Reaktory na rýchle neutróny využívajú štiepne palivo. Neutróny s väčšou rýchlosťou "ťažšie" (s nižšou pravdepodobnosťou) prenikajú do jadier štiepneho paliva. Na zvýšenie počtu štiepení rýchlymi neutrónmi preto treba zabezpečiť palivo s dostatočne vysokým obohatením.

Vo svete sa zatiaľ používajú takéto reaktory iba vo veľmi malom rozsahu. Bolo postavených niekoľko reaktorov rôzneho výkonu, ktoré mali prevažne experimentálny charakter, prípadne použili sa na neenergetické účely (odsoľovanie vody) alebo ako pilotné projekty.
Pôvodne sa uvažovalo s tým, že tieto "rýchle reaktory", vytvoria spolu s reaktormi na pomalé neutróny a inými zariadeniami veľmi výhodný technologický cyklus vlastnej výroby jadrového paliva (recyklácia štiepnych jadrových palív). Rýchle reaktory umožňujú totiž dosiahnuť vysoký množivý pomer, čo znamená, že dokážu výhodne vyrábať viac druhotného štiepneho jadrového paliva, než samy spotrebujú. Kvôli tejto možnosti "rozmnožiť" jadrové palivo sa tieto reaktory niekedy nazývajú "rýchle množivé reaktory".

Ako palivo sa najčastejšie použil vysoko obohatený urán izotopom ²³⁵U (obvykle nad 20 %).

Na výrobu nového jadrového paliva (konverziu) v týchto reaktoroch sa používajú množivé materiály, napr. izotop uránu ²³⁸U alebo tórium (²³²Th).

Najvýznamnejšími druhotnými jadrovými palivami (po koverzii) sú izotopy plutónia ²³⁹Pu a uránu ²³³U. Tieto materiály by bolo možné znova použiť v prispôsobených reaktoroch na pomalé i rýchle neutróny