Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем 1699

Задачей настоящего РИД является создание способа эксплуатации в замкнутом топливном цикле ядерного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, который позволяет уменьшить стоимость эксплуатации и обслуживания при сохранении требуемых ограничений по реактивности реактора 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.