Выполнены оценки равновесных значений изотопного состава и времен выхода в равновесие при рециклировании торий-уран-плутониевого оксидного топлива в реакторах типа ВВЭР с использованием тяжелой воды и ее разбавления легкой водой. <...> Показано, что и в равновесном режиме реактор может работать с самовоспроизводством активных изотопов. <...> Ключевые слова: кинетика реакторов, водо-водяные реакторы со смесью тяжелой и легкой воды, торийуран-плутониевое оксидное ядерное топливо, расширенное воспроизводство, равновесный изотопный состав. <...> Введение В статьях [1–3] показана возможность решения проблем современной ядерной энергетики путем ее перевода на замкнутый торий-уранплутониевый топливный цикл. <...> При этом обеспечивается самовоспроизводство топлива, что повышает на два порядка топливный ресурс, повышается безопасность работы реактора, упрощается решение проблемы обращения с высокоактивными отходами, появляется технологический барьер на пути несанкционированного распространения изотопа 233U. <...> Использование высокообогащенного урана, энергетического плутония и излишков оружейного плутония для перевода [4] ядерной энергетики на замкнутый торий-уран-плутониевый топливный цикл является наиболее разумным и эффективным их использованием. <...> Основное отличие торий-уранового топлива от уран-уранового заключается в появлении 233U в изотопном составе облученного топлива. <...> Этот изотоп характеризуется наиболее высоким значе3 нием сечения деления и наиболее низким значением сечения радиационного захвата нейтронов при всех значениях их энергии. <...> Поэтому подавляющая часть вторичных нейтронов, сопровождающих поглощение нейтрона 233U, поглощается либо снова 233U, либо 232Th c наработкой 233U. <...> При этом относительная доля поглощенных нейтронов с наработкой 234U получается наиболее низкой. <...> Число вторичных нейтронов на поглощенный 233U нейтрон любой энергии превышает два нейтрона, что при их экономии позволяет одновременно <...>