快中子是在核裂变反应中产生的自由中子，其动能可以达到1 兆电子伏特 (1.6×10−13 焦耳，对应的速度约为14000千米/秒，相当于光速的5%。它们被称作快中子，以区别于热中子和宇宙射线或者加速器中产生的高能中子。核反应中产生的中子符合麦克斯韦－玻耳兹曼分布，其能量在0到~14兆电子伏特之间。铀−235产生的中子平均能量为2兆电子伏特，且超过一半的中子不是快中子。因此仅仅靠铀−235裂变产生的中子无法引发增殖性材料（比如铀−238和钍−232）的裂变。
快中子可以通过中子慢化过程转变为热中子。中子慢化主要依靠减速剂。在核反应堆中，通常使用重水、轻水、或石墨来使中子减速[1] 。
快堆是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的堆型。快堆的一个重要特点是：运行时一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238,铀-238吸收中子后变成钚-239。在快堆中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖，故快堆的全名为快中子增殖反应堆。快堆是当今惟一现实的增殖堆型。
我国核能利用已进入商用阶段,已有9座核电反应堆机组在运行,总装机容量达到670万千瓦,主要堆型是压水堆。压水堆是热中子堆（或称慢中子堆），主要利用铀-235作为裂变燃料,而铀-235只占天然铀的0.7%左右。对压水堆来说，烧一次只能烧掉核燃料（即投入铀资源）的0.45%左右,剩下的99%还是烧不掉,其中主要是铀-238。
如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238,所以只有铀-238消耗完了,才不能继续循环。理论上，发展快堆能将铀资源的利用率提高到100%,但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到60%～70%的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130～160倍。利用率提高了,贫铀矿也有开采价值,这样,从世界范围讲,铀资源的可采量将提高上千倍[2] 。
1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。
1993年，我国快堆研究进入发展阶段。由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进国外先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70%。2005年初，核级钠将进厂,堆本体将进行安装,预计2007年首次临界。