Принципиально важное значение в РФ и за рубежом придается созданию высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР). Широкое применение реакторов этого типа связывают с разработкой и осуществлением атомно-водородной концепции, предусматривающей крупномасштабное производство водорода и электроэнергии с последующим их использованием в народном хозяйстве.

В реакторе ВВЭР или РБМК герметичный металлический кожух твэлов (из циркониевого сплава) препятствует выходу радиоактивных продуктов деления из топлива в теплоноситель. Однако в процессе эксплуатации реактора в отдельных твэлах вследствие коррозии возникают дефекты (как правило, микротрещины), через которые из топлива в воду выходит часть радиоактивных продуктов деления (в основном летучие вещества). Вместе с продуктами коррозии конструкционных материалов, также радиоактивных, они загрязняют воду первого контура, увеличивая ее радиоактивность.

Необходимость расширения областей применения ядерной энергии и вовлечения новых видов ядерного топлива в энергопроизводство требует создания реакторов нового типа. Важное значение в РФ и других странах придается разработке и использованию в ядерной энергетике реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, имеющих высокий коэффициент конверсии. Как показывают теоретические и экспериментальные исследования, в таких реакторах могут быть созданы условия для расширенного воспроизводства ядерного топлива.

Для поиска альтернативных вариантов реакторов-размножителей исследуются возможности применения газовых теплоносителей, в частности гелия, и создания газовых реакторов на быстрых нейтронах (БГР). В реакторах этого типа ожидается получить KB больший, чем в БН, что позволит уменьшить время удвоения топлива. Для расширения области применения ядерной энергии, в частности для теплофикации городов, разрабатываются атомные ТЭЦ (АТЭЦ) и атомные станции теплоснабжения (ACT).

Ни по одному из  воздействий ЯТЦ не уникален. Все они присущи также энергетике на органическом топливе, в том числе и радиоактивное загрязнение. Например, ТЭС, работающая на угле, может оказывать даже большее радиационное воздействие па население, чем АЭС равной мощности в нормальном режиме работы. По первым трем видам воздействия между ядерным и неядерным топливными циклами имеется большое сходство.

Около 30% достаточно подтвержденных и почти 50% расчетных дополнительных мировых ресурсов стоимостью до 130 долл/кг U обнаружено в США. На основе изучения геологической структуры районов мира с известными урановыми ресурсами и природы образования урановых месторождений нельзя объяснить тот факт, что США, территория которых составляет лишь 6% территории всей суши Земли, имеют около 40% мировых разведанных ресурсов урана.

Наиболее полная систематизированная оценка мировых ресурсов урана, подготовленная МАГАТЭ совместно с Агентством по ядерной энергии рассмотрены далее. К «достаточно подтвержденным» ресурсам отнесены детально разведанные и опробованные ресурсы урана в конкретных месторождениях, количественно установленные геологической разведкой и выявленные горными выработками. Эти ресурсы могут быть извлечены при затратах на добычу в диапазоне цен, указанных в таблице.

При планируемых темпах развития ядерной энергетики достаточно подтвержденные запасы урана стоимостью до 80 долл/кг  будут исчерпаны уже к концу этого столетия, а суммарные достаточно подтвержденные и расчетные дополнительные — в первом десятилетии следующего столетия. Использование запасов урана стоимостью до 130 долл/кг  незначительно отодвигает сроки их исчерпания.

В РФ и других странах мира промышленностью освоены в основном энергетические реакторы на тепловых нейтронах со слабообогащенным или природным ураном в качестве топлива. Развитие отечественного энергетического реакторостроения шло по пути конструирования, строительства и совершенствования двух типов реакторов на тепловых нейтронах — водоводяного энергетического реактора (ВВЭР), в котором вода является одновременно и замедлителем, и теплоносителем, и канального энергетического реактора с графитовым замедлителем и водой в качестве теплоносителя.

В соответствии с двумя способами осуществления цепной реакции деления все реакторы подразделяются па две широкие категории — реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах (быстрые реакторы). Основная часть любого ядерного реактора — активная зона, образуемая загруженным ядерным топливом в виде тепловыделяющих элементов (твэлов).