技术
BREST铅冷快堆的蒸汽发生器和轴流泵外壳都是双层结构，其间隙即为自然对流空气的事故冷却通道；在反应堆压力壳的水泥层之内也布有供自然对流空冷用的钢制冷却管。因铅的温度高，对空气的传热温压大，所以依靠这些自然对流空气的冷却能力，即自然确保了BREST铅冷快堆永不失冷的可靠条件。
反应堆压力壳总重1075t，材料为08Cr16 Hi11M3，工作温度420℃，最大承压能力1.7MPa，工作寿命60年以上。整个反应堆置于钢筋混凝土的堆舱内，全部重量由堆壳中间平底圆环板下的支撑机构承受。
由于反应堆压力壳与混凝土结构内的堆舱之间的空间很小，所以当反应堆压力壳的任何部位发生破裂泄漏时，堆壳内的铅液位仍能保持液铅轴流泵的正常工作条件，确保对堆芯的不间断的安全冷却能力。
BREST-300铅冷快堆也可以采用常压池式一体化布置方案，这时反应堆外壳是由预应力混凝土、耐热水泥层、绝热层及金属衬里共同组成的，各层之间无间隙，其他设备在堆内的布置与常压壳式一体化铅冷快堆基本相同。
3.3 BREST铅冷快堆的自然安全因素
核反应堆在工作过程中产生大量的放射性裂变产物及少量的长半衰期超铀元素，在正常运行及各种可能的事故条件下都必须可靠地将其固封于燃料元件之内，不向环境失控释放大量放射性物质。为此，只依靠自然力、自然规律及系统设备内在的固有安全性能等自然因素来保证全部安全功能的安全冷却及保护系统，能可靠确保排除堆芯余热烧毁堆芯的可能性。
以前在文献中经常出现的“内在安全”或“固有安全”等的概念，主要是针对某个系统或单一设备的某种功能，而在本文中推出的“反应堆自然安全原则”，其目的在于力求彻底排除核电厂的严重事故风险。安全源于自然，实际上它是核电厂安全设计“纵深防御”原则的最高境界，因而必须强调其完整性：全覆盖、全方位、全过程。
全覆盖：自然安全原则必须落实到反应堆的全部安全冷却系统，如铅冷快堆的堆芯余热冷却、蒸汽事故紧急排放及安全壳冷却等各安全冷却系统；
全方位：自然安全原则必须落实到建造及运营核电厂反应堆的全过程，从选材、系统设计到建造与运行管理；
全过程：各安全冷却系统从启动到后续运行都是只依靠自然因素的作用来发挥其全部功能，因而当发生某种事故时相应的安全冷却系统便自然启动并投入运行，立即缓解事故后果，将事故发生后一回路释放的多余能量排入最终热阱，并在全过程中始终都保持对堆芯余热无时限的完全非能动安全冷却能力。
上述反应堆的自然安全原则，不只是理想，更不是幻想，而是在已有反应堆技术发展经验的基础上很快能够实现的具体原则，因为在包括从堆芯到最终热阱的整个物理体系内，温度及内能值在堆芯处最高，而在最终热阱处最低，热能由高温处向低温处传递，而内能则由高值区向低值区扩展都是自然规律，这正是在反应堆系统内能够实现自然安全原则的内在依据；通过合理的设计保证堆芯具有足够的负反应性温度系数及载热剂的自然循环冷却能力，并利用随事故发生所必然产生的特征力直接启动相应的安全冷却系统，并把堆芯余热直接传入无所不在、容量无限的大气最终热阱等措施，就综合构成了实现反应堆自然安全原则的全部必要条件。
综合上述对BREST铅冷快堆材料选择，以及反应堆布置方案设计特点的介绍，不难看出，BREST铅冷快堆通过材料体系的选择及对堆芯、各系统设备的合理设计，由其内在的固有性能即决定了不存在载热剂大量流失、堆芯失冷或堆功率失控飞升等的可能性，在任何可能的事故条件下都可确保堆芯的完整，使数额巨大的固体放射性物质都可靠地固锁于燃料芯块的栅格内，并由燃料元件棒包壳滞留全部由固体栅格中释放出来的放射性气体，因此，可以确保永不发生堆芯熔毁造成环境污染的严重事故。在BREST铅冷快堆上实现这一切，依靠的只有自然因素是确定无疑的，没有失误概率。
3.4 BREST铅冷快堆的燃料循环
BREST铅冷快堆的初装料来源于从压水堆乏燃料后处理中所提取的U、Pu及全部其他超铀元素，运行后即可保持CBR=1的自持核燃料循环，在组件再制过程中只需补充加入与Pu消耗量相当的贫化铀即可长期维持继续运行。由于天然铀实际利用价值的提高，使得更贫瘠的铀矿也能够进入可经济开采的范畴，再加上比陆地铀储藏还大1000倍的海洋铀资源，因而为人类社会的可持续发展解决了无时限的核燃料供应保障问题。
从三区卸出的乏燃料组件混合在一起进行化学后处理，经组件再制后，三区新燃料组件的成份是完全相同的。因堆芯增殖比只略大于1，因而新组件及乏组件内的可裂变燃料成份变化不大。在化学后处理过程中只提取一般裂变产物，而留下的钚及全部次锕系元素等，在补充与Pu燃耗量相当的贫铀后，即可进行燃料元件再制。目前的氮化物燃料是利用天然氮生产燃料芯块，其中包含的N-14吸收中子后，由N-14（n,p）C-14反应生成C-14，不仅增加了中子的寄生俘获损失，而且也不利于环保。在铅冷快堆实现大规模利用后，可使用对N-15浓缩的氮。分析结果表明，当N-15浓缩度达到80%，则用以生产的氮化物燃料芯块可使堆芯keff增加～2.5%，燃料装载量可减少约10%，足以补偿浓缩N-15的经济付出。
BREST铅冷快堆卸料组件的后处理采用熔盐中的电化学工艺，其最终产品为金属态U、Pu及其他次锕系元素的整体混合物，这种金属混合物在下一步适合于采用混合氮化物燃料的低温合成过程进行元件再制。在燃料循环的各个环节中钚与各种强放射性次锕系元素始终呈混合物状态存在，有利于防止核武扩散。由于一般裂变产物在快中子能谱下中子吸收能力不强，所以用电解法只要能去除80%左右裂变产物即能满足要求。但在最终废弃的核废料中去除Pu及其他次锕系元素则应尽量提高效率，使其残留量限制在1%～0.1%范围之内，以使最终存放核废料的放射性在可预见的三百年之内即自然衰减到铀矿本底放射性的水平，恢复自然界的辐射平衡。
在电化学及电解工艺处理过程中，不产生放射有机废液，放射性气体排放量也较少，只有氯和Kr-85排入氩气覆盖气体，不会产生通常在水法后处理过程中所排出的C-14和I-129，只产生少量固体废物，对周围环境影响小，化学后处理及元件再制设备体积小，适合于在核电厂范围内与核电设备并列建造，这样还可以减少核燃料在堆外的滞留时间并避免放射性燃料组件的长距离运输。
3.5 BREST铅冷快堆核电厂的经济性。
目前BREST-300铅冷快堆的首个示范项目尚处于工程设计阶段，预计到2020年才能投入运行，所以现在还难以找到其准确的经济数据。但有一点是显而易见的，即由于贯彻了自然安全原则，所以在电站设计中一回路采用了最简单的常压系统，也不必采用中间回路，更不需要那么多复杂的能动安全冷却及监测保护系统，使电厂的系统设备设计都得到了大幅简化，因而自然安全快中子堆的比投资及其发电成本将低于钠冷增殖快堆和压水堆核电站。另外小型铅铋冷却快中子堆的长燃料运行周期也有助于降低其发电成本。在文献【4】中对多用途小功率铅铋冷却快中子堆核电厂SVBR-75/100、钠冷快堆核电厂BN-800及燃气透平发电站Gas PGU-325进行了经济性能对比。
商用规模的BREST铅冷快堆核电厂的经济性应优于SVBR-75/100，因为其单堆功率规模大10多倍，而铅的单位价格只相当于铅铋合金的十分之一。其他一些欧洲及俄罗斯所发表的经济数据，也都预计大功率铅冷快堆核电厂的造价将低于同等功率规模的压水堆核电厂。在BREST铅冷快堆的后续运行过程中不再消耗加浓铀而仅需补充贫化铀，因而还可明显降低发电的核燃料成本。
