В 2014 г. предполагается ввод в эксплуатацию второго блока Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800, изначально использующего ядерное топливо на основе плутония. Он станет основой для промышленной отработки бридерного ЯТЦ с замыканием по плутонию, позволяющего в сотни раз расширить топливную базу атомной энергетики. Это потребует существенной модернизации мощностей радиохимической переработки ОЯТ и технологии производства топлива.
Далее, в 2012 г. планируется ввод в опытную эксплуатацию референтного блока плавучей атомной теплоэлектростации (ПА-ТЭС) с серийным двухконтурным водо-во-дяным реактором КЛТ-40 с установленной электрической мощностью 70 МВт, успешно используемым на отечественных атомных ледоколах. ПАТЭС остро востребованы для промышленного освоения севера нашей страны (особенно с учетом предстоящей острой борьбы за арктический шельф) и, кроме того, имеют значительный экспортный потенциал.
Наконец, с середины 20-х годов ожидается интенсивное развитие еще одной реакторной технологии - ЯТЦ на основе высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР). Такие реакторы, со специальными шаровыми топливными композициями на основе графита, позволяют достичь очень высокой температуры гелиевого теплоносителя - около 1000°С. Для сравнения: штатная температура водяного теплоносителя на выходе первого контура реактора ВВЭР-1000 составляет 324°С. Поэтому технология ВТГР позволит добиться прорыва в практической реализации важнейшего направления энергетики будущего - атом-но-водородной энергетики.