På 1950 -tallet hastet horder av atomreaktor designere for å finne ut av hvilken kombinasjon av kjølevæske, moderator og drivstoff typer vil være den mest økonomiske for kommersiell kraftproduksjon. Mens den lange veien ble til, kom man på ideen om å bruke natrium metall som kjølemidlet med Grafitt som nøytron moderator. Det er en natrium kjølt langsom reaktor (i motsetning til mer vanlig natrium kjølt rask reaktor). Tanken her var å benytte følgende fordeler:

• Natrium metall kjølevæsken kan bringes til høyere temperatur enn vann med høyt trykk, tillater høyere termisk effektivitet (mer varme kan konverteres til strøm når man arbeider med høyere temperatur). Dermed kan du få mer inntekter for samme mengde kjernefysisk varme og utstyr, og er derfor mer økonomisk.
• Natrium metall kjølemidlet forblir ved lavt trykk selv ved høye temperaturen. Tykkelsen på rør og beskyttelsesutstyr for å håndtere høyt trykk samt lekkasjer (som i vannkjølte reaktorer) kan reduseres/elimineres.
• Grafitt moderator lar reaktoren jobbe med en liten fissil masse og anrikelse. Dette tillater drift med naturlig eller lav anriket uran (LEU), i motsetning til natrium kjølte raske reaktorer (FAST) , som krever ~ 12% eller høyere Anriking (eller fissil konsentrasjon) for å starte opp og opprettholde en nøytron kjedereaksjon.

De to første fordelene deles med den langt mer kjente natrium kjølte raske reaktoren (SFR) designet, men den siste er det som er så spesielt med SGRS. Anvendelse av høyt anrikete drivstoff som HALEU, HEU eller Plutonium er det vanskelig å få aksept for å bruke, men her er hvor SGRS har sin fordel. Denne typen kjernebrensel eksisterer i ethvert land som ikke vil tillate bruken av høy anriket kjernefysiske drivstoff (HEU).