中国科学家已实施一种从核反应堆核心去除热量的新方法。中国原子能科学研究院研究人员测试的余热排出(RHR)系统，可提高中国下一代放射性废物回收核电站的抗熔毁能力。RHR系统用于防止反应堆过热，维持堆芯安全冷却。

科学家称，此新方法能从水冷反应堆同类型燃料中提取出100倍能量。快堆被动散热系统的最新模拟被视为突破，或在研发具有闭环燃料循环的第四代核电站中发挥重要作用。

整体式快堆以液态金属(通常为钠)作冷却剂，采用闭环燃料循环，乏燃料在与反应堆相同设施内后处理。据《南华早报》报道，未使用的铀可转化为新钚原子并回收利用，使同类燃料提取能量增加100倍。

这种创新方法还能通过持续回收核燃料，减少90%的核废料。8月25日，中国原子能科学研究院证实，最新实验是中国首次针对一体化快堆新型非能动余热排出技术的原理验证试验。该技术采用快中子谱、液态金属(钠)冷却和金属燃料实现固有安全性，利用现有核废料作燃料，采用反应堆内电化学后处理系统形成闭式燃料循环，使反应堆增殖更多燃料，减少长寿命核废料，有望提升抗扩散性能和经济性。

研究人员发现，快堆利用快速移动的中子能更高效利用核燃料。“快中子”引发裂变时释放额外中子，赋予快堆独特优势，可使用从其他反应堆回收的燃料，大幅提高燃料效率、减少废物排放、提升核电站性能。快堆可使用金属、陶瓷或熔盐燃料产生热量，主要通过液态金属冷却，也可用气体或熔盐(无减速剂减慢中子速度)，机械泵使冷却剂在堆芯循环带走热量。

中国最新的第四代核电站CFR-600钠冷快中子增殖反应堆及其计划中的继任者CFR-1000，是向完全封闭燃料循环快中子反应堆迈进的基石。据中国核工业研究院介绍，新型被动散热系统已被纳入整体式快堆设计中。

因反应堆内部工作原理难探究，研究人员开发实验模拟技术研究热量排出系统有效性，开发了一体化快堆模拟测试设施，可重现反应堆从正常运行到停堆后热量排出的过渡过程，并使用该设施对新系统进行了测试。