В реакторах на быстрых нейтронах, конечно можно дожигать отходы с обычных, то есть тепловых АЭС, но суть «замкнутого топливного цикла» заключается в другом. В реакторах БН и БРЕСТ уран-238 становиться плутонием, который делиться также «легко» как и уран-235, причём вырабатывается атомов плутония столько же сколько «сгорает» атомов урана-235 или плутония, ранее загруженных в реактор. В результате, когда заканчивается кампания топливной сборки, из неё можно извлечь столько же плутония, сколько было туда загружено в начале. И после переработки отработавшего топлива, извлечения отходов и выделения плутония, из него и свежего 238-урана можно получить новую топливную сборку. По сути быстрые реакторы могут использовать уран-238, который в реакторах с тепловыми нейтронами, практически не делиться, а плутония вырабатывается из него очень мало. Реакторы на тепловых нейтронах могут работать на уране-235 и плутонии. В природном уране 235-го всего 0,7%, почти всё остальное это уран-238. Так что реакторы на быстрых нейтронах обеспечены топливом на весьма длительное время, в то время как для реакторов на тепловых нейтронах топлива осталось не так уж и много (относительно конечно, на построенные сейчас реакторы хватит). Поэтому, если в России сейчас отработают технологию быстрых реакторов, сделают её надёжной, безопасной и дешёвой, то в будущем Россия в области атомной энергетики оставит всех далеко позади. Ни у кого кроме нас просто не будет атомных реакторов, для которых есть топливо.