| RBMK | |
|---|---|
| | |
| Reaktor type | kanal, heterogen , uran-grafit ( grafit-vand moderator), kogende type , termisk neutron |
| Formål med reaktoren | elkraftindustrien |
| Tekniske specifikationer | |
| kølevæske | vand |
| Brændstof | urandioxid , lavt beriget 235 U (berigelse fra 1,8% til 3,6%) |
| Udvikling | |
| Videnskabelig del | IAE dem. I. V. Kurchatova |
| Enterprise-udvikler | NIKIET |
| Konstruktør | Dollezhal N.A. |
| Konstruktion og drift | |
| Udnyttelse | 1973 til nu |
| Reaktorer bygget | 17 |
High Power Channel Reactor ( RBMK ) er en serie af atomkraftreaktorer udviklet i Sovjetunionen . Reaktor RBMK kanal , heterogen , grafit-vand , kogende type , på termiske neutroner . Varmebæreren er kogende vand.
Chefdesigner af reaktoranlægget:
NIKIET , akademiker Dollezhal N.A. I. V. Kurchatova , akademiker Alexandrov A. P.
Generel designer ( LAES ): GSPI-11 ( VNIPIET ), Gutov A. I.
Chefdesigner af turbineanlægget: KhTGZ, Turboatom , Kosyak Yu. F.
Metalstrukturudvikler: TsNIIPSK , Melnikov N.P.
videnskabsorganisation: Leading Materials Organization: " Prometheus " ,
Kapyrin
G.I.
I øjeblikket omfatter serien af disse reaktorer tre generationer. Seriens ledende reaktor er 1. og 2. enhed af Leningrad NPP .
Reaktoren til verdens første atomkraftværk (AM-1 ("Atom Mirny"), Obninsk Nuclear Power Plant , 1954) var en vandkølet uran-grafit-kanalreaktor. Udviklingen af uran-grafit reaktorteknologier blev udført ved industrielle reaktorer, herunder "dual" reaktorer (dual-purpose reaktorer), som ud over "militære" isotoper producerede elektricitet og brugte varme til at opvarme nærliggende byer.
Industrielle reaktorer, der blev bygget i USSR: A (1948), AI (PO " Majak " i Ozyorsk ), AD (1958), ADE-1 (1961) og ADE-2 (1964) ( Minedrift og kemisk fabrik i Zheleznogorsk ) , I-1 (1955), EI-2 (1958), ADE-3 (1961), ADE-4 (1964) og ADE-5 (1965) ( Siberian Chemical Combine i Seversk ) [1] .
Siden 1960'erne er udviklingen af rene kraftreaktorer af den fremtidige RBMK-type begyndt i USSR. Nogle designløsninger blev testet på eksperimentelle kraftreaktorer "Atom Mirny Bolshoy": AMB-1 (1964) og AMB-2 (1967), installeret ved Beloyarsk NPP .
Udviklingen af de egentlige RBMK-reaktorer begyndte i midten af 1960'erne og byggede i høj grad på omfattende og succesfuld erfaring med design og konstruktion af industrielle uran-grafit-reaktorer. De vigtigste fordele ved reaktoranlægget blev set af skaberne i:
Generelt gentog reaktorens designtræk erfaringerne fra tidligere uran-grafitreaktorer. Brændstofkanalen, kølevæskens parametre, samlingerne af brændselselementer lavet af nye strukturelle materialer - zirconiumlegeringer , samt formen for brændstof - metallisk uran blev erstattet med dets dioxid . Ifølge det oprindelige kommissorium skulle reaktoren have dobbelt formål, det vil sige med en ændring i termiske parametre kunne den producere plutonium af våbenkvalitet [2] . Men under udviklingen af projektet blev det besluttet at opgive denne idé, og i fremtiden blev reaktoren designet som en enkelt-formålsreaktor - til produktion af elektrisk og termisk energi.
Arbejdet med projektet begyndte ved IAE (RNTs KI) og NII-8 ( NIKIET ) i 1964. I 1965 blev projektet navngivet B-190, og udviklingen af det tekniske design blev overdraget til designbureauet for den bolsjevikiske fabrik , da det oprindeligt var planlagt, at anlægget skulle blive hovedfabrikken til fremstilling af udstyr til denne type af reaktoren. I 1966 blev det tekniske design af reaktoren præsenteret for det videnskabelige og tekniske råd i Minsredmash . Projektet blev ikke godkendt på grund af en række tekniske kommentarer og forslag, og det videre arbejde med projektet blev overdraget til NII-8 ( NIKIET ), ledet af Dollezhal .
Den 15. april 1966 underskrev lederen af Minsredmash , E.P. Slavsky , en opgave om design af Leningrad-atomkraftværket, 70 km i en lige linje vest for Leningrad , 4 km fra landsbyen Sosnovy Bor . I begyndelsen af september 1966 blev designopgaven afsluttet.
Den 29. november 1966 vedtog USSRs ministerråd dekret nr. 800-252 om opførelsen af den første fase af Leningrad NPP, definerede den organisatoriske struktur og samarbejde mellem virksomheder til udvikling af design og konstruktion af NPP.
Den første kraftenhed med en RBMK-1000 type reaktor blev lanceret i 1973 på Leningrad Nuclear Power Plant .
Under opførelsen af de første atomkraftværker i USSR var der en opfattelse af, at et atomkraftværk er en pålidelig energikilde, og mulige fejl og ulykker er usandsynlige eller endda hypotetiske begivenheder. Derudover blev de første enheder bygget inden for systemet med mellemmekanisk teknik og skulle drives af organisationer i dette ministerium. Sikkerhedsregler på udviklingstidspunktet eksisterede enten ikke eller var ufuldkomne. Af denne grund havde de første kraftreaktorer i RBMK-1000- og VVER-440-serien ikke et tilstrækkeligt antal sikkerhedssystemer, hvilket krævede yderligere seriøs modernisering af sådanne kraftenheder. Især i det indledende design af de første to RBMK-1000-enheder i Leningrad NPP var der ingen hydrocylindre til nødreaktorkølesystemet (ECCS), antallet af nødpumper var utilstrækkeligt, der var ingen kontraventiler (OK) på distributionsgruppemanifolderne (RGK) osv. I fremtiden, i løbet af moderniseringen, blev alle disse mangler elimineret.
Yderligere konstruktion af RBMK-blokke skulle udføres til behovene hos ministeriet for energi og elektrificering i USSR . Under hensyntagen til Energiministeriets mindre erfaring med atomkraftværker blev der foretaget væsentlige ændringer i projektet, der øger sikkerheden af kraftenheder. Derudover blev der foretaget ændringer for at tage højde for erfaringerne fra de første RBMK'er. Blandt andet blev der brugt ECCS hydrocylindre, 5 pumper begyndte at udføre funktionen som ECCS elektriske nødpumper, kontraventiler blev brugt i RGK, og andre forbedringer blev foretaget. Ifølge disse projekter blev kraftenhederne 1, 2 af Kursk NPP og 1, 2 af Chernobyl NPP bygget. På dette stadium blev konstruktionen af RBMK-1000 kraftenheder af den første generation (6 kraftenheder) afsluttet.
Yderligere forbedring af NPP'er med RBMK begyndte med udviklingen af projekter til anden fase af Leningrad NPP (kraftenheder 3, 4). Hovedårsagen til at afslutte projektet var stramning af sikkerhedsreglerne. Især blev et system med ballon-ECCS, ECCS med langtidsafkøling, repræsenteret ved 4 nødpumper, indført. Ulykkeslokaliseringssystemet var ikke repræsenteret af en bobletank , som før, men af et ulykkeslokaliseringstårn, der var i stand til at akkumulere og effektivt forhindre frigivelse af radioaktivitet i tilfælde af ulykker med beskadigelse af reaktorrørledningerne. Der er foretaget andre ændringer. Hovedtrækket ved den tredje og fjerde kraftenhed i Leningrad NPP var den tekniske løsning for placeringen af RGC i en højere højde end kernens højde . Dette gjorde det muligt at have en garanteret fyldning af kernen med vand i tilfælde af en nødvandforsyning til RGC. Efterfølgende blev denne beslutning ikke anvendt.
Efter konstruktionen af kraftenhederne 3, 4 af Leningrad NPP, som er under jurisdiktionen af Ministeriet for Medium Machine Building, begyndte designet af RBMK-1000-reaktorer til behovene i USSR-energiministeriet. Som nævnt ovenfor blev der ved udviklingen af et atomkraftværk for Energiministeriet foretaget yderligere ændringer i projektet, designet til at forbedre pålideligheden og sikkerheden af atomkraftværker samt øge dets økonomiske potentiale. Især ved færdiggørelsen af de andet trin af RBMK blev der brugt en tromleseparator (BS) med en større diameter (indre diameter bragt til 2,6 m ), et tre-kanals ECCS-system blev indført, hvoraf de to første kanaler var forsynes med vand fra hydrocylindre, den tredje - fra fødepumper. Antallet af pumper til nødvandforsyning til reaktoren blev øget til 9 enheder, og der blev foretaget andre ændringer, der væsentligt øgede sikkerheden af kraftenheden (udførelsesniveauet for ECCS var i overensstemmelse med de gældende dokumenter på designtidspunktet af NPP). Ulykkeslokaliseringssystemets muligheder blev væsentligt øget, som var designet til at modvirke en ulykke forårsaget af et guillotinebrud af en rørledning med maksimal diameter (trykmanifold for hovedcirkulationspumperne (MCP) Du 900). I stedet for bobletanke i de første faser af RBMK og indeslutningstårne af enhed 3 og 4 i Leningrad NPP, blev to-etagers indeslutningspuljer brugt på RBMK i anden generation af Energiministeriet, hvilket betydeligt øgede mulighederne for ulykkeslokaliseringssystemet (ALS). Fraværet af en indeslutning blev kompenseret af strategien med at bruge et system af tætstyrkebokse (TPB), hvori rørledningerne til den multiple tvungne cirkulation af kølevæsken var placeret. Designet af PPB, tykkelsen af væggene blev beregnet ud fra tilstanden til at opretholde integriteten af lokalerne i tilfælde af et brud på udstyret placeret i det (op til trykmanifolden til MCP DN 900 mm). PPB var ikke omfattet af BS og damp-vand-kommunikation. Også under konstruktionen af kernekraftværket blev reaktorrummene bygget i en dobbeltblok, hvilket betyder, at reaktorerne i de to kraftenheder i det væsentlige er i samme bygning (i modsætning til tidligere kernekraftværker med RBMK, hvor hver reaktor var i en separat bygning). Så RBMK-1000-reaktorerne fra anden generation blev lavet: kraftenheder 3 og 4 af Kursk NPP, 3 og 4 af Chernobyl NPP, 1 og 2 af Smolensk NPP (sammen med 3 og 4-enheden af Leningrad NPP, 8 kraftenheder).
Før ulykken på Tjernobyl-atomkraftværket i USSR var der omfattende planer for opførelsen af sådanne reaktorer, men efter ulykken blev planerne om at bygge RBMK-kraftenheder på nye steder indskrænket. Efter 1986 blev to RBMK-reaktorer sat i drift: RBMK-1000 ved Smolensk NPP (1990) og RBMK-1500 ved Ignalina NPP (1987). En anden RBMK-1000-reaktor i den 5. blok af Kursk-kernekraftværket var under færdiggørelse, og i 2012 var ~85% beredskab opnået, men byggeriet blev endelig stoppet.
Udviklingen af konceptet med en kanal-uran-grafit-reaktor udføres i projekterne af MKER - Multi-loop Channel Power Reactor [3] .
| Egenskab | RBMK-1000 | RBMK-1500 | RBMKP-2400 (projekt) |
MKER-1500 (projekt) |
|---|---|---|---|---|
| Termisk effekt af reaktoren, MW | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| Enhedens elektriske effekt, MW | 1000 | 1500 | 2000 | 1500 |
| Enhedseffektivitet (brutto), % | 31,25 | 31,25 | 37,04 | 35,3 |
| Damptryk foran turbinen, atm | 65 | 65 | 65 | 75 |
| Damptemperatur foran turbinen, °C | 280 | 280 | 450 | 274 |
| Kernedimensioner , m : | ||||
| - højde | 7 | 7 | 7.05 | 7 |
| – diameter (bredde×længde) | 11.8 | 11.8 | 7,05×25,38 | fjorten |
| Indlæsning af uran , t | 192 | 189 | 220 | |
| Berigelse , % 235 U | ||||
| - fordampningskanal | 2,6-3,0 | 2,6-2,8 | 1.8 | 2-3,2 |
| - overophedningskanal | — | — | 2.2 | — |
| Antal kanaler: | ||||
| – fordampende | 1693-1661 [4] | 1661 | 1920 | 1824 |
| - overophedning | — | — | 960 | — |
| Gennemsnitlig forbrænding, MW dag/kg: | ||||
| - i fordampningskanalen | 22.5 | 25.4 | 20.2 | 30-45 |
| - i overophedningskanalen | — | — | 18.9 | — |
| Brændstofbeklædningsdimensioner (diameter × tykkelse ), mm: | ||||
| - fordampningskanal | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | - |
| - overophedningskanal | — | — | 10×0,3 | — |
| Brændstofbeklædningsmateriale: | ||||
| - fordampningskanal | Zr + 2,5 % Nb | Zr + 2,5 % Nb | Zr + 2,5 % Nb | - |
| - overophedningskanal | — | — | rustfrit stål stål | — |
| Antal TVEL'er i en kassette ( TVS ) | atten | atten | ||
| Antal kassetter ( TVS ) | 1693 | 1661 |
Et af målene i udviklingen af RBMK-reaktoren var at forbedre brændselskredsløbet. Løsningen på dette problem er forbundet med udviklingen af strukturelle materialer, der svagt absorberer neutroner og afviger lidt i deres mekaniske egenskaber fra rustfrit stål. Reduktion af absorptionen af neutroner i strukturelle materialer gør det muligt at bruge billigere nukleart brændsel med lav uranberigelse (ifølge det oprindelige projekt - 1,8%). Senere blev graden af uranberigelse øget.
Grundlaget for RBMK-1000 kernen er en grafitcylinder 7 m høj og 11,8 m i diameter, lavet af mindre blokke, som fungerer som moderator. Grafitten gennembores af et stort antal lodrette huller, der gennem hver passerer et trykrør (også kaldet en proceskanal (TC)). Den centrale del af trykrøret, placeret i kernen, er lavet af en zirconium-niobium legering ( Zr + 2,5% Nb ), som har høj mekanisk og korrosionsbestandighed, de øvre og nedre dele af trykrøret er lavet af rustfrit stål stål . Zirkonium- og ståldelene af trykrøret er forbundet med svejsede adaptere.
Ved design af RBMK-kraftenheder blev der på grund af beregningsmetodernes ufuldkommenhed valgt en ikke-optimal afstand mellem kanalarrayet. Som et resultat viste det sig, at reaktoren var noget bremset, hvilket førte til positive værdier af dampreaktivitetskoefficienten i arbejdsområdet, der oversteg fraktionen af forsinkede neutroner . Før ulykken ved atomkraftværket i Tjernobyl viste metoden, der blev brugt til at beregne dampreaktivitetskoefficientkurven (BMP-program), at på trods af den positive RCC inden for arbejdsdampindholdet, når dampindholdet stiger, skifter denne værdi fortegn, så effekten af dehydrering viste sig at være negativ. Derfor blev sammensætningen og ydeevnen af sikkerhedssystemer designet under hensyntagen til denne egenskab. Men som det viste sig efter ulykken på Tjernobyl-atomkraftværket, blev den beregnede værdi af dampreaktivitetskoefficienten i områder med højt dampindhold opnået forkert: i stedet for at være negativ, viste den sig at være positiv [5] . For at ændre dampreaktivitetskoefficienten blev der truffet en række foranstaltninger, herunder installation af ekstra absorbenter i stedet for brændstof i nogle kanaler. Efterfølgende, for at forbedre den økonomiske ydeevne af kraftenheder med RBMK, blev yderligere absorbere fjernet, for at opnå de ønskede neutron-fysiske egenskaber blev brændstof med en højere berigelse med en brændbar absorber ( erbiumoxid ) brugt.
En kassette er installeret i hver brændstofkanal, der består af to brændstofsamlinger (FA) - nedre og øvre. Hver enhed indeholder 18 brændstofstænger . Brændselselementets beklædning er fyldt med urandioxid pellets . Ifølge det oprindelige design var berigelsen i uran-235 1,8%, men efterhånden som man opnåede erfaringer med driften af RBMK, viste det sig at være formålstjenligt at øge berigelsen [6] [7] . Stigningen i berigelse, kombineret med brugen af en brændbar gift i brændstoffet, gjorde det muligt at øge reaktorens kontrollerbarhed, forbedre sikkerheden og forbedre dens økonomiske ydeevne. På nuværende tidspunkt er der overgået til brændstof med en berigelse på 2,8 %.
RBMK-reaktoren fungerer i henhold til et enkelt-loop-skema. Kølevæsken cirkuleres i en multipel tvungen cirkulationskreds (MPC). I kernen fordamper vandet, der køler brændstofstavene, delvist, og den resulterende damp-vand-blanding kommer ind i separatortromlerne . Separering af damp foregår i tromleseparatorerne, som kommer ind i turbineenheden. Det resterende vand blandes med fødevand og føres ind i reaktorkernen ved hjælp af hovedcirkulationspumperne (MCP). Den separerede mættede damp (temperatur ~284 °C ) under et tryk på 70-65 kgf/cm 2 tilføres to turbogeneratorer med en elektrisk effekt på hver 500 MW . Udstødningsdampen kondenseres , hvorefter den, efter at have passeret gennem regenerative varmelegemer og en aflufter , tilføres af fødepumper (FPU) til MPC.
RBMK-1000-reaktorer er installeret på Leningrad-atomkraftværket , Kursk-atomkraftværket , Tjernobyl-atomkraftværket , Smolensk-atomkraftværket .
I RBMK-1500 blev effekten øget ved at øge den specifikke energiintensitet af kernen ved at øge styrken af FC (brændstofkanaler)[ afklar ] 1,5 gange , mens dens design bevares. Dette opnås ved at intensivere varmefjernelsen fra brændstofstave ved hjælp af[ klargør ] særlige varmeoverførselsforstærkere (turbulatorer) [8] i den øverste del af begge brændstofsamlinger . Alt sammen giver dette dig mulighed for at gemme de tidligere dimensioner og det overordnede design af reaktoren [6] [9] .
Under drift viste det sig, at på grund af den høje ujævnhed i energifrigivelsen, fører periodisk forekommende øgede (peak) kræfter i individuelle kanaler til revnedannelse i brændstofbeklædningen. Af denne grund blev effekten reduceret til 1300 MW .
Disse reaktorer blev installeret ved Ignalina NPP ( Litauen ).
På grund af de generelle designtræk ved RBMK-reaktorerne, hvor kernen, ligesom terninger, blev rekrutteret fra et stort antal af den samme type elementer, foreslog ideen om en yderligere stigning i kraften sig selv.
RBMK-2000, RBMK-3600I RBMK-2000- projektet var stigningen i effekt planlagt på grund af en stigning i brændstofkanalens diameter, antallet af brændselselementer i kassetten og stigningen på TK-rørpladen. Samtidig forblev selve reaktoren i de samme dimensioner [6] .
RBMK-3600 var kun et konceptuelt design [10] , lidt er kendt om dets designfunktioner. Sandsynligvis blev spørgsmålet om at øge den specifikke effekt i den løst, ligesom RBMK-1500, ved at intensivere varmefjernelsen uden at ændre designet af dens RBMK-2000 base - og derfor uden at øge kernen.
RBMKP-2400, RBMKP-4800I RBMKP-2400 og RBMKP-4800 reaktorprojekterne ligner den aktive zone ikke en cylinder, men et rektangulært parallelepipedum. For at opnå en damptemperatur på 450 °C er reaktorerne udstyret med overhedningskanaler, og brændselselementbeklædningerne er lavet af rustfrit stål. For at kanalrørene ikke optager for mange neutroner, kan de efterlades zircalic (Zr + Sn), og der kan placeres et hus med mættet damp mellem brændstofsamlingen og kanalvæggen. Reaktorer er opdelt i sektioner for at lukke enkelte dele ned i stedet for hele reaktoren [11] .
Denne type reaktor var planlagt til at blive installeret i henhold til det oprindelige design på Kostroma NPP [12] .
MKER-reaktoranlægsprojekterne er en evolutionær udvikling af generationen af RBMK-reaktorer. De tager højde for nye, skrappere sikkerhedskrav og fjerner de vigtigste mangler ved de tidligere reaktorer af denne type.
Arbejdet med MKER-800 og MKER-1000 er baseret på den naturlige cirkulation af kølevæsken, intensiveret af vand-til-vand-injektorer. MKER-1500, på grund af sin store størrelse og kraft, fungerer med tvungen cirkulation af kølevæsken udviklet af hovedcirkulationspumperne. Reaktorer i MKER-serien er udstyret med en dobbelt indeslutning - indeslutning : den første er stål, den anden er armeret beton uden at skabe en forspændt struktur. Diameteren af indeslutningen af MKER-1500 er 56 meter (svarer til diameteren af indeslutningen af Bushehr-atomkraftværket ). På grund af den gode balance af neutroner har MKER reaktoranlæg et meget lavt forbrug af naturligt uran (for MKER-1500 er det 16,7 g/ MWh (e) - det laveste i verden) [13] .
Forventet effektivitet - 35,2%, levetid 50 år, berigelse 2,4%.
I alt blev 17 kraftaggregater med RBMK sat i drift. Tilbagebetalingsperioden for serieblokke af anden generation var 4-5 år.
Ifølge IAEA PRIS-databasen er den kumulative kapacitetsfaktor for alle driftskraftenheder 69,71 % for RBMK; for VVER - 71,54% (data for Den Russiske Føderation fra begyndelsen af idriftsættelsen af enheden til 2008; kun driftsenheder tages i betragtning).
I 2011 afslørede den næste undersøgelse af tilstanden af reaktoren i den første kraftenhed i Leningrad NPP for tidlig forvrængning af grafitstakken, forårsaget af strålingskvældning af grafit og dens efterfølgende revnedannelse [26] . I 2012, i det 37. driftsår, blev reaktoren lukket på grund af opnåelsen af grænseværdierne for stakforskydning. Inden for 1,5 år blev der fundet teknologiske løsninger, der gjorde det muligt at reducere deformationen af murværket ved at skære i grafit, der kompenserede for hævelse og formændring [27] .
I 2013 blev reaktoren genstartet, men den stigende hastighed af defektakkumulering krævede næsten årligt arbejde med at rette op på murværket. Ikke desto mindre var det muligt at holde reaktoren i drift indtil udløbet af den planlagte levetid i 2018 [28] . Allerede i 2013 skulle lignende arbejde påbegyndes ved den anden kraftenhed af Kursk NPP , i 2014 - ved den anden kraftenhed af Leningrad NPP, i 2015 - ved den første kraftenhed af Kursk NPP.
De mest alvorlige hændelser på atomkraftværker med RBMK-reaktorer:
Ulykken i 1975 ved LNPP anses af mange eksperter for at være forløberen for Tjernobyl-ulykken i 1986 [29] .
Ulykken i 1982 var ifølge chefdesignerens (NIKIET) interne analyse forbundet med handlinger fra operationelt personale, der groft overtrådte de teknologiske regler [30] .
Årsagerne til ulykken i 1986 var og er stadig genstand for heftig debat. Forskellige grupper af forskere kom frem til forskellige konklusioner om årsagerne til ulykken. Den officielle regeringskommission for USSR blev nævnt som hovedårsagen til handlinger fra personale , der overtrådte de teknologiske regler. Dette synspunkt deles også af chefdesigneren - NIKIET. Gosatomnadzors kommission i USSR kom til den konklusion, at hovedårsagen til ulykken var det utilfredsstillende design af reaktoren . Under hensyntagen til rapporten fra USSR's Gosatomnadzor korrigerede IAEA sine konklusioner om ulykken. Efter ulykken i 1986 blev der udført en del videnskabeligt og teknisk arbejde for at modernisere reaktorens sikkerhed og dens kontrol.
Ulykken i 1991 i maskinrummet i den anden enhed af Tjernobyl-atomkraftværket var forårsaget af udstyrsfejl, der ikke var afhængig af reaktoranlægget. Under uheldet kollapsede taget i maskinrummet på grund af en brand. Som følge af branden og tagets kollaps blev rørledningerne til at forsyne reaktoren med vand beskadiget, og dampaflastningsventilen BRU-B blev blokeret i åben position. På trods af de talrige fejl i systemer og udstyr, der ledsagede ulykken, viste reaktoren gode selvbeskyttelsesegenskaber (på grund af det operative personales rettidige handlinger med hensyn til genopfyldning af CMPC i henhold til en nødordning), hvilket forhindrede brændstofopvarmning og skader .
Bruddet af en kanal ved den tredje enhed af Leningrad NPP i 1992 var forårsaget af en ventildefekt.
Fra 2022 er 8 kraftenheder med RBMK i drift på tre atomkraftværker: Leningrad , Kursk , Smolensk . To enheder hos LNPP og en enhed hos KuNPP skulle efter planen lukkes ned på grund af ressourceudtømning. Af politiske årsager (i overensstemmelse med Litauens forpligtelser over for EU) blev to kraftværker ved Ignalina NPP lukket ned . Stoppede også tre kraftenheder (nr. 1, 2, 3) ved atomkraftværket i Tjernobyl [31] ; endnu en blok (nr. 4) af Tjernobyl-atomkraftværket blev ødelagt som følge af en ulykke den 26. april 1986.
Lægning af nye eller færdiggørelse af eksisterende ufærdige RBMK-enheder i Rusland er i øjeblikket ikke planlagt. For eksempel blev der truffet en beslutning om at bygge en central kernekraftværk ved hjælp af VVER-1200 [32] på stedet for Kostroma kernekraftværket, hvor RBMK oprindeligt var planlagt til at blive installeret. Det blev også besluttet ikke at fuldføre konstruktionen af den 5. kraftenhed af Kursk NPP , på trods af at den allerede havde en høj grad af beredskab - reaktorbutikkens udstyr blev installeret med 70%, hovedudstyret i RBMK reaktoren - med 95 %, turbineværket - med 90 % [33] .
| Strømenhed [34] | Reaktor type | Stat | Effekt (MW) |
|---|---|---|---|
| Tjernobyl-1 | RBMK-1000 | stoppede i 1996 | 1000 |
| Tjernobyl-2 | RBMK-1000 | stoppede i 1991 | 1000 |
| Tjernobyl-3 | RBMK-1000 | stoppede i 2000 | 1000 |
| Tjernobyl-4 | RBMK-1000 | ødelagt ved et uheld i 1986 | 1000 |
| Tjernobyl-5 | RBMK-1000 | byggeriet stoppede i 1987 | 1000 |
| Tjernobyl-6 | RBMK-1000 | byggeriet stoppede i 1987 | 1000 |
| Ignalina-1 | RBMK-1500 | stoppede i 2004 | 1300 |
| Ignalina-2 | RBMK-1500 | stoppede i 2009 | 1300 |
| Ignalina-3 | RBMK-1500 | byggeriet stoppede i 1988 | 1500 |
| Ignalina-4 | RBMK-1500 | projekt aflyst i 1988 | 1500 |
| Kostroma-1 | RBMK-1500 | byggeriet stoppede i 1990 | 1500 |
| Kostroma-2 | RBMK-1500 | byggeriet stoppede i 1990 | 1500 |
| Kursk-1 | RBMK-1000 | stoppede i 2021 | 1000 |
| Kursk-2 | RBMK-1000 | aktiv (vil blive stoppet den 31/01/2024) | 1000 |
| Kursk-3 | RBMK-1000 | aktiv (vil blive stoppet den 27/12/2028) | 1000 |
| Kursk-4 | RBMK-1000 | aktiv (vil blive stoppet den 21/12/2030) | 1000 |
| Kursk-5 | RBMK-1000 | byggeriet stoppede i 2012 | 1000 |
| Kursk-6 | RBMK-1000 | byggeriet stoppede i 1993 | 1000 |
| Leningrad-1 | RBMK-1000 | stoppede i 2018 [35] | 1000 |
| Leningrad-2 | RBMK-1000 | stoppede i 2020 [36] | 1000 |
| Leningrad-3 | RBMK-1000 | aktiv (skal stoppes i 2025) | 1000 |
| Leningrad-4 | RBMK-1000 | aktiv (skal stoppes i 2025) | 1000 |
| Smolensk-1 | RBMK-1000 | aktiv (skal stoppes i 2027) | 1000 |
| Smolensk-2 | RBMK-1000 | aktiv (skal stoppes i 2030) | 1000 |
| Smolensk-3 | RBMK-1000 | aktiv (skal stoppes i 2035) | 1000 |
| Smolensk-4 | RBMK-1000 | byggeriet stoppede i 1993 | 1000 |
| Atomreaktorer i USSR og Rusland | |||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Forskning |
| ||||||||||
| Industriel og dobbeltformål | Fyrtårn A-1 AB(-1,-2,-3) AI OK-180 OK-190 OK-190 mio "Ruslan" LF-2 ("Lyudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC HELVEDE ADE (-1,-2) | ||||||||||
| Energi |
| ||||||||||
| Transportere | Ubåde Vand-vand VM-A VM-4 AT 5 OK-650 flydende metal RM-1 BM-40A (OK-550) overfladeskibe OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Luftfart Tu-95LAL Tu-119 ‡ Plads Kamille Bøg Topaz Yenisei | ||||||||||
§ — der er reaktorer under opførelse, ‡ — eksisterer kun som et projekt
| |||||||||||