Так возникла идея создать энергетические реакторы на быстрых нейтронах без замедлителя, используя в качестве ядерного топлива уран, обогащенный легким изотопом (до двадцати и более процентов).
Идею реакторов на быстрых нейтронах выдвинул И. В. Курчатов, а разрабатывалась она под руководством Александра Ильича Лейпунского — одного из учеников А. Ф. Иоффе. Директор Харьковского физико-технического института в тридцатых годах, руководитель Института физики Академии наук Украины, А. И. Лейпунский после войны в новоорганизованном Обнинском физико-энергетическом институте посвятил себя изучено цепной реакции на быстрых нейтронах. Уже в 1949 году, до появления проекта Обнинской АЭС, он указал и на реальность реакторов на быстрых нейтронах и на их преимущества.
Осуществлению быстрых реакторов, как их называют в обиходе, мешало многое, и в числе главных трудностей был выбор теплоносителя, вода для таких реакторов не годилась: ее достоинства сильного замедлителя в данном случае оборачивались недостатком. Лейпунский остановился на жидком натрии, хотя агрессивность этого металла в присутствии любых малых количеств воды породила ряд технических препятствий, которые пришлось преодолевать. За границей долго сомневались в возможности использовать жидкий натрий в качестве теплоносителя — только успешная работа первых советских реакторов без замедлителей показала необоснованность этих сомнений. Неверие зарубежных ученых в натрий — одна из причин того, что в строительстве быстрых реакторов Советский Союз существенно опередил другие страны.
У быстрых реакторов есть замечательное свойство: они не только сжигают ядерное горючее, но и воспроизводят его, образуя плутоний. Благодаря вовлечению в деление тяжелого изотопа, преобразованного в плутоний, они повышают общий коэффициент использования урана по край-ре в двадцать, а то и в тридцать раз. Это в огромной степени увеличивает возможности ядерной энергетики.
Какие же реакторы сегодня служат основой быстро развивающейся атомной энергетики Советского Союза?
Ответ прост: все! Ни один тип реактора нельзя объявить несовременным, непригодным для использования и совершенствования, Уран-графитовые реакторы, впервые примененные на Обнинской АЭС, в нашей стране сейчас не только эксплуатируются, но и строятся. Белоярске на Урале в 1964 году пущен «усовершенствованный вариант реактора Обнинской АЭС с более высокими тепловыми характеристики» (А. М. Петросьянц). Мощность первого блока станции — сто мегаватт, второго — двести. Оба они уран-графитового типа. На Ленинградской атомной электростанции идет строительство уран-графитовых блоков еще более высокой мощности. В книге А. М. Петросьянца «Атомная энергетика» о Ленинградской АЭС сказано: «Значение этой станции очень велико для будущего атомной энергетики СССР. Она является головной из и строящихся АЭС, которые в дальнейшем будут производить существенную часть электроэнергии в Европейской части СССР».
Однако, хотя строительство уран-графитовых реакторов продолжается, совершенствуется их конструкция, увеличивается мощность, в наши дни особое внимание отдается водо-водяным реакторам. В той же книге А. М. Петросьянц пишет о них:
«Мы не случайно так подробно остановились на конструкции атомного реактора ВВЭР-1000. Это сделано, во-первых, потому, что в самом ближайшем будущем этот вид реактора станет одним из основных и энергетических системах не только Советского Союза, но и ряда социалистических стран, которые с помощью СССР развивают у себя атомную энергетику. Во-вторых, потому что ВВЭР-1000 впитал в себя все то лучшее и прогрессивное, что было заложено и проверено длительной практикой строительства и эксплуатации водо-водяных реакторов в Советском Союзе и за рубежом».
Водо-водяные реакторы получают распространение во всех новых областях техники. Советский Союз начал эру атомной энергетики не только вводом в действие Обнинской АЭС, но и спуском на воду первого в мире судна с ядерным двигателем. Анатолий Петрович Александров, научный руководитель строительства атомного ледокола «Ленин», был награжден в 1960 году второй Звездой Героя Социалистического Труда успешное применение водо-водяных реакторов на флоте.