Обычным энергетическим реакторам, то есть, реакторам на медленных нейтронах, посвящена отдельная статья. Здесь же достаточно отметить, что «медленный» реактор является нормой. Таковые составляют около 100% всего поголовья. Некоторая погрешность приходится в настоящий на два российских реактора — БН-600 и БН-800 в составе Белоярской АЭС. В других странах с этим типом техники не сложилось. Хотя попытки — не многочисленные, правда, ввиду сложности задачи, — предпринимались.
Традиционная конструкция ядерного реактора подразумевает использование замедлителя. Обычно, это графит или совмещающая функции теплоносителя вода. Вещество это в буквальном смысле замедляет рождающиеся при распаде ядер нейтроны, не позволяя им покинуть зону реакции слишком быстро. Таким образом, нейтрон с высокой вероятностью поглощается следующим ядром и поддерживает цепную реакцию.
Достоинством применения замедления является экономичность установки. Уран можно использовать слабообогащённый или даже природный. Недостаток же является оборотной стороной достоинства. Нейтроны расходуются на поддержание реакции, как таковой. На килограмм израсходованного 235 изотопа, в результате, нарабатывается только 0.5-0.8 килограмма плутония.
Шесть-семь десятилетий назад последнее казалось крупным недостатоком, так как уран считался дефицитным сырьём, запасы которого ограничены и могут быть скоро исчерпаны. Что привело к разработке реакторов на быстрых нейтронах, работающих без замедлителя и способных осуществлять воспроизводство с коэффициентом 1.2-1.4. Тепловыделяющие элементы в таких устройствах охлаждались прозрачным для нейтронов жидким металлом (чаще всего, натрием), сами же нейтроны в зоне реакции не удерживались, а отражались назад зеркалами из обеднённого урана. Подвижные зеркала использовались для управления, фокусируя или рассеивая потоки частиц, но не только. Плутоний нарабатывался в них же.
В том числе, из-за управления с помощью зеркал, а не поглощающих нейтроны стержней, установка выходила сложной. Плюс, работала она только при использовании обогащённого до 20-30% горючего. Не только дорогого в производстве, но и повергающего тепловыделяющие элементы повышенным радиационным и прочим нагрузкам.
К тому времени, когда сложности удалось преодолеть, цены на уран упали, а с ними упал и интерес к плутонию, переработка которого оказалась, к тому же, самым страшным кошмаром ядерщиков. Таким образом, факторы, делавшие привлекательной идею реактора на быстрых нейтронах, действовать перестали. Обнаруженное у этого вида энергетических установок дополнительное достоинство — приёмистость, то есть, возможность почти мгновенного вывода на максимальную мощность, — некоторое время развлекала советских подводников. Но позже было отмечено, что вой турбин несущейся со скоростью 45 узлов субмарины невыносим не только для вражеской гидроакустики в масштабах океана, но и для экипажа в масштабах корабля корабля.
Как следствие, не считая экспериментальные образцы, энергетических реакторов на быстрых нейтронах за пределами России было построено всего четыре: один в Японии, один в Англии и два во Франции. Причём, японский так и не заработал. Маломощный английский благополучно, но бесславно вырабатывал энергию до 1994 года. Весьма амбициозный французский «Суперфеникс», долженствующий придти на смену работавшему с 1974 года «Фениксу», после двух недель работы начал себя так странно, что наука пыталась искать в нём новые законы физики. Оказалось, впрочем, что французские амбиции просто не гармонируют с тепловой стойкостью французских же ТВЭЛ, и в 1998 году реактор был остановлен. В 2009 году закрылся и «Феникс» — последний иностранный реактор на быстрых нейтронах. Новые — в Индии и Китае — строятся с российским участием.
В настоящий момент концепция реактора-размножителя снова актуальна, благодаря российским успехам в области переработки ядерных отходов, позволившим сделать замкнутый цикл оправданным экономически. К числу реакторов на быстрых нейтронах качественно нового уровня относится и строящийся БРЕСТ.
