Как работает реактор на быстрых нейтронах?

Природный уран состоит из изотопов массой 235 и 238. В реакторе делятся только ядра урана-235. Когда нейтроны имеют большие скорости, то они, грубо говоря, пролетают мимо ядра, не успев с ним прореагировать. Для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах нужно повышать концентрацию урана-235 — обогащать уран, что связано с затратами.
Если же ввести в активную зону реактора вещество-замедлитель (вода, графит) , то нейтроны после столкновений с атомами этого вещества теряют энергию и замедляются. К ядрам урана-235 они подлетают уже медленные, «тепловые» (со скоростью молекул при обычной температуре) и просто захватываются ядром (за счёт ядерных сил) и вызывают реакцию деления. Поэтому концентрацию урана-235 можно не повышать и в таких реакторах использовать природный, необогащённый уран, который дешевле.

потому что в зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов. Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра» .Для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах.

здесь описано

Типом активной зоны. В реакторе на тепловых нейтронах активная зона имеет ферритовые замедлители нейтронов. Цепная реакция останавливается на плутонии. Цепная реакция на быстрых нейтронах останавливается на изотопе свинца.

С ртутным теплоносителем
Россия/СССР
БР-2 ФЭИ, г. Обнинск, 1956

C натриевым теплоносителем
Россия/СССР
БР-5 ФЭИ, г. Обнинск, 1959—2002 годы.
БОР-60 НИИАР, г. Димитровград, действует с 1968 года.
БН-350 Мангистауский Атомно-Энергетический Комбинат, Казахстан, г. Шевченко, 1973—1999 годы.
БН-600 Белоярская АЭС, действует c 1980 года.
БН-800 Белоярская АЭС, строится, ввод в строй 4-го энергоблока с реактором БН-800 намечен на 2012 год.
БН-К (проект) .
ИБР-2, исследовательский реактор в ОИЯИ, г. Дубна.
США
EBR I (англ. Experimental Breeder Reactor I);
EBR II (англ. Experimental Breeder Reactor II);
Fermi (англ. Enrico Fermi Nuclear Generating Station);
FFTF (англ. Fast Flux Test Facility);
SEFOR (англ. SEFOR);
Великобритания
Dounreay Fast Reactor
Prototype Fast Reactor мощностью 250 МВт был запущен в 1970-е годы и закрыт в 1994
Франция
Rapsodie (фр. Rapsodie);
Phénix (фр. Phénix) в эксплуатации 1973—2009
Superphénix (фр. Superphénix) имел мощность 1,2 ГВт, в эксплуатации 1984—1997
Германия
SNR-300 был смонтирован в Калкаре (Северный Рейн — Вестфалия) в 1985, однако так и не был запущен.
Япония
Мондзю, реактор мощностью 280 МВт в Цуруга работал в 1994—1995, вновь действует с 6 мая 2010
Индия
реактор PFBR-500 мощностью 500 МВт (эл. ) строится в Калпаккаме (Индия) , пуск намечен на март 2012 года.

C жидкометаллическим (свинцово-висмутовым или свинцовым) теплоносителем
Россия
СВБР — (Свинцово-висмутовый быстрый реактор) — проект
БРЕСТ — (Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем) — проект
Ангстрем (АТЭЦ) — проект передвижной АТЭЦ
Серия реакторов для атомных подводных лодок
США
MSBR-1000, проект гомогенного реактора на расплавах солей

С газовым теплоносителем
Россия / СССР
ВТГР-300 (проект) — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах

Неверно, за границей тоже такие реакторы есть, причем достаточно давно появились, например в Японии первый был построен аж в 1978 году.

Из работающих промышленных — только в России (БАЭС 3 блок) . Есть остановленный промышленный в Японии Монджу (возможно скоро попробуют пустить снова) , есть в Китае эксепериментальный работающий cefr. Были, но в процессе вывода из эксплуатации французские феникс и супер-феникс.

То же самое. Россия — единственная страна с реакторами на быстрых нейтронах. Они экономически менее выгодны и считаются эксплуатационно более опасными — может быть, потому что накоплено мало опыта…