На АЭС с трехконтурными схемами устанавливаются на быстрых нейтронах, работающие на обогащенном топливе (обычно на смеси урана и плутония). Главными их положительными свойствами являются возможность использовать в качестве горючего изотоп урана U238, составляющий значительную часть природного урана, или плутоний, вырабатываемый тепловыми реакторами, и высокий коэффициент воспроизводства (1,4 и выше). Благодаря этому реакторы на быстрых нейтронах считаются наиболее перспективными для атомной энергетики. В отличие от тепловых реакторов в их активной зоне не должно быть замедлителя, поэтому теплоносителем могут быть газы и жидкие металлы, а не вода и другие среды, имеющие замедляющие свойства.
Промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах (БН) используют в качестве теплоносителя жидкий натрий Na, обладающий высокой теплопроводностью и большой теплоемкостью. При низком давлении в реакторе можно получить высокую температуру на выходе из него. Однако большая активность Na при взаимодействии с водой требует сложной трехконтурной схемы, предотвращающей в аварийном случае опасный прямой контакт радиоактивного натрия с водой.
Таким образом, в первом контуре циркулирует радиоактивный Na под невысоким давлением с температурой на выходе 550— 600 °С, в промежуточном — при большем давлении (чтобы не допустить попадания в него радиоактивного Na)—нерадиоактивный Na с температурой на 20—35 °С ниже. В последнем контуре температура пара на входе в турбину составляет около 500 °С.
В таких схемах, например на в блоке с БН-600, могут применяться обычные для ТЭС .
Поскольку капитальные затраты по созданию АЭС с реакторами БН существенно выше, чем для АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, то промышленное использование АЭС с реакторами на быстрых нейтронах целесообразно только на базе развитой атомной энергетики с АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, снабжающих плутонием реакторы БН.