整合式快中子增殖反应炉

整合式快中子增殖反应炉（Integral Fast Reactor,IFR），最初称为先进液态金属反应炉（Advanced Liquid-Metal Reactor,ALMR ），是一种使用快中子而不使用中子慢化剂（即“快”堆）的核反应炉设计。 IFR可以增殖更多燃料，其特点是采用在反应炉现场进行电解精炼后处理的核燃料循环。 IFR是一种钠冷快堆（SFR），是现存最接近其类型的快中子增殖反应堆，属于第四代反应炉。
美国能源部(DOE) 于 1984 年开始设计 IFR，并建造了原型机－实验增殖反应炉 II。 1986年 4 月 3 日，两项试验验证了 IFR 概念的安全性。这些试验模拟了冷却剂流量损失导致的事故。即使在正常的停堆装置被停用的情况下，反应炉也能安全自动关闭，系统任何地方都不会过热。 IFR 计划于 1994 年被美国国会取消，比原计划提前三年完成。
 （来自 SuperPRISM），也称为 PRISM（动力反应炉创新小型模组），是通用电气日立核能公司基于 IFR设计的核电厂名称。2022 年，通用电气日立核能公司和TerraPower开始在怀俄明州凯默勒探索建造五座基于"钠"钠快堆的核电站；该设计包含一座 PRISM 反应堆，以及 TerraPower 的行波设计，并配备熔盐储存系统。
历史.
IFR反应炉的研究始于1984年，位于伊利诺州阿贡的阿贡国家实验室，该实验室是美国能源部国家实验室系统的一部分，目前由芝加哥大学根据合约运作。
阿贡国家实验室先前在爱达荷州爱达荷瀑布市设有一个名为「阿贡西」的分校区，该分校现已成为爱达荷州国家实验室的一部分。过去，来自阿贡西的物理学家曾在该分校区建造了所谓的实验增殖反应炉二号（EBR-II）。同时，阿贡国家实验室的物理学家设计了IFR概念，并决定将EBR-II转换为IFR。来自阿贡国家的加拿大籍物理学家查尔斯·蒂尔（Charles Till）担任IFR专案负责人，尹昌（Yoon Chang）担任副负责人。蒂尔驻扎在爱达荷州，尹昌则驻扎在伊利诺州。
取消项目.
随著比尔·柯林顿1992 年当选总统，以及黑兹尔·奥利里被任命为能源部长，高层面临取消 IFR 的压力。参议员约翰·克里（马萨诸塞州民主党人）和奥利里带头反对该反应堆，他们认为这将对核不扩散努力构成威胁，而且它是已被国会取消的克林奇河增殖反应堆项目的延续。
同时，1994 年，能源部长奥利里向 IFR 首席科学家颁发了 1 万美元奖金和一枚金牌，嘉奖令指出，他为开发 IFR 技术所做的工作「提高了安全性、提高了燃料的利用效率，并减少了放射性废物」。
IFR 的反对者还提交了一份由美国能源部核安全办公室提交的报告，该报告涉及一位前阿贡国家实验室员工的指控，该员工指控阿贡国家实验室因他提出对 IFR 项目安全性和研究质量的担忧而对他进行报复。该报告引起了国际社会的关注，但主要科学出版物对它的报导却截然不同。英国期刊"《自然》"将其文章标题定为“报告支持告密者”，并指出能源部评估 IFR 研究的专家小组存在利益冲突。相较之下，发表在"《科学》杂志"上的文章标题为「阿贡国家实验室的告密者真的在吹牛吗？」
自2000年起.
2001年，作为第四代反应炉路线图的一部分，美国能源部委托了一个由242名科学家组成的团队，该团队来自能源部、加州大学柏克莱分校、麻省理工学院(MIT)、史丹佛大学、美国国家实验室 (ANL)、劳伦斯利弗莫尔国家实验室、东芝、西屋电气、杜克大学、电力科学研究院 (EPRI 29 ) 和其他电气研究院的设计在2002年4月9日发布的研究中，IFR反应炉排名第一。
目前，尚无整合式快堆投入商业营运。不过， 反应炉是一种非常相似的快堆，作为钸库的燃烧器运行，已于 2016 年开始商业运营。
技术概述.
IFR 由液态钠冷却，以铀和钸的合金为燃料。燃料包含在钢包壳中，液态钠填充在燃料和包壳之间的空间。燃料上方的空隙可以安全地收集氦和放射性氙]，而不会显著增加燃料元件内的压力，还允许燃料膨胀而不会破坏包壳，使金属燃料而不是氧化物燃料变得实用。与液态金属铅相比，液态钠冷却剂的优点在于液态钠的密度小得多，黏度也小得多（降低了泵送成本），对普通钢没有腐蚀性（透过溶解），并且基本上不会产生放射性中子活化副产物。与铅冷却剂相比，钠冷却剂的缺点是钠具有化学反应性，尤其是与水或空气反应。铅可以取代铅和铋的共晶合金，如苏联的反应炉冷却剂。
基本设计决策.
金属燃料.
EBR-II 已演示了金属燃料包层内部设有填充钠的空隙，以允许燃料膨胀。金属燃料使高温处理成为首选的后处理技术。
金属燃料的制造比陶瓷（氧化物）燃料更容易、更便宜，尤其是在远端处理条件下。
金属燃料比氧化物具有更好的导热性和更低的热容量，具有安全优势。
钠冷却剂.
使用液态金属冷却剂，无需在反应炉周围设置压力容器。钠具有优异的核特性、高热容量和传热能力、低密度、低黏度、较低的熔点和较高的沸点，并且与包括结构材料和燃料在内的其他材料具有出色的兼容性。冷却剂的高热容量以及反应炉堆芯中不含水的特性提高了堆芯的固有安全性。
池式设计而非环路设计.
将所有一次冷却剂集中在一个水池中，具有许多安全性和可靠性优势。
采用高温处理进行现场再处理.
后处理对于实现快堆的大部分优势至关重要，它可以提高燃料利用率，并将放射性废物减少几个数量级。
现场处理是使IFR「不可或缺」的关键。现场处理和高温处理均可降低扩散风险。
高温处理（使用电解精炼器）已在EBR-II上得到验证，在所需规模上是可行的。与PUREX水相制程相比，高温处理的成本较低，但不适合用于生产武器级材料，这与专为武器专案开发的PUREX制程不同。["需要引用"]
热处理工艺使金属燃料成为首选燃料。这两个决策是相辅相成的。
优势.
增殖反应炉（例如IFR）原则上可以提取铀或钍中几乎所有的能量，与传统的直流反应炉相比，燃料需求量可降低近两个数量级。传统的直流反应炉提取的铀矿能量不到0.65%，而其燃料浓缩铀能量提取的量不到5%。这可以大大缓解人们对燃料供应或采矿能源消耗的担忧。
如今，更重要的是快堆"为何"燃料效率高：因为快中子可以裂变或「烧尽」所有超铀废料成分。超铀废料由锕系元素（反应炉级钸和少量锕系元素）组成，其中许多元素的寿命可达数万年甚至更久，这使得传统的核废料处理变得十分棘手。 IFR产生的大多数放射性裂变产物的半衰期要短得多：它们在短期内具有强放射性，但衰变速度很快。经过多次循环，IFR最终会导致99.9%的铀和超铀元素发生裂变并产生能量；因此，它唯一的废料就是核分裂产物。这些产物的半衰期要短得多；300年后，它们的放射性将降至低于原始铀矿石的水平。 &lt;ref name="SV/g chart"&gt;Nucleus-4-2007 pg 15 see SV/g chart, "www.stralsakerhetsmyndigheten.se"&lt;/ref&gt;第四代反应炉的设计目的是利用第三代核电厂的废料，这一事实可能会从根本上改变核能的命运——从废料管理和能源安全的角度来看，第三代和第四代核电站的组合可能比单独的第三代核电站更具吸引力。
「整合」是指透过电化学高温处理进行现场后处理。这个过程将乏燃料分离成三个部分：铀、钸同位素和其他超铀元素，以及核分裂产物。铀和超铀元素被回收制成新的燃料棒，而裂变产物最终被转化为玻璃和金属块，以便进行更安全的处置。由于合并后的超铀元素和裂变产物具有高放射性，因此燃料棒的转移和后处理操作需要使用机器人或遥控器设备。这种方法的另一个好处是，由于裂变材料永远不会离开设施（如果离开，处理起来将是致命的），这大大降低了裂变材料可能被转移而导致的扩散风险。
安全.
在传统的轻水反应炉(LWR) 中，必须将核心维持在高压下，以使水在高温下保持液态。相较之下，由于 IFR 是液态金属冷却反应堆，堆芯可以在接近环境压力下运行，从而大大降低了发生冷却剂流失事故的危险。整个反应炉堆芯、热交换器和主冷却泵都浸没在液态钠或铅池中，因此极不可能发生主冷却剂流失的情况。冷却剂回路设计为允许透过自然对流进行冷却，这意味著在发生断电或反应炉意外关闭的情况下，即使主冷却泵发生故障，反应炉堆芯的热量也足以保持冷却剂循环。
与传统的轻水器相比，IFR 还具有被动安全优势。燃料和包壳的设计使得当它们因温度升高而膨胀时，更多的中子能够逸出核心，从而降低裂变炼式反应的速率。换句话说，堆芯温度的升高起到了反馈机制的作用，降低了堆芯功率。这项特性称为负反应性温度系数。大多数轻水器也具有负反应性系数；然而，在 IFR 中，这种效应足够强，足以阻止反应炉在没有操作员或安全系统外部干预的情况下达到核心损坏的程度。这在原型机的一系列安全测试中得到了证实。为国际观众进行测试的工程师 Pete Planchon 打趣道：「早在 1986 年，我们实际上就给过一个小型（20 MWe）原型先进快堆几次熔化的机会。它两次都礼貌地拒绝了。」
液态钠有安全问题，因为它与空气接触会自燃，与水接触会爆炸。 1995年文殊核电厂的事故和火灾就是这种情况。为了降低蒸汽涡轮机漏水后发生爆炸的风险，IFR 设计（与其他SFR一样）在反应炉和蒸汽涡轮机之间包含一个中间液态金属冷却剂回路。此回路的目的是确保钠和轮机水意外混合后的任何爆炸都局限于二次热交换器，不会对反应炉本身构成危险。替代设计使用铅代替钠作为主要冷却剂。铅的缺点是其密度和黏度较高，这会增加泵送成本，并且会因吸收中子而产生放射性活化产物。一些俄罗斯潜艇反应炉中使用的铅铋共熔盐具有较低的黏度和密度，但可能会出现相同的活化产物问题。
效率和燃料循环.
IFR计划的目标是透过钸增殖来提高铀的利用效率，并消除超铀同位素离开核电厂的必要性。该反应炉采用非慢化设计，以快中子运行，旨在允许任何超铀同位素被消耗（在某些情况下可用作燃料）。
目前轻水反应炉采用直流燃料循环，仅能利用自然界中不到1%的铀发生裂变（并产生能量），相较之下，像IFR这样的增殖反应炉燃料循环效率非常高（99.5%的铀会发生裂变）。其基本方案是采用热释电分离技术（一种在其他冶金制程中常用的方法），从废料中分离超铀元素和锕系元素并将其浓缩。这些浓缩的燃料随后在现场重整成新的燃料元件。
可用的燃料金属无需与钸同位素或所有裂变产物分离，因此相对难以用于核武。此外，由于钸无需离开核电厂，其被未经授权转移的可能性也小得多。
将长半衰期超铀元素从废弃物循环中移除的另一个重要好处是，剩余废弃物的危害性将大大降低。锕系元素（后处理铀、钸和少量锕系元素）回收后，剩余的放射性废物同位素是裂变产物——半衰期为90年（钐-151）或更短，或211,100年（锝-99）或更长——以及来自非燃料反应炉部件的任何活化产物。
与轻水反应炉的比较.
核废料.
IFR 反应炉产生的废料要么半衰期短，衰变迅速，相对安全；要么半衰期长，放射性弱。产生的两种 IFR 废料均不含钸或其他锕系元素。由于采用了高温处理，真正的废料/裂变产物总量是同等功率输出的轻水电厂产生的乏燃料量的二十分之一，通常被认为都是无法使用的废料。 70% 的裂变产物是稳定的或半衰期在一年以下。锝-99和碘-129占裂变产物的 6%，它们的半衰期很长，但可以透过反应炉内的中子吸收转化为半衰期很短的同位素（15.46 秒和 12.36 小时），从而有效地摧毁它们（更多资讯请参见：长寿命裂变产物）。锆-93，另外占裂变产物的5%，原则上可以回收用于燃料棒包壳，即使它具有放射性也无所谓。除超铀废料（TRU）的贡献外－TRU是铀-238在轻水反应炉中捕获慢热中子但不发生裂变时产生的同位素－所有在TRU燃料后处理后剩余的高放射性废料/裂变产物，其放射性毒性（以西弗特为单位）在200到400年内均低于天然单位（以铀克），并且将继续下降至天然铀）。&lt;ref name="pg 15 see SV/g chart"&gt;&lt;/ref&gt;
燃料的现场后处理意味著离开工厂的高放射性核废料的量与轻水堆乏燃料相比微不足道。事实上，在美国，大多数轻水器乏燃料仍储存在反应炉现场，而不是运去后处理或放置在地质处置库中。后处理产生的较小体积的高放射性废料可以在反应炉现场停留一段时间，但由于中寿命裂变产物（MLFP）具有强放射性，需要安全储存，例如在干式贮存容器中。在其使用的最初几十年，在MLFP衰变到较低产热水平之前，地质处置库的容量不是受体积限制，而是受产热量限制。这限制了早期处置库的安置。来自IFR的MLFP衰变产生的每单位功率热与任何类型的裂变反应炉大致相同。
彻底去除反应炉废料流中的钸，有望减轻目前大多数其他反应炉乏核燃料存在的担忧，即乏燃料库未来可能被用作钸矿。 此外，尽管该方案可将放射性毒性降低百万倍，但人们依然担心放射性寿命：[有人认为] 去除锕系元素对于地质处置库的处置几乎没有任何显著优势，因为一些在诸如渗入地下水等情况下最令人担忧的"裂变产物"核素，其半衰期实际上比放射性锕系元素更长。即使所有锕系元素都被去除，数百年后对废物的担忧也无法消除，因为剩余的废物中含有锝-99、碘-129和铯-135等放射性裂变产物，其半衰期在21.3万年到1570万年之间。然而，这些担忧并未考虑到将此类材料储存在不溶性合成橡胶（Synroc ）中的计划，也没有将其与医用X射线、宇宙射线或天然放射性岩石（如花岗岩）等天然来源的危害进行同等程度的衡量。此外，一些放射性裂变产物正被用作嬗变的目标，这甚至缓解了这些相对较低的担忧。例如，可以透过在堆芯中添加锝，帮助在过程中透过核嬗变摧毁长寿命裂变产物锝-99 ，将IFR的正空泡系数降低到可接受的水平。 
二氧化碳.
IFR 和 LWR 在运作过程中都不会排放二氧化碳，尽管建造和燃料加工会导致二氧化碳排放如果使用非碳中性的能源，例如化石燃料），并且在建造过程中会使用排放二氧化碳的水泥。
耶鲁大学2012 年的一项研究分析了核电的二氧化碳 生命周期评估(LCA) 排放，结果显示：总体 LCA 文献表明，核电的生命周期温室气体排放量只是传统化石能源的一小部分，与再生技术相当。虽然该论文主要处理了第二代反应炉的数据，并没有分析目前正在建造的第三代反应炉到2050年的二氧化碳排放量，但它总结了正在开发的反应炉技术的生命周期评估结果：生命周期评估 (LCA) 文献已对理论 FBR（快中子增殖反应炉）进行了评估。评估这项潜在未来技术的有限文献报告称，其生命周期中位数温室气体排放量…与 LWR（轻水反应炉）相似或更低，并声称几乎不消耗铀矿石。
燃料循环.
快堆燃料必须至少有20%的可裂变性，高于轻水器所使用的低浓缩铀。裂变材料最初可以包括来自轻水堆乏燃料、退役核武或其他来源的高浓缩铀或钸。在运作过程中，反应炉会从可增殖材料中增殖更多的裂变材料－铀最多可增殖约5%，钍最多可增殖约1% 。
快堆燃料中的可增殖材料可以是贫铀（主要是铀-238）、天然铀、钍，或来自传统轻水堆乏燃料的后处理铀，甚至包括不可裂变的钸同位素和少量锕系元素同位素。假设在后处理过程中锕系元素没有泄漏到废物流中，那么一座1 GWe的IFR型反应炉每年将消耗约1吨可增殖材料，并产生约1吨裂变产物。
IFR燃料循环的高温处理（此处为电解精炼）后处理无需像PUREX制程那样生产不含裂变产物放射性的纯钸。 IFR燃料循环后处理的目的只是降低中子毒物的裂变产物含量；即使这些产物也不需要完全去除。电解精炼后的乏燃料具有高放射性，但由于新燃料无需像轻水反应炉燃料芯块那样进行精密制造，只需铸造即可，因此可以进行远端制造，从而减少工人的辐射暴露。
与任何快堆一样，透过改变包层所使用的材料，IFR 可以在从增殖模式、自给自足模式到燃烧模式的多种模式下运作。在增殖模式下（使用 U-238 包层），反应炉产生的裂变材料多于其消耗的裂变材料。这对于为启动其他工厂提供裂变材料很有用。使用钢反射器代替 U-238 包层，反应炉以纯燃烧模式运行，并不是裂变材料的净创造者；总的来说，它将消耗裂变材料和可增殖材料，并且假设无损后处理，不会输出锕系元素，而只会输出裂变产物和活化产物。如果过剩的武器级钸和轻水反应炉乏燃料钸库存不足，那么所需的裂变材料数量可能成为广泛部署快堆的限制因素。为了最大限度地提高快堆的部署速度，可以以最大增殖模式运行快堆。
使用高温处理和电解精炼技术对核燃料进行再处理尚未在商业规模上得到证实，因此投资大型 IFR 型工厂的财务风险可能比投资传统轻水反应炉更高。
被动安全.
IFR 使用金属合金燃料（铀、钸和/或锆），这种燃料具有良好的热导体，这与轻水器（甚至一些快中子增殖反应炉）使用的氧化铀不同，后者导热性较差，燃料芯块中心温度较高。 IFR 的燃料体积也较小，因为裂变材料与增殖材料的稀释比例为 5 或更低，而轻水器燃料的稀释比例约为 30。在运作过程中，IFR 堆芯需要单位体积的热量排出量比轻水堆堆芯更大；但另一方面，停堆后，滞留的热量会大大减少，这些热量会扩散出去，需要排出。然而，两种情况下短寿命裂变产物和锕系元素衰变产生的热量相当，一开始都很高，停堆后会随著时间的推移而降低。池式冷却剂池中的大量液态钠主冷却剂旨在吸收衰变热，而不会达到燃料熔化温度。主钠泵采用飞轮设计，因此断电后，它们会缓慢（90秒）滑行停止。这种滑行有助于停堆时堆芯冷却。如果主冷却回路突然停止，或者控制棒突然被移除，金属燃料可能会熔化，就像EBR-I中意外演示的那样；然而，熔化的燃料随后会沿著钢制燃料包壳管向上挤压，并流出活动堆芯区域，从而导致反应堆永久停堆，不再产生裂变热或燃料熔化。使用金属燃料时，包壳不会被破坏，即使在极端过功率瞬变下也不会释放放射性物质。
IFR功率等级的自我调节主要取决于燃料的热膨胀，这会使更多中子逸出，从而抑制炼式反应。轻水反应炉受燃料热膨胀的影响较小（因为堆芯的大部分是中子慢化剂），但多普勒增宽（作用于热中子和超热中子，而不作用于快中子）会产生强烈的负反馈，而水慢化剂/冷却剂沸腾会产生负空泡系数；密度较低的蒸汽会将数量变低且被热值裂缝较低的然而，可以透过在堆芯中添加锝，将IFR的正空泡系数降低到可接受的水平，这有助于在过程中透过核嬗变摧毁名为锝-99的长寿命裂变产物。
IFR 能够承受无SCRAM的流量损失和无 的散热器损失。除了反应炉的被动停堆外，主冷却剂系统产生的对流还能防止燃料损坏（核心熔化）。这些能力已在 EBR -II中得到验证。最终目标是在任何情况下都不释放放射性物质。
钠的易燃性对操作人员构成风险。钠在空气中易燃，遇水会自燃。在反应炉和涡轮机之间使用中间冷却剂回路，可以最大限度地降低反应炉堆芯发生钠火灾的风险。
在中子轰击下，会产生。钠-24具有高放射性，会发射出能量高达2.7兆电子伏特的伽马射线，随后发生β衰变形成镁-24。镁-24的半衰期仅15小时，因此不会造成长期危害。然而，钠-24的存在使得在反应炉和涡轮机之间使用中间冷却剂回路成为必要。
增殖.
IFR 和轻水反应炉(LWR) 均能生产反应炉级钸－即使在高燃耗下仍可用于制造武器级钸 —但 IFR 燃料循环的一些设计特点使其核扩散比目前PUREX乏燃料回收系统更困难。首先，它可以在更高的燃耗下运行，从而提高不可裂变但可增殖的同位素钸-238、钸-240和钸-242的相对丰度。
与 PUREX 后处理不同，IFR 对乏燃料的电解后处理不会分离出纯钸。相反，它会与少量锕系元素和一些稀土裂变产物混合在一起，这使得理论上能否用它直接制造炸弹变得相当可疑。 与从拉阿格到分散的轻水反应炉等法国现在常见的做法不同，IFR 热处理燃料不会从大型集中式后处理厂运输到其他地方的反应堆，因此更能防止未经授权的转移。 IFR 中含有钸同位素混合物的材料会留在反应炉现场，然后几乎"就地"烧尽； 或者，如果作为增殖反应炉运行，部分热处理燃料可以被反应炉（或位于其他地方的其他反应炉）消耗。然而，与传统的水处理方法一样，仍然可以透过化学方法从高温处理燃料中提取所有钸同位素。事实上，从回收产品中提取钸同位素比从原始乏燃料中提取要容易得多。然而，与另一种传统的回收核燃料——混合氧化物（MOX）相比，提取钸同位素仍然更加困难，因为IFR回收燃料含有更多的裂变产物，而且由于其更高的燃耗，钸-240的抗扩散能力也比MOX更强。
从 IFR 乏燃料中移除并烧毁锕系元素（包括钸）的一个好处是，无需担心将乏燃料（或实际上是常规的——因此燃耗相对较低的——乏燃料，其中可能含有可用于武器的钸同位素浓度）留在地质处置库或干式贮存桶中，因为这些燃料将来可能会被开采用于制造武器。
因为反应炉级钸含有自发裂变率高的钸同位素，而且这些麻烦的同位素的比例（从武器制造的角度来看）只会随著燃料燃烧时间的延长而增加，所以从高度燃烧的乏燃料中生产出大量产量的裂变核武器要比从（传统的核武器）中等燃烧的轻水反应堆中生产出大量产量的裂乏困难。
因此，IFR系统虽然在许多指标上显著降低了核扩散风险，但并未完全消除。先进液态金属反应炉（ALMR）回收燃料中的钸的同位素组成与其他高燃耗乏核燃料来源的钸类似。虽然这使得该材料对武器生产的吸引力降低，但它仍然可以用于不太复杂的武器或用于聚变助推器。
1962 年，美国政府引爆了一枚核装置，所使用的钸当时被定义为「反应炉级钸」。不过，在最近的分类中，它被认为是燃料级钸，通常是由低燃耗的生产的钸。
增殖反应炉燃料产生的钸，其同位素钸-240的含量通常高于其他反应炉产生的钸，这使得其用于武器的吸引力较低，尤其是在类似“胖子”核弹的第一代核武器设计中。这使其本身就具有一定的抗扩散能力。然而，如果在增殖过程中用铀包层包裹核心，包层中产生的钸通常具有较高的钸-239质量，而钸-240 含量极低，这使得其用于武器的吸引力极高。
如果作为增殖反应炉而不是燃烧器来运行，IFR 具有增殖潜力：尽管近期一些关于 ALMR/IFR 概念未来的提案，例如概念中的PRISM 反应炉和俄罗斯已投入运行（2014 年）的BN-800 反应炉，更侧重于其转化和不可逆地消耗钸的能力，但 IFR 的开发者承认，「IFR 可以配置为其转化和不可逆地消耗钸的能力，但 IFR 的开发者承认，「IFR 可以配置为其转化和不可逆地消耗钸的能力，但 IFR 的开发者承认，「IFR 可以配置为其转化的净生产者，这一点毋庸钸」。如果 ALMR 系统不是处理乏燃料，而是在电解精炼器中对"辐照后的增殖材料"（即使用一层增殖铀-238）进行后处理，那么所得钸将是一种性能更优越的材料，其同位素组成接近于核武器制造的理想水平。
反应炉设计和建造.
IFR 的商业版本S-PRISM可以在工厂建造并运送至现场。这种小型模组化设计（311 MWe 模组）降低了成本，并允许经济地建造各种规模（311 MWe 及任何整数倍）的核电厂。
考虑到整个生命周期的成本评估表明，快堆的成本不会高于水慢化水冷反应堆，后者是目前世界上使用最广泛的反应炉。
液态金属钠冷却剂.
与使用相对较慢的低能量（热）中子的反应炉不同，快中子反应炉需要不会慢化或阻挡中子（如轻水反应炉中的水那样）的核反应炉冷却剂，以便其拥有足够的能量来裂变可裂变但不可裂变的锕系同位素。堆芯也必须紧凑，并尽可能减少中子慢化物质的含量。金属钠冷却剂在许多方面都具有最理想的性能组合，可满足此用途。除了不作为中子慢化剂外，其理想的物理特性还包括：
使用液态钠的其他好处包括：
使用钠的显著缺点是，它在存在大量空气（氧气）的情况下极易发生火灾，并且遇水会自燃，导致钠泄漏和水淹。 1995年文殊核电厂的事故和火灾就属于这种情况。钠与水反应会产生氢气，而氢气可能具有爆炸性。钠的活化产物（同位素）24Na在衰变时会释放出危险的高能量光子（尽管其半衰期只有15小时）。反应炉设计将24Na保留在反应炉池中，并透过二次钠回路带走热量用于发电，但这会增加建造和维护成本。