1 引言
我国的核电虽刚进入起步阶段，但随着核电的发展，铀资源的要求将不断增加。然而铀资源是有限的，天然铀中235U只占0.71％左右，必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆)技术发展起来，用这种堆型快速增殖核燃料，使核电容量增长无燃料匮乏之忧。
核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素，这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平，绝非常规包装、埋藏所能安全处置的，较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉，使之变成一般裂变产物。因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。
上述快堆的两大用途，决定了快堆在闭式钚-铀燃料循环中的重要地位。现在，我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发，作为快堆工程发展的第一步，中国实验快堆(CEFR)已进入施工设计阶段，厂址已准备好，不久将开始建造。
2 历史
2.1 研究和发展历史
2.1.1 基础研究阶段(1965～1987)在基础研究阶段以快堆物理、热工、材料、元件、钠工艺和小型钠设备为重点，建成了约12台套的实验装置和钠回路[1]，其中包括50kg235U的快中子零功率装置。该装置于1970年6月28日达到首次临界。
2.1.2 应用基础研究阶段(1987～1993)在应用基础研究阶段以一座65MW热功率(装机25MW电功率)的实验快堆为工程目标，开展了以钠工艺、燃料和材料、快堆安全、部分钠设备和快堆设计的研究工作，建成了约20台套的实验装置和钠回路[1]，为实验快堆的设计建造打下了初步基础。
2.1.3 设计实验验证阶段(1995～至今)在CEFR的概念设计完成后，进入了设计实验验证阶段。首先，以工程钠回路技术为重点，从意大利引进了两条钠回路ESPRESSO(钠流量110m3/h，最高钠温650℃)和CEDI(钠流量320m3/h，最高钠温650℃)，经再设计和再建造，现已将总共15t钠装入两条钠回路的贮存罐，正在进行回路启动的准备。
其次，针对CEFR堆芯概念设计，已在俄罗斯(简称俄)物理和动力工程研究院完成了零功率模拟实验，确认了实验快堆堆芯特点和校验了计算程序。
最后，针对CEFR的初步设计，已分别在国内和俄安排了20余项设计试验验证。例如CEFR堆芯施工设计的零功率模拟、CEFR的非能动余热排出系统及与在俄订货的设备等有关试验验证在俄进行，其它如材料、钠火监测和扑灭、钠水反应监测、国内制造的钠设备、控制设计等试验验证在国内进行。
2.2 CEFR设计历史
1988年～1990年，设计软件准备，完成了CEFR主要技术选择和制定了CEFR的设计边界条件；
1990～1992.7，完成了CEFR的概念设计；
1992.7～1993.12，对概念设计向俄进行技术咨询，俄完成了对CEFR的技术建议书；
1994.12～1996.12，中俄合作进行CEFR的技术设计；
1995.2～1997.8，中方完成CEFR初步设计；
1998.1月进行CEFR施工设计；
1998.4～1998.5，向安全局提交了CEFR初步安全分析报告。
3 实验快堆(CEFR)
3.1 设计原则
CEFR是我国快堆工程发展的第一步，它应为未来快堆的发展积累工程经验，而且实验堆的最主要的要求是要有好的安全性。因此，对CEFR的设计原则是：
(1)技术方案应有商用前景；
(2)热工参数应接近商用快堆；
(3)充分利用快堆的固有安全性；
(4)反应堆应尽量设计成具有非能动安全性的特征；
(5)尽量利用包括国外的成熟技术，减少实验验证。
3.2 主要技术选择和设计边界条件
根据上述设计原则，制定的技术选择和设计边界条件如下：
(1)钠冷池型，两环路主热传输系统；
(2)(Pu,U)O2作为燃料，首炉采用UO2；
(3)热功率65MW，装机电功率25MW；
(4)堆芯出口钠温度530℃；
(5)燃料元件最大线功率430W/cm；
(6)燃料最大燃耗60MW.d/t；
(7)包壳最高温度700℃；
(8)蒸汽温度480℃，压力14MPa；
(9)燃料操作方案：①在堆芯外围屏蔽区中进行乏燃料一次贮存；②采用双旋塞直拉式燃料组件操作机构；③新、乏燃料组件通过固定出入口进出堆容器。
(10)不装备独立的辐照回路，采用辐照容器；
(11)安全特征：①堆芯具有中子自稳性；②两套互相独立的停堆系统；③两套非能动余热导出系统；④一次系统全包容于安全壳内。
3.3 法规和标准
目前，我国虽尚未建立完整的快堆设计和建造的法规体系，但已建立了核设施安全的原则要求，国外也已建成了20座不同功率的快堆，提供了有关钠冷快堆安全特征的、丰富的科学和工程知识。在这些基础上我们确立的对CEFR设计和建造的法规、标准和可用体系有：
(1)遵守我国人大、国务院、国家核安全局及其它政府部门颁布的有关核设施安全、环境保护、核燃料管理、辐射防护等方面的强制性法律、法规和标准；
(2)参照国家核安全局颁布的安全导则；
(3)参考国外有关快堆的规范和标准；
(4)沿用参考国外快堆和我国压水堆设计准则而自行编制的、得到国家核安全局认可试行的36个快堆设备和系统设计准则；
(5)沿用美国ASME的设计和制造规范；
(6)沿用在美国ASME规范基础上委托编制的36个材料和焊接技术要求；
(7)参考使用国家颁布的非强制性标准(如GB系列)；
(8)向国外订货的设备采用国外快堆标准规范。
