在已建成的钠冷快堆核电厂中，能够达到多年稳定运行水平的只有俄罗斯电功率为600MW的BN-600和苏联建于哈萨克斯坦的钠冷快堆核电厂，发电130MWe，每日供淡水8万吨，相当于总电功350MWe，但不久前哈萨克斯坦的钠冷快堆核电站也已关闭。目前在建的只有俄罗斯的BN-800，电功率为880MW。
然而对于大功率商用规模的钠冷快堆来说，结果就没有这么幸运了。据文献【2】介绍，由于钠的沸点低，堆芯采用稠密栅格布置、钠的体积份额小、自然循环能力差等原因，在堆芯发生未被保护的失流事故（Unprotected Loss-of-Flow Accident，ULOF）和全部供电中断事故（Total Loss - of - Power Accident，TLOP ）条件下，堆芯内的钠温迅速达到沸点、形成钠蒸汽，而堆芯内钠空泡的正反应性系数和在此过程中熔化的燃料逐渐由堆芯上端向堆芯中央区移动，形成核燃料向中心区的密集过程，这些都是正反应性引入效应，再加上快堆中子倍增期短等原因，使大功率钠冷快堆的熔毁过程比热堆更复杂且具有更大的潜在风险。钠冷增殖快堆的堆芯熔毁与压水堆的同类过程有很大的不同，因为压水堆堆芯在过热熔化过程中将水排出堆芯，而水是中子慢化剂，其作用等同于热中子源，所以堆芯熔毁过程带来的是负反应性引入效应。从反应性引入的角度来说，钠冷增殖快堆与压水堆的堆芯熔毁过程有本质的不同，所以对钠冷增殖快堆的堆芯熔毁过程进行精准深入的研究，确认排除功率飞升的可能比设置堆芯熔化物的滞留装置更为重要，因为如果发生堆芯功率飞升事故，已经等不到任何型式的滞留装置起保护作用了。另外，液钠与空气和水的激烈放热化学反应这一始终挥之不去的巨大隐患，也都是促使很多钠冷快堆提前关闭的重要原因。例如，美国首个电功率为94MW钠冷快堆于1956年开建，1963年投入运行，于1966年关闭，经维修后1968年恢复运行，又因发生火灾，于1972年关闭。美国高通量试验装置钠冷快堆于1980年达到临界，到1983年10月国会中止财政拨款。法国 Repsodie 池式钠冷快堆热功率40MW于1967年首次临界，1983年关闭。电功率为233MWe的Phenix钠冷快堆，1973年开始并网发电，2009年关闭，运行期间平均负荷因子只有40%。Superphenix 商用钠冷快堆核电厂电功率为1200MWe，在已建成的钠冷快堆核电厂中功率最大，1984年开始运行，1998年关闭，整个运行期间很少发电，平均负荷因子不到8%，等等。
在大功率的商用钠冷快堆核电厂中，由于堆未被保护突然失去强制循环冷却（ULOF）及全部供电中断(TLOP)事故可能造成堆芯大部分熔化，所以在排除堆芯功率飞升之后也必须考虑在堆芯下部设置核燃料熔融物的滞留机构，以防止二次临界并对其进行就地冷却固化，还要对可能的钠向空气泄漏及在蒸汽发生器中水的泄漏进行精细的探测监督以及考虑对相应泄漏事故的紧急处理措施。所有这些情况都是由液态金属钠载热剂本身的物理性能所决定的内在特征，不可能用其他辅助措施加以消除。
在铅冷快堆中由于液铅的中子慢化能力低，可以拉大堆芯内的棒间距，增加堆芯内载热剂的份额，这时虽然在物理方面失去了高速增殖核燃料的优越性，但在反应堆安全方面却获得了巨大的收益：首先由于增加了堆芯内截热剂的流通截面，减少了堆芯流动阻力，增加了铅载热剂在一回路内的自然循环能力。在小功率铅冷快堆核电装置中甚至可以实现满功率条件下的自然循环，极大地简化了核电厂的传热系统。在大功率铅冷快堆中也可使依靠一回路自然循环能够安全载出的热能大于额定功率的10%，这明显超过了停堆后的堆芯剩余发热水平。更为突出的是在ULOF及TLOP事故条件下，由于堆芯内载热剂热容量的增加及自然循环冷却能力的增强，使堆芯出口温度仅增加了2500K，离铅的沸点尚留有10000K的巨大安全裕度。另外维持出口高温的时间很短，也不会给燃料元件包壳及其他结构材料造成损伤，凸显了铅冷快堆良好的自然安全性能。
铅冷快堆堆芯内的核燃料增殖比略大于1，一般在1.02～1.05范围内，产生少量过盈的核裂变材料，仅用以补偿在全部燃料循环过程中不可避免的燃料损失，因而在运行过程中反应性变化很小，不需要很大的反应性燃耗储备，在运行过程中堆芯内的燃料成份及功率密度分布基本稳定，这些特点都有利于反应堆安全及长期稳定运行。铅冷快堆满负荷运行时，堆芯反应性储备小于缓发中子有效份额βeff，所以既使在10秒之内将堆芯内的控制棒全部提升至堆芯以外都不会对堆芯造成损伤，自然排除了堆芯功率飞升的可能性。对于小功率铅冷快堆更可以设计长达20～30年的换料周期，负荷自动跟踪，堆功率在一定的变化范围内甚至不需要移动控制棒，极大地简化了运行管理，可为边远地区建立独立的能源体系提供理想的核能装置。
研发铅冷快堆的国家主要是俄罗斯【3】，于1957年首建Pb-Bi冷却快中子实验堆，1971年第一艘装备Pb-Bi冷却中能中子动力反应堆的APL-705核潜艇下水试运行，随后共有7艘APL-705核潜艇在1976～1996年期间服役。Pb-Bi冷却中能中子堆体积小，有良好的机动性能，需要时可从满负荷运行瞬时转入核潜艇超静音运行工况。适合于边远地区独立能源项目的SVBR-100小功率铅冷快堆核动力装置计划于2017年建成。1980年提出的BREST铅冷快堆概念，其最初的主要目的是用以消耗军用钚，但在其后续的开发工作过程中逐渐发现了其良好的自然安全性能及能够满足为人类社会可持续发展提供可靠能源保障的巨大潜力，于是被列入俄联邦21世纪新能源发展计划。2013年4月4-7日在法国巴黎召开的关于快堆及其相关燃料循环国际专业会议上，俄联邦代表Valery Rachkov称BREST铅冷快堆在全面解决人类所面临的新能源需求方面最具潜力[3]。据《世界核新闻》网2014年9月2日报道，俄罗斯电力工程研究设计院NIKIET现已完成BREST-300铅冷快堆的工程设计。超过25个NIKIET部门以及35家核工业组织和公司参与了这一为期2年的原型堆技术设计项目，计划经两年时间的设计审批后，将于2016年开工建造，2020年建成投产。其后续发展堆型为BREST-1200。
3. BREST-300 自然安全铅冷快堆概述[1]
BREST-300的设计目标是立足于现有成熟技术，贯彻反应堆的自然安全原则，全面满足对现代核能提出的各项要求。
BREST-300及BREST-1200的主要技术性能参数见下表2。
3.1 选择稳定的材料体系
BREST-300选择液态铅为反应堆一回路载热剂，铀及钚的氮化物为堆芯燃料芯块材料，以铁素体-马氏体钢为燃料组件包壳及一回路设备的主要结构材料。
（1）液态金属铅载热剂
液态金属铅在常压下可以保持高温，如本文表1所示，其熔点为6010K，沸点为20230 K，可以采用常压的一回路。在堆芯突然失去强制循环冷却及完全断电等严重事故条件下，铅在堆芯出口的温度距其沸点仍保有10000K的安全裕度。
液态金属铅，与铀/钚及超铀元素的氮化物、低合金钢、水、空气等均呈化学惰性，各种材料之间都具有良好的相容性，所以在铅冷快堆中可以采用最简单的两个回路设计方案，在液铅一回路及以水为工质的动力回路之间不需设置中间回路，因而主传热回路及安全冷却和保护系统等各分支回路都得到了很大程度的简化，有利于提高铅冷快堆核电厂的可靠性及经济性。
Pb的自然资源丰富，产量大，价格便宜，适用于发展大规模的铅冷快堆核电厂系列。与Pb相近的是Pb-Bi共晶合金，虽然其熔点较低（3980K），但Bi资源比较稀缺，产量小，铅铋共晶合金的价格比Pb贵10倍。最主要的是在反应堆内的辐照条件下由Bi可以生成放射毒性强的 -210，在Pb-Bi合金中Po-210的生成量比纯Pb中的Po含量大两万倍（运行末期Pb中的 -210含量为5·10-4Ci/kg，而Pb-Bi中的 -210含量则为10Ci/kg）对环境安全构成一定的潜在威胁。所以Pb-Bi只适合用于发展以实验为目的或有特殊要求的小型核动力装置，而不适合广泛应用于大功率商用型的快堆核电厂。
（2）氮化物燃料棒芯块
U-Pu的金属、氧化物、碳化物及氮化物原则上都可用于快堆的燃料芯块，其各自的物理性能列于表3中。
最早期发展快堆因侧重于堆芯的高能量密度和核燃料的高速增殖，因而从金属元件起步。但金属燃料组件在升温过程中有相变,与包壳及载热剂之间有冶金化学反应，当温度升高时抗击事故能力差，所以稍后采用了在轻水堆中已获得了广泛运行经验的氧化物燃料组件。在快堆中氧化物燃料组件显现的缺点是导热能力低，因而燃料芯块内的温升很大，其中心温度在事故条件下可达到其熔点。另外利用氧化物燃料组件时堆芯内的增殖比小于1（CBR<1），因而不得不在堆芯周围加设增殖层。
在铅冷快堆的设计中虽然不要求核燃料的高速增殖，但仍要求堆芯内的增殖比大于1（CBR>1），因而只能选择碳化物和氮化物做燃料组件。但碳化物燃料的氧化率高，可自燃，这给辐照过元件的化学后处理及元件再制过程造成一定的困难。
