Reactor rápido refrigerado por sodio

El primer reactor rápido de sodio (SFR) comercial, y el primer reactor reproductor comercial, fue el reactor Fermi 1  de 66 MW _{e, construido en 1963 bajo el} Programa de Demostración de Reactores de Potencia . Este reactor se basó en el diseño del EBR-I y sufrió una fusión parcial similar en 1966. Fermi 1 se cerró para reparaciones hasta 1970, después de lo cual operó hasta 1972. ^{[ 4 ]}

En la década de 1960, la Comisión de Energía Atómica de EE. UU. (AEC) emprendió un importante programa para construir reactores reproductores rápidos comerciales refrigerados por metal líquido, que finalmente fue declarado el programa energético de máxima prioridad del país en 1969. Este programa culminó con el Proyecto del Reactor Reproductor de Clinch River (CRBRP), cuyo objetivo era construir un reactor reproductor rápido _de  demostración de 300 MWe . El CRBRP sufrió importantes retrasos y se convirtió en el centro de una gran batalla política sobre el futuro de la energía nuclear, lo que llevó a su cancelación en 1983. Esta decisión puso fin, de hecho, a la investigación sobre reactores reproductores en Estados Unidos. ^{[ 4 ]}

Tras la cancelación del CRBRP, el programa estadounidense se reorientó hacia el concepto de un reactor rápido integral (IFR), un SFR intrínsecamente seguro que incorporaría el reprocesamiento de combustible in situ para cerrar el ciclo del combustible nuclear. El EBR-II se utilizó para investigar las características de seguridad intrínsecas de los SFR como parte del programa IFR, y demostró con éxito la eliminación segura del calor residual mediante la circulación natural en el refrigerante de sodio. ^{[ 4 ]} Sin embargo, el programa IFR fue cancelado en 1994 por la administración Clinton antes de que se pudiera construir una planta de demostración, y el EBR-II también fue clausurado. ^{[ 4 ] [ 6 ]}

France constructed the Phénix demonstration SFR in 1973, and the larger commercial Superphénix in 1985. Superphénix was the largest SFR ever constructed, at 1242 MW_e. It experienced technical issues and significant political opposition, and was closed in 1998 for political reasons.^[6] The closure of Superphénix led to the refocusing of the French nuclear program to light-water reactors instead of fast breeders.^[6] Germany constructed the 327 MW SNR-300 fast breeder reactor in 1985, however it suffered significant political backlash and was never taken online. The reactor was officially cancelled in 1991.^[5]

The Monju Nuclear Power Plant was constructed in Japan between 1986 and 1994. After a sodium leak accident in 1995, the reactor was shut down for repairs until 2010.^[6] Shortly afterward, the plant's fuel handling machine fell into the reactor vessel and could not be retrieved, and the reactor was closed permanently in 2016.^[7]

The Soviet Union constructed multiple commercial SFRs at the Beloyarsk Nuclear Power Station, starting with the BN-350 reactor. The BN-350 operated between 1972 and 1999 and produced both electricity and process heat for desalination. Two additional SFRs, BN-600 and BN-800, came online in 1980 and 2014, and are considered commercially successful. As of 2024, the BN-800 reactor has a capacity factor above 80% and has successfully demonstrated the burning of surplus plutonium.^[6]

El gran interés en el ciclo de reproducción se debió principalmente a una escasez prevista de recursos de uranio. Sin embargo, esta escasez nunca se materializó y el reactor de agua ligera acabó dominando el mercado, mientras que la construcción de reactores rápidos de sodio (SFR) se estancó. ^{[ 5 ]} Una excepción es India, que carece de importantes recursos de uranio y ha impulsado los reactores de reproducción como parte de su programa de energía nuclear de tres etapas . La segunda etapa de este plan contempla la construcción de plantas comerciales de SFR capaces de producir plutonio fisionable y uranio-233 para su uso en reactores de agua pesada . El reactor experimental de prueba de reproducción rápida (Fast Breeder Test Reactor) , basado en el diseño francés Rapsodie, se construyó a partir de 1972 y ha permanecido operativo desde 1985. ^{[ 6 ]} Un reactor a escala de demostración, el reactor prototipo de reproducción rápida de  500 MWe , comenzó su construcción en 2004 y se completó en 2024 tras importantes retrasos. El reactor alcanzó la criticidad en abril de 2026. ^{[ 8 ]}

La preocupación por la proliferación de armas nucleares , en particular por el uso de combustible de plutonio, aumentó significativamente en la década de 1970 tras la prueba nuclear de la India en 1974. [ ^{4 ] En} Estados Unidos, las consideraciones sobre la proliferación del plutonio proliferaron durante la administración Carter , lo que llevó al abandono del reprocesamiento estadounidense en 1977. Esta postura se consolidó aún más en la década de 1990 con la administración Clinton , que clausuró la Instalación de Pruebas de Flujo Rápido y abandonó en gran medida el desarrollo de reactores rápidos. ^{[ 9 ]}

Los diseños posteriores de SFR hicieron hincapié en la construcción modular y las características de seguridad pasiva. El Departamento de Energía de EE. UU. llevó a cabo un programa de reactores avanzados de metal líquido (ALMR) en las décadas de 1980 y 1990, que dio como resultado el reactor PRISM , diseñado por General Electric , un pequeño reactor SFR modular. PRISM introdujo el uso de la fabricación en fábrica y plantas multimodulares para reducir el costo de construcción de nuevos reactores. ^{[ 10 ]}

Tras el ALMR, el Departamento de Energía fundó el Foro Internacional Generación IV (GIF) para comercializar tecnologías nucleares avanzadas. El GIF seleccionó seis conceptos de reactor para su posterior desarrollo, incluido el reactor rápido refrigerado por sodio. ^{[ 11 ]} El GIF hizo especial hincapié en las capacidades de gestión de residuos y utilización de recursos del SFR como deseables. ^{[ 1 ]}

La Corporación Nacional Nuclear de China (CNNC) comenzó la construcción del primer reactor reproductor CFR-600 en 2017 en Xiapu , que se terminó en 2023. Una segunda unidad comenzó la construcción en 2020. ^{[ 12 ]}

La empresa estadounidense TerraPower desarrolló un tipo de SFR de onda viajera y planeó construir una unidad de demostración de 600  MW _e con China National Nuclear Corporation en 2015. ^{[ 13 ]} Sin embargo, el proyecto se canceló en 2019 y la empresa cambió al desarrollo de un SFR convencional de tipo piscina, Natrium , combinando su reactor de onda viajera con el diseño GE-Hitachi PRISM. ^{[ 14 ] [ 15 ]} El reactor incorpora un sistema de almacenamiento de energía térmica de sales fundidas que le permite variar su potencia de salida entre 500  MWe y 100  MWe, mientras se mantiene en una  potencia térmica de salida constante de 840 MWth. ^{[ 16 ] [ 17 ]}

En 2020, TerraPower recibió una subvención de 80 millones de dólares del Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE) para el desarrollo del Natrium SFR bajo el Programa de Demostración de Reactores Avanzados. ^{[ 15 ]} Posteriormente, el Departamento de Energía otorgó 2  mil millones de dólares para el proyecto para 2022. ^{[ 18 ]} La empresa seleccionó Kemmerer, Wyoming, como el sitio para su primer despliegue en 2021, como la Unidad 1 de la Central Eléctrica de Kemmerer. TerraPower presentó una solicitud de permiso de construcción a la Comisión Reguladora Nuclear en 2024, ^{[ 17 ]} y la construcción no nuclear más tarde ese mismo año. ^{[ 19 ] [ 20 ]} La NRC emitió el permiso de construcción para la Unidad 1 de Kemmerer el 4 de marzo de 2026, ^{[ 21 ]} y la construcción nuclear comenzó el 23 de abril. ^{[ 17 ]}

En 2023, ARC Clean Technology Canada firmó un memorando de entendimiento con el Gobierno de Alberta para apoyar el despliegue del reactor modular SFR ARC-100  de 100 MW _{e de la compañía.} ^{[ 22 ]} El reactor ARC-100 completó una revisión previa a la licencia con la Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear en 2025, y la compañía planea construir su primera unidad en la Central Nuclear de Point Lepreau para 2029, en asociación con New Brunswick Power . ^{[ 23 ]}

Oklo Inc. diseñó un reactor rápido de combustible sólido  (SFR) de tipo piscina de 75 MWe, el Aurora Powerhouse . La primera unidad, Aurora-INL, comenzó a construirse en el Laboratorio Nacional de Idaho en 2025 bajo autorización del Departamento de Energía (DOE). ^{[ 24 ]} La compañía también planea construir una planta privada de reciclaje de combustible en Tennessee, que utilizará refinación electroquímica y piroprocesamiento para reciclar el combustible nuclear gastado. ^{[ 24 ]}

Un reactor rápido refrigerado por sodio utiliza sodio metálico líquido para transportar el calor del núcleo. El sodio es un excelente fluido de transferencia de calor, con un bajo punto de fusión y un alto punto de ebullición, lo que permite que un reactor refrigerado por sodio opere a alta temperatura manteniendo la presión atmosférica. ^{[ 25 ]} La eliminación del refrigerante presurizado elimina eficazmente el riesgo de un accidente por pérdida de refrigerante , mientras que la operación a mayor temperatura proporciona una mayor eficiencia térmica que los reactores de agua ligera. ^{[ 26 ]}

El sodio hierve a 892 °C (1638 °F) , lo que proporciona un margen de ebullición de aproximadamente 400 °C (752 °F) , en comparación con los 15 °C (59 °F) de un reactor de agua a presión (PWR). ^{[ 27 ]} Al mismo tiempo, la diferencia entre las temperaturas de entrada y salida es de aproximadamente 150 °C (302 °F) para un SFR y de 30 °C (86 °F) en un LWR. La mayor temperatura de salida permite una eficiencia térmica de alrededor del 40 %, mientras que la diferencia de temperatura mucho mayor permite que los SFR dependan fácilmente de la circulación natural para la eliminación del calor residual. ^{[ 26 ]}          

El sodio tiene una sección transversal de neutrones pequeña en comparación con el agua, y es un moderador de neutrones deficiente . El agua es un moderador de neutrones mucho más potente porque los átomos de hidrógeno que contiene son mucho más ligeros que los átomos de metal, y por lo tanto, los neutrones pierden más energía en colisiones con átomos de hidrógeno. Esto dificulta el uso del agua como refrigerante para un reactor rápido porque el agua tiende a ralentizar (moderar) los neutrones rápidos convirtiéndolos en neutrones térmicos (aunque existen conceptos para reactores de agua con moderación reducida ). La falta de moderación permite que un reactor refrigerado por sodio opere en un espectro de neutrones rápidos, lo que proporciona una economía de neutrones significativamente mejor, así como una mayor densidad de potencia del núcleo en comparación con un reactor térmico. El uso de neutrones rápidos también permite la generación de plutonio a partir de uranio-238 , así como la transmutación de productos de desecho transuránicos del combustible nuclear gastado . ^{[ 26 ]} Esto reduce tanto la radiotoxicidad como la generación de calor de los residuos nucleares, y reduce significativamente su vida útil. ^{[ 1 ]}

El principal problema del refrigerante de sodio es su reacción altamente exotérmica con el agua o el oxígeno atmosférico. Por esta razón, el recipiente del reactor se llena con un gas inerte, generalmente argón . ^{[ 28 ]} Si falla un tubo del generador de vapor en un reactor refrigerado por sodio, el vapor presurizado entraría en contacto con el refrigerante de sodio caliente y la reacción resultante podría dañar los componentes del reactor. ^{[ 29 ]} El sodio tiene un solo isótopo estable, el sodio-23 , que es un absorbente de neutrones débil. Cuando absorbe un neutrón, produce sodio-24 , que tiene una vida media de 15 horas y se desintegra en el isótopo estable magnesio-24 . Este proceso emite radiación gamma penetrante , lo que significa que el refrigerante primario de sodio debe estar rodeado de blindaje. Si bien su corta vida media significa que no es un contaminante ambiental, una fuga del sistema de refrigeración primario y el consiguiente incendio de sodio expondrían al personal a sodio radiactivo en suspensión en el aire. ^{[ 28 ]} Para evitar una reacción de sodio-agua con el refrigerante primario y para evitar que el sodio radiactivo entre en el sistema de generación de vapor, se debe utilizar un circuito intermedio que utilice un circuito secundario de sodio para transferir calor del refrigerante primario al generador de vapor. ^{[ 25 ]}

Debido a que el refrigerante primario de sodio se vuelve radiactivo durante el funcionamiento, se necesita un circuito de refrigeración intermedio para separar el sodio radiactivo del agua en el circuito de generación de energía. Por lo tanto, existen dos enfoques de diseño principales para los reactores rápidos refrigerados por sodio: de tipo piscina y de tipo circuito. ^{[ 3 ] [ 25 ]}

En un SFR de tipo piscina, el intercambiador de calor intermedio (IHX) está contenido en el recipiente del reactor primario, rodeado de sodio líquido. Esto significa que el sodio primario radiactivo nunca sale del recipiente del reactor. Dado que el único sodio que sale del recipiente es el refrigerante intermedio, un SFR de tipo piscina elimina el riesgo de un incendio de sodio radiactivo. ^{[ 30 ]} El gran inventario de sodio que rodea el núcleo también permite una refrigeración pasiva más sencilla. ^{[ 25 ]} Sin embargo, debido a que la bomba de sodio primaria y el intercambiador de calor intermedio están ubicados dentro de la piscina de sodio, el mantenimiento se vuelve mucho más difícil que en un reactor de tipo bucle. ^{[ 30 ]} El EBR-II de EE. UU., el Phénix / Superphénix francés y otros utilizaron este enfoque, y es utilizado por el PFBR de la India y el CFR-600 de China .

En un SFR de tipo bucle, el intercambiador de calor intermedio se encuentra fuera del recipiente del reactor primario, y el sodio primario se bombea fuera del recipiente del reactor hacia el IHX. Este diseño es generalmente más simple que un SFR de tipo piscina y da como resultado un recipiente de reactor más pequeño. El mantenimiento también es más fácil en un SFR de tipo bucle porque la bomba primaria y el IHX se encuentran fuera de la piscina de sodio. Sin embargo, un SFR de tipo bucle permite que el sodio primario salga del recipiente del reactor, lo que introduce la posibilidad de un incendio de sodio radiactivo. ^{[ 30 ]} Un recipiente de reactor más pequeño también contiene un inventario de sodio más pequeño, lo que también puede reducir el margen de seguridad para la refrigeración de emergencia. ^{[ 28 ]} El Fermi 1 estadounidense , el Rapsodie francés , el PFR británico , la planta Monju japonesa y otros utilizaron este enfoque.

Como reactores de neutrones rápidos, los reactores rápidos refrigerados por sodio requieren combustible nuclear con un mayor enriquecimiento para alcanzar la criticidad que los reactores térmicos como los reactores de agua ligera. Mientras que los LWR utilizan combustible que contiene entre un 3 y un 5 % de ^235U fisionable , los SFR requieren combustible con entre un 9 y un 23 % de material fisionable, incluyendo ^235U o ^239Pu . ^{[ 31 ]} El combustible más común para los SFR es el combustible de óxido mixto de uranio-plutonio . ^{[ 32 ]} El combustible que contiene torio también se puede utilizar en un SFR para generar uranio-233 . Sin embargo, se prefieren el uranio y el plutonio debido a su mayor tasa de generación y, por lo tanto, a su mejor rentabilidad. ^{[ 31 ]}

Los reactores rápidos refrigerados por sodio pueden utilizar combustible cerámico y metálico. Estos materiales deben soportar un alto grado de quemado y proporcionar una alta densidad de átomos fisionables, además de resistir altas temperaturas y condiciones de irradiación. En los primeros prototipos de reactores rápidos refrigerados por sodio se utilizó combustible metálico, pero los problemas de hinchazón severa bajo irradiación llevaron a que la mayoría de estos reactores utilizaran combustible de óxido. A partir de 2025La mayoría de los SFR existentes utilizan combustible de óxido. ^{[ 33 ]} La investigación sobre mejores combustibles metálicos progresó rápidamente durante el programa de reactores rápidos integrales de EE. UU. en la década de 1980. Como resultado, se desarrollaron combustibles metálicos capaces de soportar un alto grado de quemado. ^{[ 34 ]} Además de los óxidos, se están desarrollando otras cerámicas como el combustible de carburo y nitruro. Estos compuestos tienen alta conductividad térmica, alta densidad de átomos fisionables y altos puntos de fusión. Sin embargo, también experimentan una alta hinchazón por irradiación. El combustible de nitruro también tiene una estabilidad a altas temperaturas deficiente en comparación con el combustible de óxido. ^{[ 33 ]}

El combustible de óxido se convirtió en el combustible más común para los reactores rápidos de sodio (SFR) debido a su capacidad demostrada para soportar un alto grado de quemado. También tiene un alto punto de fusión , sin embargo, posee una baja conductividad térmica que resulta en altas temperaturas del combustible. El combustible metálico tiene la mayor densidad de átomos fisionables, lo que resulta en una alta tasa de reproducción y, por lo tanto, un tiempo de duplicación más corto que el combustible de óxido. El combustible metálico tiene un punto de fusión más bajo que los combustibles cerámicos, pero su conductividad térmica significativamente mayor lo compensa en gran medida. ^{[ 31 ]} Los combustibles metálicos han atraído un interés significativo para futuros SFR porque son significativamente más fáciles de fabricar y reprocesar en comparación con los combustibles cerámicos. Típicamente son aleaciones de uranio, plutonio y circonio (U-Zr o U-Pu-Zr). ^{[ 32 ]}

El combustible de los reactores rápidos de sodio (SFR) se suele presentar en forma de pastillas o barras cilíndricas, que luego se apilan dentro de barras de combustible y se agrupan en conjuntos. Los SFR requieren una alta potencia específica y una alta densidad de átomos fisionables, por lo que su combustible se empaqueta en tubos delgados llamados barras de combustible (a diferencia de los tubos más gruesos que se encuentran en los reactores de agua ligera, denominados barras de combustible). ^{[ 33 ]}

Cada barra de combustible consta de una pila de uno o más pellets sellados en un tubo de revestimiento metálico . El revestimiento proporciona estructura y sirve para separar el combustible del refrigerante. Esto evita que los productos de fisión radiactivos entren en el circuito de refrigeración primario. ^{[ 35 ]} Cada barra también contiene un espacio abierto largo, llamado cámara de gas, para permitir que los productos de fisión gaseosos se acumulen y que el combustible se expanda. El espacio entre el combustible y el revestimiento se llena con helio. Para materiales combustibles que se hinchan, como el combustible metálico, es necesario un espacio mayor para permitir la expansión. Para mantener una buena transferencia de calor, el espacio se llena luego con sodio líquido. Cada barra se envuelve típicamente con un alambre espaciador para evitar que las barras se toquen entre sí y para minimizar la vibración. ^{[ 32 ]}

Los reactores de agua suelen utilizar aleaciones de circonio para el revestimiento del combustible. Sin embargo, el circonio absorbe demasiados neutrones a energías de neutrones rápidos para ser utilizado en un reactor rápido de sodio (SFR). En su lugar, los materiales de revestimiento preferidos son los aceros inoxidables austeníticos debido a su resistencia a la corrosión y su buena resistencia mecánica a altas temperaturas. ^{[ 33 ]} También se utilizan aceros ferríticos como el HT9. ^{[ 31 ]}

Dado que los SFR requieren una alta densidad de combustible, los conjuntos de combustible suelen utilizar una disposición triangular o hexagonal compacta, a diferencia de la celosía cuadrada utilizada en los LWR. ^{[ 31 ]} Cada conjunto está compuesto por múltiples barras de combustible dentro de un tubo exterior hexagonal, con un alambre espaciador o una placa de rejilla que mantiene las barras separadas. La parte inferior del conjunto contiene una boquilla para la entrada del refrigerante de sodio. Encima de cada conjunto hay un blindaje y un conector de manipulación. ^{[ 33 ]}

Todos los reactores rápidos tienen varias ventajas sobre la flota actual de reactores de agua ligera, ya que los flujos de residuos se reducen significativamente. Cuando un reactor funciona con neutrones rápidos, los isótopos de plutonio tienen muchas más probabilidades de fisionarse al absorber un neutrón. Por lo tanto, los neutrones rápidos tienen una menor probabilidad de ser capturados por el uranio y el plutonio, pero cuando son capturados, tienen una probabilidad mucho mayor de causar una fisión. En comparación con un reactor de agua ligera, los SFR pueden utilizar 50 veces más energía del combustible de uranio natural. ^{[ 5 ]} Esto resulta en menos capturas de neutrones que producen residuos transuránicos , y los isótopos transuránicos producidos pueden fisionarse por neutrones rápidos. El resultado es que el inventario de residuos transuránicos es inexistente en los reactores rápidos. ^{[ 28 ]} Dado que los productos de los residuos transuránicos son responsables de la vida útil de varios miles de años de los residuos nucleares, la destrucción de estos isótopos en un SFR permite que los residuos se desintegren hasta niveles naturales después de solo unos pocos cientos de años. ^{[ 5 ]}

Otra ventaja del refrigerante de sodio líquido es que el sodio se funde a 98 °C (208 °F) y hierve por encima de 892 °C (1638 °F) , mientras que la temperatura de operación del reactor es de alrededor de 500 °C (932 °F) . Esto resulta en un margen de 400 °C (752 °F) hasta que el refrigerante comience a hervir. En comparación, el margen de ebullición es de solo 15 °C (59 °F) en un PWR. A pesar del bajo calor específico del sodio en relación con el agua, esto permite la absorción de calor significativo en la fase líquida, manteniendo amplios márgenes de seguridad. La alta conductividad térmica del sodio crea efectivamente un reservorio de capacidad calorífica que proporciona inercia térmica contra el sobrecalentamiento. ^{[ 27 ]} Combinado con las temperaturas mucho más altas alcanzadas en el reactor, esto significa que el reactor en modo de parada puede enfriarse pasivamente. Esto se demostró en el EBR-II en abril de 1986, cuando los operadores apagaron intencionalmente los sistemas de refrigeración del reactor mientras este funcionaba a plena potencia. El reactor se apagó con éxito gracias a su coeficiente de reactividad inherente y mantuvo la eliminación del calor residual mediante circulación natural. También se realizó una prueba similar en la instalación de pruebas de flujo rápido, de mayor tamaño , al 50 % de potencia. ^{[ 28 ]}          

El sodio no necesita estar presurizado, ya que su punto de ebullición es mucho mayor que la temperatura de funcionamiento del reactor , y el sodio no corroe las piezas de acero del reactor, sino que, de hecho, protege los metales de la corrosión. ^{[ 27 ]} Las altas temperaturas alcanzadas por el refrigerante (la temperatura de salida del reactor Phénix fue de 833 K (560 °C)) permiten una mayor eficiencia termodinámica que en los reactores refrigerados por agua. ^{[ 36 ]} El hecho de que el sodio no esté presurizado implica que se puede utilizar un recipiente de reactor mucho más delgado (por ejemplo, de 2  cm de espesor). Una pequeña fuga de sodio también goteará antes de desaparecer en la atmósfera, mientras que a las altas presiones utilizadas en los reactores de agua ligera, cualquier fuga de refrigerante se vaporizará explosivamente. ^{[ 28 ]} El uso de un metal líquido también permite el uso de bombas electromagnéticas para hacer circular el refrigerante, las cuales no contienen partes móviles. ^{[ 26 ] [ 36 ]}

Los reactores de este tipo también son autorregulables, ya que los reactores de neutrones rápidos suelen tener un coeficiente de temperatura de reactividad negativo debido al pequeño tamaño de su núcleo. Si la temperatura del núcleo aumenta, este se expandirá ligeramente, lo que significa que escaparán más neutrones, ralentizando la reacción. Además, el ensanchamiento Doppler a temperaturas más altas reduce la cantidad de neutrones disponibles para la fisión, disminuyendo aún más la velocidad de reacción. ^{[ 28 ]}

La principal desventaja del sodio es su reactividad química, que requiere precauciones especiales para prevenir y sofocar incendios. Si el sodio entra en contacto con el agua, reacciona produciendo hidróxido de sodio e hidrógeno, y el hidrógeno arde en contacto con el aire. Este fue el caso en la central nuclear de Monju en un accidente en 1995. Además, la captura de neutrones lo vuelve radiactivo, aunque con una vida media de solo 15 horas. ^{[ 27 ]} La radiactividad del sodio requiere el uso de un circuito intermedio de sodio, mientras que su reactividad química requiere precauciones como revestir las paredes y los pisos de las áreas que contienen sodio con acero inoxidable y el uso de tubos de doble pared. ^{[ 26 ]} El sodio a altas temperaturas se inflama en contacto con el oxígeno. Estos incendios de sodio pueden extinguirse con polvo o reemplazando el aire con nitrógeno . Un reactor reproductor ruso, el BN-600, reportó 27 fugas de sodio en un período de 17 años, 14 de las cuales provocaron incendios de sodio. ^{[ 37 ]}

A diferencia del agua, el refrigerante de sodio es opaco, por lo que no se pueden realizar inspecciones visuales bajo sodio líquido. El manejo del combustible en un SFR requiere un posicionamiento cuidadoso, y la integridad estructural de los componentes internos es más difícil de verificar. Sin embargo, se pueden utilizar técnicas como imágenes ultrasónicas para examinar estructuras bajo sodio. La opacidad del refrigerante de sodio no ha representado un problema para la operación de los SFR. ^{[ 27 ]} El mantenimiento en reactores refrigerados por sodio también se ve dificultado por la necesidad de mantener el sodio fundido a 200 °C (392 °F) .  

A diferencia de un reactor de agua ligera, un reactor de neutrones rápidos como un SFR no se encuentra en su configuración más reactiva durante su funcionamiento normal. En caso de fusión del combustible , la reactividad del combustible podría aumentar. Además, un SFR de núcleo grande puede tener un coeficiente de vacío positivo en el centro de su núcleo. Sin embargo, se pueden utilizar otras características de diseño para producir un coeficiente de reactividad de temperatura del refrigerante negativo incluso en un reactor de gran tamaño. ^{[ 5 ] [ 28 ]}

También deben tenerse en cuenta las interacciones químicas entre el combustible y el revestimiento (FCCI), que pueden comprometer la integridad de las barras de combustible. En un reactor rápido de combustible sólido (SFR), la FCCI es la fusión eutéctica entre el combustible y el revestimiento; el uranio, el plutonio y el lantano (un producto de fisión ) se interdifunden con el hierro del revestimiento. La aleación que se forma tiene una baja temperatura de fusión, lo que provoca que el revestimiento pierda resistencia e incluso se rompa. Una posible solución es utilizar una matriz inerte, por ejemplo, óxido de magnesio . El óxido de magnesio tiene una probabilidad de interacción con neutrones (térmicos y rápidos) un orden de magnitud menor que elementos como el hierro. ^{[ 38 ]}