Die USA waren seit den 1950er Jahren durch das Manhattan-Projekt weltweit führend in der Entwicklung von Reaktortechnologie. Jedoch erfolgte die erfolgreiche Vermarktung, sowohl in den USA als auch international, lediglich bei Leichtwasserreaktoren und nicht – wie ursprünglich erwartet – auch in den anderen Technologielinien. Mit der weitgehenden Einstellung von Aufträgen für den Bau von Leichtwasserreaktoren seit den 1980er Jahren befindet sich die US-Atomkraftwerkstechnik im Rückgang, den auch das Energiegesetz von 2005 bisher nicht aufgehalten hat. Die seit ca. zehn Jahren beobachteten Aktivitäten zur Förderung sowohl von Leichtwasserreaktoren mit geringen Leistungen (SMR-Konzepte) als auch von alternativen Reaktorkonzepten, sind ein Versuch, für die US-Kernkraftwerkstechnik wieder einen Anspruch auf internationale Technologieführerschaft zu entwickeln. Derzeit ist kein kommerzieller Durchbruch abzusehen.

In Russland lag in der Anfangszeit der kerntechnischen Entwicklung der Schwerpunkt bei Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (SFR, später auch LFR) in Verbindung mit Wiederaufarbeitung (Mayak, Pilotanalage sowie Brennelemente-Fabrik Uran–Plutonium– Mischoxidbrennstoffe in Zheleznogorsk). In der Folge wurde dieser Schwerpunkt vertieft (BN-600, BN-800). Aktuell befindet sich das russische Innovationssystem bzgl. Alternativer Reaktorkonzepte in einer Phase, in der die Forschungsinfrastruktur älter wird (BOR-60, seit 1969 in Betrieb) und Projekte aufgeschoben werden (z. B. BN-1200), derzeit wird der BREST-OD-300 priorisiert. Russland hält an der Langzeitstrategie fest, einen sogenannten geschlossen Brennstoffkreislauf mit Hilfe von Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum zu erreichen und parallel die Entwicklung von Leichtwasserreaktoren voranzutreiben.

China hat seit den 1960er Jahren sein nukleares Innovationssystem durch eine Importstrategie vorangetrieben. Nach militärischen Entwicklungen in den 1950er Jahren wurden sowohl bei Leichtwasserreaktoren als auch bei SNR Fortschritte erzielt. Alternative Reaktorkonzepte werden parallel zum Ausbau der Leichtwasserreaktoren entwickelt. Dabei hat China ein breites Spektrum von Technologielinien aufgebaut, insbesondere Schnelle Reaktoren und Hochtemperaturreaktoren. Derzeit befinden sich die Projekte noch im Bereich der Grundlagenforschung bzw. von Prototypen, ein kommerzieller Roll-Out ist noch nicht abzusehen.

Südkorea ist eines der führenden Industrieländer und hat sich, ursprünglich mit Unterstützung der USA, zu einem der wenigen Anbieter für Reaktortechnik entwickelt. Südkorea verfügt über ein umfangreiches eigenes kommerzielles Atomkraftprogramm, welches in den 2000er Jahren auch Exporte verzeichnen konnte. Das Land unterhält bezüglich Forschung und Entwicklung besonders intensive Beziehungen mit den USA. Im Bereich alternativer Reaktorkonzepte intensiviert Südkorea die Beteiligung an ausländischen, insbesondere amerikanischen SNR-Entwicklungen. Darüber hinaus werden eigene Entwicklungen vorangeführt, z. B. von Wiederaufarbeitungstechnologien in Verbindung mit Schnellen Reaktoren. Eine kommerzielle Nutzung dieser Reaktorkonzepte ist derzeit nicht absehbar.

Nachdem Belgien historisch bedingt in den 1950er Jahren zu den ersten Ländern mit kommerzieller Atomkraftwerksnutzung wurde, hat es seit dieser Anfangsphase ein kleines nationales Innovationssystem entwickelt. Belgiens Aktivitäten für die Entwicklung von alternativen Reaktorkonzepten fokussieren sich auf die Entwicklung und Internationalisierung des Forschungsprojektes MYRRHA, einer Kombination von einem beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktor (ADS) und einem Blei-Bismutgekühlten Schnellen Reaktor (LFR). Initiale Zeitpläne und Kostenschätzungen wurden überschritten und es bestehen Schwierigkeiten bei der Finanzierung des Projektes.

In Polen wird seit mehreren Jahrzehnten der Einstieg in die kommerzielle Kernenergie diskutiert. Dieser ist jedoch bis heute noch nicht umgesetzt. Seit den 1950er Jahren wird in geringem Maßstab an Reaktortechnik geforscht, vor allem am Forschungsreaktor MARIA (seit 1974 in Betrieb). Bezogen auf alternative Reaktorkonzepte ist zu beobachten, dass Polen Wissen aufbaut, indem sich polnische Wissenschaftler:innen an europäischen Forschungsprojekten beteiligen. Insbesondere wird ein Fokus auf die Entwicklung von Hochtemperaturreaktoren gesetzt, u. a. mit Erwägungen zum Bau eines gasgekühlten Hochtemperatur-Forschungsreaktors (TeResa).

Anstelle von Wasser sehen Hochtemperaturreaktor-Konzepte das Gas Helium als Kühlmittel vor. Dadurch kann der Reaktor bei niedrigerem Druck arbeiten und ist so bei extrem hohen Temperaturen besser beherrschbar als herkömmliche Leichtwasserreaktoren. Als Brennstoff kommt überwiegend Uranoxid oder -carbid zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in Form kleiner Kügelchen vor, die mit einer Schutzhülle umgeben sind. Die Kügelchen wiederum sind eingelassen in Kugeln oder prismatische Blöcke aus Graphit, welches als Moderator dient. Diese Kugeln bzw. Blöcke stellen die Brennelemente dar. Sie werden vom Kühlmittel umströmt, welches die in der Kernreaktion entstehende Wärme abtransportiert. Diese Wärme kann zum Beispiel genutzt werden, um Wasser zu erhitzen und damit eine Dampfturbine anzutreiben.

Neben dem erhöhten Wirkungsgrad und der Bereitstellung von Prozesswärme mit hohen Temperaturen bieten Hochtemperaturreaktoren weitere Vorteile gegenüber herkömmlichen Reaktoren. Das Design der Brennelemente und die Heliumkühlung weisen verbesserte Sicherheitsmerkmale auf. So lassen sich zusätzliche Sicherheitssysteme einsetzen, welche bei wassergekühlten Reaktoren zum Teil nicht zur Verfügung stehen. Konstruktionsbedingt weist der Hochtemperaturreaktor im Verhältnis zum Gesamtvolumen des Reaktorkerns eine relativ geringe Leistung auf, eine Kernschmelze gilt damit als ausgeschlossen.

Neben angereichertem Uran können bei geeigneter Auslegung der Anlage auch Natururan, Thorium, Plutonium oder Mischoxide als Brennstoff verwendet werden.

Die Technologie bringt jedoch auch große Nachteile mit sich. Die hohe Temperatur und das Kühlmittel Helium stellen eine Herausforderung für die Auswahl einsetzbarer Materialien dar. Gasgekühlte Reaktoren weisen zudem oftmals Probleme wie eine ungleichmäßige Kühlung, hohen Abrieb und Staubbildung sowie eine erhöhte Brandgefahr bei Wasser- oder Lufteintritt auf, infolgedessen es wiederum zur Freisetzung von radioaktiven Stoffen kommen kann.

Die Endlagerung der abgebrannten Brennelemente wird aufgrund des hohen Anteils an radioaktivem Graphit im Vergleich zu herkömmlichen Brennelementen als deutlich kostenintensiver eingeschätzt.

Gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren werden bereits seit den 1960er Jahren erforscht. Mit den Kugelhaufenreaktoren in Jülich und Hamm-Uentrop wurden auch in Deutschland Prototypanlagen nach diesem Konzept entwickelt. Ende der 1980er Jahre wurden beide Anlagen aufgrund diverser technischer Probleme abgeschaltet und die Technologie in Deutschland sukzessvive aufgegeben. Weitere Hochtemperaturreaktor-Projekte gab und gibt es unter anderem in Großbritannien, den USA, Japan und Frankreich. Ein Projekt in Südafrika, das auf der Technik des AVR Jülich basierte, wurde 2010 wegen technischer Schwierigkeiten und mangelnder Finanzierung auf unbestimmte Zeit pausiert. Seit 2003 ist in der Volksrepublik China ein Hochtemperatur-Versuchsreaktor in Betrieb, der ebenfalls auf dem Kugelhaufen-Design beruhende HTR-10. Im Herbst 2021 erreichten dort zwei weitere Hochtemperaturreaktoren des Typs HTR-PM als Demonstrationsanlagen Kritikalität. Ein ähnliches Projekt in den USA wurde vor der Realisierung eines Demonstrationsreaktors eingestellt, am Konzept des Hochtemperaturreaktors wird dort aber weiter geforscht. Bei den aktuellen Entwicklungen ist ein genereller Trend hin zu moderat hohen Betriebstemperaturen von 700-850 °C zu beobachten.

Bis heute ist keine Anlage des Typs Hochtemperaturreaktor zur kommerziellen Stromerzeugung in Betrieb.

Der Brennstoff ist Bestandteil einer Mischung geschmolzener Salze (Fluoride und Chloride). Durch die Auswahl der Salze und deren Mischungsverhältnis lässt sich die Konzentration des spaltbaren Brennstoffes sehr präzise einstellen. So kann genau die Konzentration hergestellt werden, die für die Aufrechterhaltung einer stabilen Kettenreaktion notwendig ist. Die Temperaturen in der Salzschmelze betragen ca. 600-700 °C. Im Inneren des Reaktors kommt es zu kontrollierten Kernreaktionen, die Wärme produzieren. Mit dieser Wärme kann Wasserdampf erhitzt und damit eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben werden.

Das Sicherheitskonzept von Salzschmelzereaktoren basiert auf grundlegenden physikalisch-chemischen Eigenschaften und kommt mit weniger aktiver Sicherheitstechnik als beispielsweise herkömmliche Leichtwasserreaktoren aus. Zentraler Bestandteil des Sicherheitskonzepts ist, die flüssige Salzschmelze bei Störungen des Betriebs in vorgesehene Behältnisse abfließen zu lassen, in denen eine weitere Kettenreaktion nicht möglich ist.

Außerdem können Salzschmelzereaktoren eine sogenannte chemische Aufbereitung integrieren. In einer zusätzlichen Anlage im Primärkreis (Brennstoffbearbeitungsanlage) können dabei die Spaltprodukte und die Zusammensetzung der Spaltprodukte, des Brennstoffs und des eingesetzten Salzgemisches im laufenden Betrieb optimiert werden. Im Gegensatz zu Leichtwasserreaktoren herrscht im Primärkreislauf eines Salzschmelzereaktors kein erhöhter Druck, wodurch einige Unfallszenarien ausgeschlossen werden können.

Ein großer Nachteil des Salzschmelzereaktors ist die erhöhte Korrosion im Inneren der Rohrsysteme. Das heiße Brennstoff-Salz-Gemisch greift die Metalle des Reaktors an, sodass deren Lebensdauer eingeschränkt ist. Diese Problematik ist auch Bestandteil aktueller Forschung und ein wichtiger Grund, warum Salzschmelzereaktoren zurzeit nur als Forschungs- oder Pilotanlagen existieren.

Einige Konzepte für Salzschmelzereaktoren werben damit, dass sie auch radioaktiven Abfall verwerten könnten. Damit sollen sogenannte Transurane, die im Reaktor bei der Kernspaltung entstehen, sowie auch einzelne langlebige Spaltprodukte gezielt umgewandelt, also transmutiert werden können. Dies konnte bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es jedoch nicht möglich, sämtliche dieser radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht.

Abhängig von der konkreten Ausgestaltung des Konzepts eines Salzschmelzereaktors würden von bisherigen Leichtwasserreaktoren abweichende radioaktive Reststoffe entstehen. Die gesamte Entsorgungskette müsste angepasst werden, von der Entwicklung geeigneter Konditionierungsverfahren und neuer Behälter bis hin zu den Anforderungen an eine Zwischen- und Endlagerung der radioaktiven Reststoffe.

Salzschmelzereaktoren wurden in Form zweier Experimentalreaktoren zuletzt in den 1950er und 1960er Jahren in den USA betrieben. Aktuell wird in mehreren Ländern an der Weiterentwicklung dieser Technologie geforscht. Die Forschungsarbeiten finden sich in sehr unterschiedlichen Stadien und umfassen Konzeptstudien sowie theoretische und experimentelle Vorarbeiten. Am weitesten vorangeschritten ist die Entwicklung eines Experimentalreaktors in China (TMSR-LF1). Die Inbetriebnahme dieses seit 2018 erbauten Reaktors wurde im Sommer 2022 durch die chinesischen Behörden genehmigt.

Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist ein Kernreaktor, der superkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Das Wasser befindet sich stets im superkritischen Zustand, hat also eine Temperatur von über 374 °C und einen Druck von mindestens 221 bar. Oberhalb dieses als „kritischer Punkt“ des Wassers bezeichneten Punkts finden keine Phasenübergänge statt, das heißt, das Wasser siedet und kondensiert nicht mehr.

Der Aufbau des Reaktors entspricht einem Siedewasserreaktor. In einem einfachen Kühlkreislauf wird das Wasser im Reaktorkern erhitzt und anschließend direkt in die Turbine gespeist. Im superkritischen Zustand verdampft das Wasser dabei nicht, anders als beim Siedewasserreaktor. Das Kühlmittel hat somit eine höhere Dichte und kann die Wärme effizienter aufnehmen und aus dem Kern transportieren. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren, der Druck liegt deutlich höher als bei Druckwasserreaktoren (dort in der Regel maximal 160 bar).

Der Aufbau des Reaktors ist einfach und der Wirkungsgrad hoch (bis zu 45 %). Das spezielle Neutronenspektrum des superkritischen Leichtwasserreaktors weist neben thermischen auch schnelle Neutronen auf. Durch diese findet eine Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere statt, der abgebrannte Kernbrennstoff strahlt also weniger lang.

Ein Nachteil ist, dass wie im Siedewasserreaktor die Turbine durch den direkten Kontakt mit dem Kühlwasser im Primärkreislauf radioaktiv kontaminiert wird. Der Druck im Kreislauf ist mit ca. 250 bar sehr hoch, weshalb der Reaktordruckbehälter sowie alle anderen Bauteile des Primärkreises dicker und stabiler ausgeführt werden müssen als bei herkömmlichen Leichtwasserreaktoren. Beschädigungen am Primärkreis bedeuten aufgrund des hohen Drucks auch eine erhöhte Gefahr.

Der Betrieb von Kohlekraftwerken mit superkritischem Wasser wurde erstmals in den 1950er Jahren erprobt und ist heute Standard bei Neubauprojekten. Die Übertragung des Konzepts in die Kerntechnik wurde spätestens seit den 1990er Jahren intensiver beforscht. Allerdings weisen Materialien, die in modernen Kohlekraftwerken eingesetzt werden, für den Einsatz im nuklearen Bereich keine ausreichende Korrosionsbeständigkeit auf. So gibt es weiteren relevanten Forschungs- und Entwicklungsbedarf in den Bereichen Hüllrohr- und Strukturmaterialien und Sicherheitsfunktionen.

Am weitesten fortgeschritten sind derzeit Designs aus China, der EU, Japan, Kanada, Korea, Russland und den USA. Die Entwicklung befindet sich aber insgesamt in einem frühen Stadium. Es ist derzeit noch keine Prototypanlage in Planung.

Der Reaktor ist ähnlich wie ein klassischer Druckwasserreaktor (Leichtwasserreaktor) aufgebaut. Anstelle von Wasser wird jedoch Helium (denkbar sind auch andere Gase) als Kühlmittel verwendet. Als Brennstoff kommen Uran, Thorium, Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Anders als beim Hochtemperaturreaktor, welcher wie herkömmliche Leichtwasserreaktoren mit moderierten thermischen Neutronen arbeitet, wird der Brennstoff in schnellen Reaktoren mithilfe schneller Neutronen gespalten. Daher ist die Verwendung eines Moderators nicht notwendig. Die hohe Arbeitstemperatur von etwa 850 °C ermöglicht hohe Wirkungsgrade oder kann als Prozesswärme für Industrieprozesse genutzt werden.

Der vorgesehene Aufbau des Reaktors ist relativ einfach und auf einen Moderator kann gänzlich verzichtet werden. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es zu Transmutationen, wodurch weniger langlebiger Atommüll entsteht. Außerdem kann Helium als Kühlmittel auf sehr hohe Temperaturen erhitzt werden und wird selbst nicht radioaktiv.

Hier liegt auch der Nachteil der schnellen gasgekühlten Reaktoren, denn Helium ist nicht sehr wärmeleitfähig, wodurch sich erhöhte Anforderungen an die Kühlung des Reaktorkerns während des Betriebs, aber auch direkt nach Abschaltung ergeben. Aufgrund der hohen Temperaturen könnten zudem nur besonders hitzebeständige Werkstoffe zum Einsatz kommen. Eine zusätzliche Belastung entsteht durch den hohen Neutronenfluss. Die unmoderierten schnellen Neutronen sind schwieriger abzuschirmen und dringen weiter in Materialien ein als moderierte Neutronen. Dies beeinträchtigt die Lebensdauer dieser Materialien.

Arbeiten am Konzept des schnellen gasgekühlten Reaktors liefen seit den 1960er Jahren in den USA und Deutschland, später auch in Großbritannien und Japan. Seit den 2000er Jahren wird die Forschung vor allem von Frankreich vorangetrieben. Bis heute wurde allerdings noch kein heliumgekühlter Schneller Reaktor gebaut und betrieben.

Insbesondere für geeignete Brennstoffe sowie Hüllrohr- und Strukturmaterialien für die Hochtemperaturauslegung muss noch umfangreiche Forschungs- und Entwicklungsarbeit geleistet werden. Auch hinsichtlich notwendiger Sicherheitssysteme sowie allgemein Sicherstellung eines zuverlässigen und sicheren Betriebs sind viele Fragen ungeklärt. Insgesamt befindet sich die Entwicklung noch im Bereich der angewandten Forschung ohne existierende Prototypdesigns. Eine kommerzielle Nutzung zur Stromerzeugung oder für industrielle Anwendungen ist nicht absehbar.

Der Reaktorkern mit dem Brennstoff befindet sich in einem beckenförmigen Behälter, welcher mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Natrium wird wegen seiner hohen Wärmekapazität und guten Leitfähigkeit verwendet. Es siedet im Betrieb nicht, sodass kein erhöhter Druck im Reaktorbehälter herrscht. Über einen Wärmetauscher innerhalb des Reaktorbehälters wird die Wärme vom primärseitigen Natrium auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem ebenfalls flüssiges Natrium zirkuliert. Aus diesem Sekundärkreis wird die Wärme auf einen wasserführenden Tertiärkreis ausgekoppelt, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird.

Im Gegensatz zu vielen anderen Reaktorkonzepten kommen bei schnellen Reaktoren unmoderierte, schnelle Neutronen zum Einsatz. Sie können in Brutreaktionen zusätzliches Spaltmaterial aus nicht spaltbaren Isotopen wie Uran-238 oder Thorium-232 produzieren. Nach einer Aufarbeitung kann das so entstehende Spaltmaterial als Kernbrennstoff verwendet werden.

Auch eine Reduktion der entstehenden langlebigen nuklearen Abfälle durch Transmutation wird bei entsprechender Auslegung des Reaktors und der Brennstofffertigung versprochen.

Dank seiner hohen Wärmekapazität kann das Natrium die Nachzerfallswärme der Brennelemente auch ohne Umwälzung vollständig aufnehmen. Fällt beispielsweise durch einen Stromausfall die Kühlung aus, wird somit eine Kernschmelze passiv verhindert. Im Fall eines Lecks tritt weniger Kühlmittel aus, da Primär- und Sekundärkreislauf drucklos arbeiten. Daher sollen sich hier Vorteile im Bereich Sicherheit ergeben.

Allerdings müssen spezifische Störfallrisiken wie Natrium-Leckagen und -brände berücksichtigt werden. Im Fall eines Kühlmittelaustritts muss ein Kontakt des sehr reaktionsfreudigen Natriums mit Wasser und Sauerstoff unterbunden werden, dafür sind zusätzliche Sicherheitsbarrieren notwendig. Das System ist komplex und vergleichsweise teuer, nicht zuletzt da es drei Kühlkreisläufe erfordert.

In früheren Jahrzehnten wurde die Möglichkeit, zusätzlichen Brennstoff in Reaktoren erbrüten zu können, teilweise als Vorteil gesehen. Allerdings ergaben sich aufgrund der Menge der weltweiten Uranvorkommen keine wirtschaftlichen Vorteile einer solchen Anwendung in größerem Maßstab. Außerdem wird je nach Konfiguration waffentaugliches Plutonium im Reaktor erbrütet. Dies erhöht Risiken bzgl. der Verbreitung von atomwaffenfähigem Material (Proliferation).

Hinsichtlich der Transmutation langlebiger Abfallstoffe muss festgestellt werden, dass so eine Anwendung bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden konnte. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es nicht möglich, sämtliche radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die z.B. in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht.

Der schnelle natriumgekühlte Reaktor war eines der ersten Reaktorkonzepte aus den Anfangszeiten der zivilen Atomenergienutzung. Natriumgekühlte Brutreaktoren waren und sind in mehreren Ländern im Einsatz. Auch im deutschen Forschungszentrum Karlsruhe lief von 1977 bis 1991 mit dem KNK-II eine derartige Versuchsanlage. Das auf derselben Technologie basierende Atomkraftwerk Kalkar ging aufgrund von Sicherheitsbedenken nie in Betrieb.

In Russland und China laufen derzeit drei schnelle natriumgekühlte Reaktoren im kommerziellen Betrieb, weitere befinden sich dort sowie in Indien im Bau. Forschung und Entwicklung von Reaktorkonzepten der Technologielinie finden weltweit in einer Vielzahl von Ländern statt.

Das „Generation IV International Forum“ hat dem Entwicklungsprojekt höchste zeitliche Priorität eingeräumt. Geplant ist die Entwicklung eines fortgeschrittenen schnellen natriumgekühlten Reaktors mit der Möglichkeit zur Transmutation besonders langlebiger Abfallstoffe voranzutreiben und in den 2020er Jahren in eine Demonstrationsphase überzugehen. Die Forschungs- und Entwicklungsarbeiten hierfür werden von China, EURATOM, Frankreich, Japan, Korea, Russland und den USA getragen.

Der Reaktor ist in Pool-Bauweise konstruiert, das heißt, dass sich der Reaktorkern in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit dem Kühlmittel befüllt, hierfür kommt flüssiges Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung zum Einsatz. Das metallische Kühlmittel siedet im Betrieb nicht, sodass im Reaktorbehälter Normaldruck herrscht. Aufgrund der Aufheiz- und Abkühlvorgänge in den verschiedenen Zonen des Reaktorbehälters zirkuliert das Kühlmittel auf natürliche Weise, ohne dass eine Umwälzung durch Pumpen stattfinden muss. Die Wärme wird über einen Wärmetauscher auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird.

Die im Reaktor zum Einsatz kommenden schnellen Neutronen können je nach Auslegung zusätzlichen Brennstoff erbrüten (Brutreaktion) oder potentiell eine Verringerung der langlebigen Abfallstoffe durch Transmutation bewirken.

Wie andere schnelle Reaktoren bietet der schnelle bleigekühlte Reaktor die Möglichkeiten, zusätzlichen Brennstoff zu erbrüten oder auch langlebige Abfallstoffe durch Transmutation in kurzlebigere oder stabile Stoffe umzuwandeln. Der Reaktorkern kann so dimensioniert werden, dass die pro Volumen entstehende Wärmemenge relativ gering ist. Die Blei-Legierung kann die gesamte Wärme in einer sich automatisch einstellenden Zirkulation abführen, es werden keine Primärkreispumpen benötigt. Der Primärkreis arbeitet außerdem drucklos. Zusätzlich hat Blei sehr gute Abschirmeigenschaften gegen die vom Brennstoff ausgehende ionisierende Strahlung.

Ein Nachteil des Systems ist, dass die Blei-Bismut-Legierung stets bei Temperaturen oberhalb ihres Schmelzpunktes (min. 123 °C) gehalten werden muss. Andernfalls verfestigt sie sich und der gesamte Reaktor wird unbrauchbar. Das Kühlmittel muss außerdem aufwändig filtriert werden. Blei und Bismut haben sehr hohe Dichten, sodass die Anlage aufgrund des enormen Gewichts stärkere Strukturen erfordert. Bismut ist zudem sehr selten und teuer.

Bereits in den 1940er bestand ein Forschungsprojekt zum schnellen bleigekühlten Reaktor in den USA, das 1950 eingestellt wurde. In der Sowjetunion wurden Reaktoren dieser Bauart zum Antrieb von U-Booten entwickelt, diese fanden bis 1996 Verwendung.

Seit den 1990er/2000er Jahren wird wieder vermehrt an dem Konzept geforscht. Unter anderem laufen in den USA, China, Russland, Südkorea und der EU diesbezügliche Forschungs- und Entwicklungsprojekte.

Besonders die Minimierung von Korrosions- und Erosionsrisiken durch das im Primärkreislauf zirkulierende Flüssigmetall sowie die Filtrierung des Kühlmittels stellen aktuell noch zu lösende Probleme bei der Entwicklung dar.