上快堆可以将238U，235U及239Pu全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其它核素，快堆只能利用70％以上的铀资源。即使如此，也是目前的热堆对核燃料的利用率的80倍。由于快堆对核燃料的涨价不如热堆那么敏感，因而含铀量低的铀矿也有开采的经济价值。而且目前浓缩铀工厂库存的贫铀，热堆中卸出的乏燃料，都可以成为快堆的“粮食”来源。由于快堆中能实现239Pu的增殖，如果我们通过后处理，将快堆增殖的核燃料不断提取出来，则快堆电站每过一段时间，它所得到的239Pu，还可以装备一座规模相同的快堆电站。这段时间，称为倍增时间。经过一段倍增时间，一座快堆会变成两座快堆，再经过一段倍增时间，这两座快堆就变成四座。按照目前的情况，快堆的倍增时间是三十多年。也就是说，只要有足够的238U，每过三十多年，快堆电站就可以翻一番。

快堆的功率密度大，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，这就要求热传输能力强、慢化作用小的冷却剂。目前采用的冷却剂主要有两种：液态金属钠和氦气。根据冷却剂的种类，可以将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。世界上现有的、正在建造的和计划建造的，都是钠冷快堆。

钠的中子吸收截面小，比热容大。它的沸点高达886.6℃，所以在常压下可以有很高的工作温度，而且在工作温度下对很多钢种腐蚀性小，无毒。因此钠是快堆的一种很好的冷却剂。但钠的熔点为97.8℃，在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。钠的缺点是化学性质活泼，易与氧和水发生化学反应。当蒸汽发生器传热管破漏时，管内的水与管外的钠相接触，会引起强烈的钠水反应。所以在使用钠时，要采取严格的防范措施，这比热堆中用水作为冷却剂时问题要复杂得多。

压水堆的出口水温约330℃，燃料元件包壳的最高温度约350℃；而快堆为了提高热效率并适应功率密度的提高，冷却剂的出口温度为500~600℃，燃料元件包壳的最高温度达650℃，比热堆包壳的温度高得多。很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆复杂得多。由于以上原因，虽然快堆早在20世纪40年代起步，只比热堆的出现晚四年，而且第一座实现核能发电的是快堆，但是现在还未发展到商用阶段。然而，通过一系列试验堆、示范堆和商用验证堆的建造，上述困难已基本克服，快堆技术现在已日臻完善，为大规模商用准备了条件。

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。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，已于2011年7月21日10点成功实现并网发电。