УДК 621.039.52 РАСШИРЕННОЕ ВОСПРОИЗВОДСТВО 233U В ТОРИЙ-УРАНОВОМ ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ В РЕАКТОРАХ ТИПА ВВЭР С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ТЯЖЕЛОЙ ВОДЫ В. Е. <...> Мира, 37 вания в 233U–232Th оксидном топливе водо-водяного реактора с изменяющимся составом (D2О; Н2О) воды, обеспечивающий расширенное воспроизводство изотопов 233U, 235U и характеризующийся сравнительно простой реализацией. <...> Предложен способ обеспечения оптимальной нейтронной кинетики и эффективного изотопного преобразоКлючевые слова: кинетика реакторов, водо-водяные реакторы с легкой водой, водо-водяные реакторы с тяжелой водой, водо-водяные реакторы со смесью легкой и тяжелой воды, оксидное ядерное топливо, расширенное воспроизводство топлива. <...> В настоящее время водо-водяные реакторы с легкой водой (ВВЭР, PWR, BWR) и тяжелой водой (PHWR) являются наиболее совершенными, безопасными и распространенными в мире. <...> Они работают на уран-урановом оксидном топливе с наработкой плутония в открытом топливном цикле. <...> При этом результаты их работы характеризуются низкой эффективностью использования добываемого урана, наработкой высокоактивных (отработавшее топливо) отходов с долгоживущей актиноидной активностью, наработкой сравнительно большого (~1 % тяжелого металла) количества плутония, которое постоянно накапливается и вызывает тревогу с точки зрения потенциально возможного распространения расщепляющихся материалов для изготовления ядерных взрывных устройств большой разрушительной мощности. <...> Решение этих и других проблем современной ядерной энергетики связывается с использованием реакторов на быстрых нейтронах, при работе которых обеспечивается расширенное воспроизводство активных изотопов плутония и, соответственно, целесообразность замыкания уран-плуто12 ниевого топливного цикла. <...> При этом реакцией деления ядер может быть сожжена подавляющая часть добываемого урана, что на два порядка повысило бы топливный ресурс, соответственно понизило бы актиноидный компонент <...>