热中子反应堆是使用慢中子或者热中子的核反应堆。中子慢化剂用于减缓裂变所释放的中子，使它们更有可能被燃料俘获。
超高温堆
超高温反应堆的概念是使用了石墨作为中子慢化剂以、铀作为燃料，使用氦或者熔盐作为冷却剂。该反应堆的设计出口温度为1000℃。反应堆堆芯可以是棱柱状块体或者球床反应堆设计。高温使得诸如工艺热或通过热化学碘-硫工艺生产氢气的应用成为可能。超高温反应堆也具有固有安全性。
熔盐反应堆(MSR)
超临界水冷反应堆(SCWR)
超临界水冷反应堆(SCWRs)是有前途的先进核系统，因为它们具有高的热效率(其效率约为45%，而目前轻水反应堆的效率约为33%)和显著的设备简化。
由于超临界水反应堆是水反应堆，它们与沸水堆和轻水堆一样，都具有蒸汽爆炸和放射性蒸汽释放的危险，并且需要极其昂贵的重型压力容器、管道、阀门和泵。由于超临界水反应堆在较高的温度下运行，这些共同的问题对超临界水反应堆来说，本质上更加严重。
气冷快中子反应堆
钠冷快中子反应堆(南斯拉夫)
两个最大的商业钠冷快堆都在俄罗斯，BN-600（600兆瓦）和BN-800(800兆瓦)。迄今为止运行的最大的反应堆是发电量超过1200兆瓦的Superphenix反应堆，该反应堆在法国成功运行了数年，直到1996年退役。在印度，快中子增殖试验堆在1985年10月达到临界状态。2002年9月，FBTR的燃料燃烧效率首次达到每公吨铀10万兆瓦日(MWd/MTU)的标准。这被认为是印度增殖反应堆技术的一个重要里程碑。根据快速增殖堆原型堆FBTR的运行经验，一座500MWe钠冷式快速反应堆的建设造价567.7亿卢比(约9亿美元)，预计到2019年6月将达到关键水平。在PFBR之后，还将有6个商用快中子增殖反应堆(CFBRs)，每个反应堆的容量为600兆瓦。
一种SFR反应堆的概念是由液态钠冷却，由铀和钚的金属合金或乏燃料(轻水反应堆的“核废料”)提供燃料。SFR燃料包含在钢包层中，在组成燃料组件的包层元件之间的空间中填充液态钠。SFR的设计挑战之一是处理钠的风险，钠一旦与水接触就会发生爆炸反应。然而，使用液态金属代替水作为冷却剂可以使系统在常压下工作，降低泄漏的风险。
许多第四代SFR的前身存在于世界各地，华盛顿州汉福德区的400MWe快速通量测试设施成功运行了十年。
20MWeEBRII在爱达荷州国家实验室成功运行了30多年，直到1994年被关闭。
通用日立公司的PRISM反应器是1984年至1994年由阿尔贡国家实验室(ArgonneNationalLaboratory)开发的一体化快堆(IFR)技术的现代化和商业化应用。PRISM的主要目的是将重点放在燃烧其他反应堆的乏燃料上，而不是再生新的燃料。作为掩埋乏燃料/废物的替代方案，该设计减少了乏燃料中可裂变元素的半衰期，同时主要作为副产品发电。
铅冷快中子堆(LFR)
相对于目前的核电厂技术，第四代反应堆的好处包括:
文献表明，核电的生命周期温室气体(温室气体)排放量仅为传统化石能源的一小部分，可与可再生技术相媲美。
虽然本文主要处理的是来自第二代反应堆的数据，并没有分析到2050年正在建设的第三代反应堆的二氧化碳排放量，但是总结了发展中反应堆技术的生命周期评估结果。
LCA文献中对FBRs[快中子增殖反应堆]进行了评估。评估这一潜在未来技术的文献报告了温室气体排放的生命周期中值……与LWRs(第二代轻水反应堆)类似或更低，声称消耗很少或根本不消耗铀矿。
在许多情况下，人们已经积累了大量经验，对第四代设计概念进行了大量证明。例如，FortSt.Vrain电站和HTR-10反应堆与拟议的第四代VHTR设计相似，而池式EBR-II、Phenix、BN-600和BN-800反应堆与正在设计的第四代钠冷快堆相似。