Способ эксплуатации быстрого реактора с нитридным топливом

Задачей изобретения является создание способа эксплуатации в замкнутом топливном цикле ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который позволяет уменьшить радиационную опасность обращения с топливом, снизить стоимость топлива, эксплуатации и обслуживания реактора при сохранении требуемых ограничений по реактивности в течение всего переходного периода от старта реактора на обогащенном урановом топливе вплоть до выхода его к работе на уран-плутониевом топливе в равновесном режиме.