液体金属冷却炉
現在のところ、すべての液体金属冷却炉は高速炉であり、さらにそのほとんどは高速増殖炉または海軍艦艇用の推進用原子炉である。液体金属は熱伝導が極めて良く、他の炉型と比較して小さな設置面積でより多くの熱を発生させる高速炉に適しているからである。また、冷却材は中性子吸収が小さい方が望ましいが、特に高速炉では本質的に中性子経済の良さが求められることが大きな理由である。低速の中性子は吸収されやすいため、冷却材は中性子減速能が低いのが理想である。さらに、冷却材が原子炉構造材を腐食させないことも重要であり、融点と沸点が原子炉の運転温度に見合った範囲にあることも求められる。
冷却材の沸騰は冷却系からの漏出に繋がり、冷却材喪失事故(LOCA)を引き起こす恐れがあるため、理想的には沸騰しない冷却材が求められる。換言すると、もし冷却材が沸騰しないようにできれば、冷却系内の圧力を常に正常レベルに維持することができ、こういった事故の可能性を劇的に低くすることができることになる。このため、冷却水プールに原子炉と熱交換器の全体を納めることにより事実上 内部ループ冷却が失われる危険性を排除する設計も多数存在する。
ノースアメリカンの一部門、アトミックス・インターナショナルがサンタスザーナ野外実験所の一角に実験炉を設置して運転を行っていたが、1959年7月に43本の燃料棒のうち13本が溶融し、大量の放射性ガスを放出するという重大事故を起こした。原子炉は修理されて1960年9月に運転を再開したが、結局1964年に運転を終了した。この原子炉は合計37GWhの電力を発電した。
ミシガン州モンロー郡にあったエンリコ・フェルミ炉は液体ナトリウム冷却高速増殖炉の実験炉であり、1963年から1972年にかけて運転されていたが、これも1963年に炉心の部分溶融事故を起こし、1975年に廃炉となった。
スコットランド北部のドーンレイにはイギリス原子力公社が実験炉としてドーンレイ高速炉(DFR)を設置していた。これはナトリウムカリウム合金冷却炉で、1959年から1977年まで運転され600GWhの電力を送電網に供給していた。同所に設置された原型炉(PFR)はナトリウム炉で1974年から1994年まで運転され、成功を収めた。
ソビエトのBN-600やBN-350、アメリカのEBR-II(英語版)はナトリウム冷却炉であった。アメリカのEBR-I は常温でも液体であるナトリウムカリウム合金を採用していた。液体金属冷却は一体型高速炉(英語版)などの高速増殖炉を含む多くの高速中性子炉で採用されている。
液体金属冷却炉と溶融塩原子炉を組み合わせた二流体系原子炉(英語版)(dual fluid reactor)プロジェクトも存在する。
第4世代原子炉として、液体金属冷却炉の研究が進められている。
ナトリウム冷却高速炉 (SFR)
鉛冷却高速炉 (LFR)