[2014年8月27日]美国阿贡国家实验室(Argonne National Laboratory)近日承诺将帮助韩国研发先进核反应堆，研发工作将部分参照业已成功的EBR-II原型堆进行，并计划在2028年开始运行功率为150兆瓦的钠冷却示范机组。

钠冷却快堆系统图. 池型反应堆，小体积的堆芯，主泵和热交换器等一回路设备都浸在钠冷却剂池中。

2014年8月25日，阿贡国家实验室主任彼得﹒李特伍德（Peter Littlewood）与韩国原子能研究所（KAERI）所长钟庆金（Jong Kyung Kim）签署了谅解备忘录。阿贡实验室方面透露说“该备忘录涉及核能科技合作的很多方面”，对方出资678万美元邀请阿贡参加第四代钠冷却快中子反应原型堆（PGSFR）的研发工作。

韩国核能研究所（KAERI）负责研发钠冷却快堆，阿贡则提供相关的支持工作，韩国电力株式会社（KEPCO）下属的工程建设公司则负责BOP的施工。根据计划，该项目的一个重大节点是到2020年底取得韩国核安全委员会的许可，这将有助于在2028年实现机组的运行发电。目前，厂址还没有选定。尽管这种原型堆只能给电网供应150兆瓦的电力，但是其主要意义在于燃料的示范性：钠冷却快堆使用低浓度的铀和锆制作而成的金属燃料细棒，换料时还可使用其他反应堆在发电期间产生的、同样含有超铀元素的燃料（通常情况下此类燃料被当作核废料处理）。据国际原子能机构（IAEA）的数据显示，研发钠冷却快堆的目的是测试这种金属燃料的性能，即展现钠冷却快堆转化超铀元素的能力。

元素的转化意味着将其长放射性半衰期转变为短半衰期。如此一来，钠冷却快堆就可以使用其他反应堆产生的乏燃料，从而减轻乏燃料处理的负担，同时也有助于简化核废料处理的流程，而这些功能都可以在钠冷却快堆发电期间实现。

阿贡实验室方面称其“在上世纪80年代和90年代进行金属燃料技术基础的研发和建设；1986年在对实验增值堆II（EBR-II）进行标志性试验的过程中验证了其固有的安全性能。在模拟冷却水流失的情况下，不需操纵员的任何操作，就能实现安全停堆和反应堆的冷却。”美国三里岛和日本福岛核事故期间都出现了堆芯在失去冷却水之后发生损坏的情况。

IAEA称钠冷却快堆具有一套非能动停堆系统，加之“能动和非能动衰变热导出系统”，使得该堆型“足以在没有操作员操纵的情况下导出所有设计基准事故所产生的衰变热。”

阿贡实验室的马克﹒彼得斯（Mark Peters）说，“钠冷却快堆型是世界上首类具备固有安全性能、能够防止严重事件发生的快中子反应堆。”