Использование тория в ядерной энергетической системе с реактрами на тепловых и быстрых нейтронах

摘要

Рассмотрена концепция реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, с металлическим U-Pu-топливом в активной зоне и металлическим ураном и торием в бланкетах. Продемонстрировано достижение требуемых системных характеристик по стартовой загрузке и избыточной наработке топлива. Рассмотрены несколько сценариев развития двухкомпонентной системы ядерной энергетики России на основе реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР и реакторов на быстрых нейтронах с металлическим топливом с вовлечением ресурсов тория.