第4世代原子炉
現在の原子力装置技術と比べ、第4世代原子炉に主張される利益には
核廃棄物の必要保管期間について、千年紀単位から数十年単位に大幅短縮可能
同量の核燃料で100-300倍以上エネルギーを生む
既存の核廃棄物のエネルギー生産中での消費能力
改良された運用安全性
などがあげられる。
欠点の一つとしてすべての新型炉の技術は創始期の原子炉運用者の経験が少ない場合に危険性がより大きいことである。原子力工学者のデイビッド・ロッシュバウムはほとんどすべての種類の核事故は当時の先端技術で起こっていると説明している。彼は「新しい原子炉と事故の問題は2重である。予測実験で計画できない筋書きが起こることと人間のミスである」と主張する 。アメリカ研究所の指導者は「新しい原子炉の製作、建築、運用、維持は険しい学習曲線に直面するだろう、先進技術は事故とミスのリスクを高める。技術はたぶん証明されても人間は証明されていない。」と述べている。
ナトリウム冷却高速炉はMOX燃料を用いたナトリウム冷却高速炉とジルコニウムを加えた金属合金燃料を用いる一体型高速炉(IFR)の近い関係の2つの原子炉建設の設計案である。2023年現在ロシアで高速増殖炉が2基商業運転を行っている。
目標は増殖したプルトニウムによってウラン使用の効率を増加させ、超ウラン同位体が発電所から離れる必要性を除去することである。この原子炉設計では高速中性子で駆動される無減速の炉心が用いられ、超ウラン同位体を消滅、或いは燃料とする事が可能であるように設計されている。加えて廃棄サイクルから長半減期の超ウラン元素を取り除くことに利用できる。当案では、冷却材として液体のナトリウムを用いる。燃料は液体ナトリウムの満ちた炉の中にある鉄鋼被覆管の中に存在し、これらの集まりが燃料集合体を作っている。ナトリウムには水に触れると爆発反応を起こすという特徴があり設計上の課題として残る一方で、冷却材として水ではなく沸点のより高い液体金属ナトリウムを使用するため循環システムを大気圧下で稼動させられることから、冷却液漏れのリスクは減少される。
一体型高速炉は併設された乾式再処理施設での燃料サイクルに特徴付けられる原子炉の設計である。炉心がオーバーヒートした際に炉の金属燃料が膨張し、連鎖反応は自動的に減速する。この特徴から受動的安全を得ているとされる。原型炉は計画中止になっているが基本設計を引き継いだPRISMの開発が継続されている。