Общепризнано, что для долгосрочного развития ядерной энергетики в качестве части будущей мировой структуры энергопроизводства потребуется технология быстрых реакторов с замкнутым топливным циклом. Спектр быстрых нейтронов позволяет быстрым реакторам значительно увеличить энергетическую отдачу природного урана по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Такой высокий уровень использования топлива позволяет увеличить продолжительность ядерно-энергетических программ на тысячи лет и обеспечивает значительные улучшения в области обращения с ядерными отходами. Именно по этим причинам на протяжении десятилетий в ряде стран проводится разработка быстрых реакторов, прежде всего в качестве реакторов-размножителей, а в последние годы также в качестве реакторов для сжигания высокоактивных отходов.
В настоящее время на национальном и международном уровнях на основе высочайших стандартов безопасности, устойчивости, экономической эффективности, физической защиты и устойчивости с точки зрения распространения разрабатываются быстрые реакторы с натриевым теплоносителем, свинцовые и свинцово-висмутовые быстрые реакторы и газоохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах. Кроме того, в качестве варианта на отдаленную перспективу рассматривается концепция быстрого реактора на солевых расплавах.
В области быстрых реакторов на солевых расплавах, которые представляют собой наиболее зрелую технологию реакторов на быстрых нейтронах, имеется опыт эксплуатации более 400 реакторо-лет, накопленный в процессе проектирования, сооружения и эксплуатации экспериментальных, прототипных, демонстрационных и промышленных установок, работающих во многих странах, в том числе в Германии, Индии, Китае, Российской Федерации, Соединенном Королевстве, США, Франции и Японии.