Торий-плутониевое топливо. 
Ядерные технологии

В настоящее время рассматриваются перспективы торий-плутониевого топлива с точки зрения утилизации плутония. В отличие от уранового и МОКС топлива, топливо на основе тория не производит плутония, поэтому реактор с таким топливом обеспечивает наилучшие характеристики по его утилизации. РАО со смесыо Pu-Th можно не перерабатывать, а отправлять на долговременное хранение. Высокая у-активность отработавших ТВС в течение длительного времени, определяемая высоким содержанием 232U, ухудшенный изотопный состав плутония и трудности переработки Th02, связанные с его более высокой химической стабильностью, делают несанкционированное извлечение остаточного плутония и нарабатываемого 2ззи крайне затрудненным.

Реактор ВВЭР-юоо с полной загрузкой Pu-Th топлива способен ежегодно потреблять -1690 кг реакторного плутония, причём количество сжигаемого за год плутония составляет 823 кг. Реактор с урановым топливом ежегодно нарабатывает 235 кг Ри. Важно отметить, что Ри, выгружаемый из реактора с Pu-Th топливом, содержит значительно меньше делящихся изотопов (51%), чем Ри, содержащийся в ОЯТ стандартного реактора с урановым топливом (72%) и Ри, выгружаемый из реактора с МОКС топливом (61%). Большое содержание ²3²U в нарабатываемом уране (~33°° РР^т) делает также малопривлекательным и затруднительным несанкционированное извлечение урана из ОЯТ. Вместе с тем, поскольку накопленный уран содержит (с учётом распада ²ззра) -305 кг делящихся изотопов (²3²U, ²ззи и ²35Ц), он может быть использован для запуска реакторов ториевого цикла на быстрых или тепловых нейтронах.