Проведен системный сравнительный анализ проектов энергетических ядерных реакторов АЭС на тепловых нейтронах с водой под давлением типа PWR. Анализ проводился с применением системы 15 критериев ядерной, радиационной, экологической безопасности, надежности и экономичности. Выполнен также анализ возможности наработки U в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах (с включением в содержание активных зон данных реакторов Th для наработки U) с целью перевода реакторов АЭС на тепловых нейтронах с уран-плутониевого (U-Pu) на торий-урановый (Th-U) цикл воспроизводства ядерного горючего.*
