快堆，是“快中子反应堆”的简称，第四代先进核能系统（六种）中有三个堆型都是快中子堆，可见其重要性。快堆之所以受到如此的重视与它所具有的两个优点是分不开的：一是能够大幅度提高铀资源的利用率，可将天然铀资源的利用率从目前在核电站中广泛应用的压水堆的约1%提高到60%以上；二是可以嬗变压水堆产生的长寿命放射性废物，实现放射性废物产生的最小化。下面我们就分布简述三种快堆：气冷快堆（GFR)、铅冷快堆（LFR）和钠冷快堆(SFR)。
气冷快堆（GFR)
气冷快堆（GFR）是快中子谱反应堆，采用氦气冷却、封闭式燃料循环,可实现238U的高效转化和锕系核素的处理。与其他已经运行或正在研究发展的氦气冷却的反应堆相似，气冷快堆的冷却剂出口温度将达到850℃。它采用了与高温气冷堆(VHTR）相似的反应堆技术，同样可以用来发电、热能制氢或其他需要大量热量的工业过程。它的参考功率为2400兆瓦/1200兆瓦，有足够的裕量来保证安全。它产生的高温高压氦气可以直接推动汽轮机发电。与钠冷快堆(SFR)相似，使用过的燃料将会在现场进行处理，所有的锕系元素将会被反复循环以达到尽可能减少长寿命放射性核素的目的。
尽管通用原子公司在70年代就开始设计（但不能看做是快中子堆），但到现在为止还没有建成一座。这是四代核电系统中唯一没有运行经验的堆型，所以预计在2025年前不会建成原型堆。值得可喜的是欧洲原子能共同体将会在2014年建设一座80兆瓦的实验堆来进一步论证气冷快堆。预计会包含所有主要结构和材料，但不会实验发电。欧洲原子能共同体，法国，日本和瑞士签署有关共同研究的合作协议。
另一种气冷快堆设计方案是：一回路是较低温度（600—650℃）的氦气，二回路是550℃、20Mpa的超临界二氧化碳。这降低了对材料和燃料的要求。通用原子公司（GA）的能量倍增器模块（EM2）的设计是500兆瓦，240兆瓦氦气冷却快中子高温气冷堆在850°C工作和燃用用过的压水堆燃料或贫化铀，再加上一些低浓缩铀作为首炉料。通用原子公司已经与三菱重工和爱达荷国家实验室共同开发EM2，但它不是第四代核电计划的一部分，也不是2014年路线图中提及的部分。
产生的放射性废物极少和能有效地利用铀资源是气冷快堆的二大特点：一是通过结合快能谱中子和锕系元素完全再循环技术，气冷快堆大大减少了长寿期放射性废物的产生；二是对比采用一次性燃料循环的热中子气冷反应堆，气冷快堆中的快能谱中子技术，可更有效地利用可用的裂变及增殖材料（包括贫铀）。因氦气密度小，传热性能不如钠，要把堆芯产生的热量带出来就必须提高氦气压力，增加冷却剂流量，这就带来许多技术问题。另外氦气冷却快堆热容量小，一旦发生失气事故，堆芯温度上升较快，需要可靠的备用冷却系统。
铅冷快堆(LFR)
铅冷快堆是采用铅或铅/铋低熔点液态金属作冷却剂的快中子堆，它可以使用贫化铀或者钍元素，也可以燃烧轻水堆产生的锕系元素，通过设置中心或区域式燃料循环设备，铅冷快堆能实现锕系燃料完全再利用。液态金属铅或者液态铅/铋混合液的导热（对于裂变能导出）是在大气压下自然对流完成，反应堆出口冷却剂温度为550℃，采用先进材料则可达800℃，较高的温度还可用于热能制氢等等。
铅冷快堆的发电功率可以在较大范围内选择，从小电网市场或发展中国家需要的15-20年寿命的小电厂到模块化生产300-400兆瓦的机组，甚至1400兆瓦单机。运行温度在550℃是容易实现的，要在800℃下安全运行，则需要提高现有材料的抗腐蚀能力。
目前的计划是分两步走：一、在2025年前反应堆能够在相对较低的温度和能量密度下运行；二、2035年能够在较高温度下运行。
铅在常压下的沸点很高，热传导能力较强，化学活性基本为惰性，以及中子吸收和慢化截面都很小。铅冷快堆除具有燃料资源利用率高和热效率高等优点外，还具有很好的固有安全和非能动安全特性。同时还适用于那些不准备在本土建立燃料循环体系来支持其核能系统的发展中国家。这种核能系统可作为小型分布式发电，也可用于生产其它能源，包括氢和饮用水的生产。因此，铅冷快堆在未来核能系统的发展中可能具有较大的开发前景。
钠冷快堆(SFR)
钠冷快堆采用液态钠作为冷却剂，这样就可以在低压下得到高密度能量；采用封闭式燃料循环方式，能有效地处理锕系元素并转换铀238；钠冷快堆采用贫化铀作为燃料基体；一回路的冷却剂（液态钠）在常压下的温度在500-550℃，通过中间回路的钠传导热来进行发电。
目前关于钠冷快堆有三种可选择的堆型：一、将锕系元素加入到铀-钚循环的50-150兆瓦的模块化堆，这就需要采用设备上与反应堆集为一体的基于高温冶炼工艺的燃料循环方式；二、300-1500兆瓦的池式反应堆；三、使用传统MOX（混合氧化燃料）600-1500兆瓦的池式反应堆。
钠冷快堆能够处理压水堆产生的高放废物、特别是钚和其它锕系元素。钠冷快堆具有许多固有安全特性：高的热导率、低压的钠系统、钠对快堆材料腐蚀很小、熔融燃料与钠无剧烈相互作用、有足够的运动粘度和膨胀系数。除固有安全性外，钠冷快堆还可以在设计上作出更多的安全措施：设计成负的温度系数、功率效应和堆芯空泡效应和非能动余热排出系统等等。这些措施都足以保证钠冷快堆的稳定运行。但是，金属钠的另外一些特性，又使得在用液态金属钠作快堆冷却剂的同时带来许多复杂技术问题。这些特性包括：钠与水接触发生放热反应；钠暴露在大气中，在一定温度下与大气中水分作用会引起着火。钠的这些特性给钠冷快堆设计带来许多困难，因此，钠冷快堆设计要比压水堆设计复杂得多。这些可以通过反应堆结构及选材来解决。
在技术上，钠冷快堆是第四代先进核电系统中研发进展最快的一种。美国、俄国、英国、法国和日本等核能技术发达国家在过去的几十年都先后建成并运行过实验快堆，通过大量的运行实验已基本掌握快堆的关键技术和物理热工运行特征。
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。2011年7月21日10点成功实现并网发电。
从上述三种快堆的简单介绍可以得出它具有广阔的前景，有足够的魅力来吸引人类为之付出努力，但同时我们也要严谨细致的研究，在安全第一的基础上开发利用核能。