http://proryv2020.ru/
Проект Прорыв – один из главных современных мировых проектов в ядерной энергетике, реализуемый в России ведущими отраслевыми учеными и специалистами, в рамках которого предусматривается создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. Проект «Прорыв» осуществляется в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 — 2015 годов и на перспективу до 2020 года». На сегодняшний день в девяти центрах ответственности проекта трудятся специалисты ведущих научных, проектных и производственных организаций Росатома.

Введение
Сейчас (в современной атомной энергетике) энергия извлекается путем деления ядра урана-235 тепловыми нейронами. В РФ экономически доступных запасов урана (U238+U235) 500,000 т  из них только 0.72% урана 235. Уран 238 не делится при реакторных энергиях нейтронов (2МэВ – это порог деления для 238). Если бы удалось разогнать их свыше 5 МэВ – и разговора бы не было. Но это возможно только в термоядерных реакторах синтеза или в ускорителях.
---
А на сколько лет хватит нам этой «традиционной» ядерной энергетики при сжигании 235U?
Загрузка реактора на 1000 МВт - 60 т обогащением 4% по урану 235 (кампания топлива 4 года).
В РФ 35 реакторов суммарной мощностью 27 500 МВт. Для ежегодного обеспечения всех реакторов топливом необходимо 60*27500/4/1000 = 412 тонн.
Российских запасов в 500,000 т природного урана может хватить для ядерной энергетики при сжигании урана 235 только на 160 лет. Для производства 1 кг низкообогащенного урана (до 4% по U-235) необходимо использовать 7,5 кг природного урана. (500000/7.5/412=162 года).
Это мало!!!
----
Основной вопрос как вовлечь в топливный цикл «балластный» Уран 238, которого в 100 раз больше, чем урана 235…
И ученые нашли такой способ нашли способ как вовлечь в топливный цикл уран 238 - это его облучение в "быстрых" реакторах. Особенность этих реакторов заключается в том, что при промежуточных энергиях нейтронов U238 захватывает нейтрон без деления и, испытывая двойное превращение через U239 и  Np239 в результате двойного бета-распада трансмутирует в Pu239.
Плутония 239 в природе уже нет - но этот новый изотоп и является основной целью реактора на быстрых нейтронах, поскольку он (как и уран 235) является эффективным делящимся изотопом для всех реакторов.
Причем он нарабатывается с избытком - мы загружаем (допустим) 100 кг урана 235 - получаем 120 кг плутония 239 уже из урана 238.
А вот энергетика, основанная на воспроизводстве ядерного топлива (плутоний-239, уран-233) будет уверенно обеспечена вторичным топливом на несколько тысяч лет. Важно одно - не ждать когда уран закончится, а  строить энергетику на быстрых нейтронах, основанную на воспроизводстве топлива в рамках замкнутого топливного цикла (ЗЯТЦ). Иначе придется извлекать уран-235 уже из морской воды).
----
Так вот проект «Прорыв» имеет цель – построение энергетики будущего в концепции квази-возобновляемого источника энергии. При нашей жизни – построение силуэта скелета такой двухкомпонентой энергетики будущего, основанной на реакторах тепловых и быстрых нейтронов
Основные составляющие «Прорыва» – два проекта реакторов на быстрых нейтронах
- БРЕСТ-ОД-300 (Быстрый Реактор с ЕСТтесвенной безопасностью Опытно-Демонстрационный мощностью 300 МВт) со свинцовым теплоносителем
- БН-1200 (реактор на Быстрых Нейтронах мощностью 1200 МВт) с натриевым теплоносителем

- Реактор БРЕСТ призван продемонстрировать преимущества концепта реакторов поколения IV как реакторов повышенной безопасности, основанной на внутренне присущих физических  свойствах реактора с отрицательной обратной связью при любых мощностных возмущениях. Здесь за коэффициентом воспроизводства (КВ) никто не гонится, он равен 1. То есть – это реактор «самоед» сколько загрузили делящегося изотопа – столько и получили на выходе в конце кампании топлива.

- БН-1200 – энергетический реактор на быстрых нейтронах – логическое продолжение линейки быстрых энергетических реакторов БН-600/800 интегральной компоновки. Здесь уже важна реализация концепции замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) с расширенным воспроизводством топлива на основе трансмутации урана 238 в плутоний 239 с КВ=1.2.