| RBMK | |
|---|---|
| | |
| Reaktor típusa | csatorna, heterogén , urán-grafit ( grafit-víz moderátor), forrás típus , termikus neutron |
| A reaktor célja | villamosenergia-ipar |
| Műszaki adatok | |
| hűtőfolyadék | víz |
| Üzemanyag | urán-dioxid , alacsony dúsítású 235 U (dúsítás 1,8%-ról 3,6%-ra) |
| Fejlődés | |
| Tudományos rész | IAE őket. I. V. Kurcsatova |
| Vállalkozás-fejlesztő | NIKIET |
| Konstruktőr | Dollezhal N. A. |
| Felépítés és üzemeltetés | |
| Kizsákmányolás | 1973-tól napjainkig |
| Reaktorok épültek | 17 |
A High Power Channel Reactor ( RBMK ) a Szovjetunióban kifejlesztett atomreaktorok sorozata . Reaktor RBMK csatorna , heterogén , grafit-vizes , forrás típusú , termikus neutronokon . A hőhordozó forrásban lévő víz.
A reaktortelep főtervezője:
NIKIET , Dollezhal N.A. akadémikus . I. V. Kurchatova , akadémikus Alexandrov A. P.
Általános tervező ( LAES ): GSPI-11 ( VNIPIET ), Gutov A. I.
A turbinagyár vezető tervezője: KhTGZ, Turboatom , Kosyak Yu. F.
Fémszerkezet-fejlesztő: TsNIIPSK , Melnikov N.P.
Vezető anyagtudományi szervezet " Prometheus " ,
Kapyrin
G.I.
Jelenleg ezeknek a reaktoroknak a sorozata három generációt foglal magában. A sorozat vezető reaktora a Leningrádi Atomerőmű 1. és 2. blokkja .
A világ első atomerőművének (AM-1 ("Atom Mirny"), Obninsk Nuclear Power Plant , 1954) reaktora vízhűtéses urán-grafit csatornás reaktor volt. Az urán-grafit reaktortechnológiák fejlesztését az ipari reaktorokban, köztük a „kettős” célú reaktorokban (kétcélú reaktorokban) végezték, amelyek a „katonai” izotópok mellett villamos energiát termeltek és hőt használtak a közeli városok fűtésére.
Ipari reaktorok, amelyeket a Szovjetunióban építettek: A (1948), AI (PO " Majak " Ozyorskban ), AD (1958), ADE-1 (1961) és ADE-2 (1964) ( Bányászati és vegyi üzem Zheleznogorskban ) , I-1 (1955), EI-2 (1958), ADE-3 (1961), ADE-4 (1964) és ADE-5 (1965) ( Siberian Chemical Combine in Seversk ) [1] .
Az 1960-as évek óta a Szovjetunióban megkezdődött a jövőbeli RBMK típusú tisztán erőművi reaktorok fejlesztése. Néhány tervezési megoldást a Belojarski Atomerőműben telepített "Atom Mirny Bolshoy" kísérleti erőreaktorokon teszteltek: AMB-1 (1964) és AMB-2 (1967) .
A tulajdonképpeni RBMK reaktorok fejlesztése az 1960-as évek közepén kezdődött, és nagymértékben az ipari urán-grafit reaktorok tervezése és kivitelezése terén szerzett kiterjedt és sikeres tapasztalatokra támaszkodott. A reaktortelep fő előnyeit az alkotók a következőkben látták:
Általánosságban elmondható, hogy a reaktor tervezési jellemzői megismételték a korábbi urán-grafit reaktorok tapasztalatait. A tüzelőanyag-csatornát, a hűtőfolyadék paramétereit, az új szerkezeti anyagokból - cirkóniumötvözetekből - készült fűtőelemek szerelvényeit, valamint a tüzelőanyag - fémes urán formáját kicserélték annak dioxidjára . Az eredeti feladatmeghatározás szerint a reaktornak kettős célúnak kellett volna lennie, vagyis a hőparaméterek megváltoztatásával fegyveres minőségű plutóniumot tud előállítani [2] . A projekt kidolgozása során azonban úgy döntöttek, hogy feladják ezt az ötletet, és a jövőben a reaktort egycélú reaktornak tervezték - elektromos és hőenergia előállítására.
A projekt munkálatai az IAE -nél (RNTs KI) és a NII-8-nál ( NIKIET ) kezdődtek 1964-ben. 1965-ben a projekt a B-190 nevet kapta, és a műszaki terv kidolgozását a bolsevik üzem tervezőirodájára bízták , mivel eredetileg az volt a terv, hogy az üzem lesz az ilyen típusú berendezések gyártásának vezető üzeme. reaktorból. 1966-ban a reaktor műszaki tervét bemutatták Minsredmash Tudományos és Műszaki Tanácsának . A projektet számos technikai észrevétel és javaslat miatt nem hagyták jóvá, és a projekt további munkájával a Dollezhal által vezetett NII-8-at ( NIKIET ) bízták meg .
1966. április 15-én a Minsredmash vezetője , E. P. Szlavszkij megbízást írt alá a leningrádi atomerőmű tervezésére, 70 km -re egyenes vonalban Leningrádtól nyugatra , 4 km -re Szosznovij Bor falutól . 1966. szeptember elején a tervezési megbízás befejeződött.
1966. november 29-én a Szovjetunió Minisztertanácsa elfogadta a Leningrádi Atomerőmű első szakaszának építéséről szóló 800-252. számú rendeletet, amely meghatározta a vállalkozások szervezeti felépítését és együttműködését az atomerőmű tervezésének és építésének fejlesztése érdekében. Atomerőmű.
Az első RBMK-1000 típusú reaktort tartalmazó erőművet 1973-ban indították el a Leningrádi Atomerőműben .
A Szovjetunió első atomerőműveinek építése során az volt a vélemény, hogy az atomerőmű megbízható energiaforrás, és az esetleges meghibásodások és balesetek valószínűtlen, vagy akár hipotetikus események. Emellett az első blokkok a közepes gépészmérnöki rendszerben épültek, és e minisztérium szervezeteinek kellett volna működtetniük azokat. A fejlesztés idején biztonsági előírások vagy nem léteztek, vagy hiányosak voltak. Emiatt az RBMK-1000 és a VVER-440 sorozatok első nagy teljesítményű reaktorai nem rendelkeztek elegendő számú biztonsági rendszerrel, ami az ilyen erőművek további komoly korszerűsítését tette szükségessé. Különösen a Leningrádi Atomerőmű első két RBMK-1000 blokkjának kezdeti tervezése során nem voltak hidrohengerek a vészhelyzeti reaktor hűtőrendszeréhez (ECCS), a vészhelyzeti szivattyúk száma nem volt elegendő, nem voltak visszacsapó szelepek (OK) az elosztócsoportos elosztókról (RGK), stb. A jövőben a modernizáció során mindezek a hiányosságok megszűntek.
Az RBMK blokkok további építését a Szovjetunió Energiaügyi és Villamosítási Minisztériumának igényeire kellett volna végrehajtani . Figyelembe véve az Energiaminisztérium atomerőművekkel kapcsolatos kevésbé tapasztalatait, jelentős, az erőművek biztonságát növelő változtatások történtek a projektben. Emellett változtatásokat eszközöltek az első RBMK-k tapasztalatainak figyelembevétele érdekében. Többek között ECCS hidrohengereket használtak, 5 szivattyú kezdte el ellátni a vészhelyzeti ECCS elektromos szivattyúk funkcióját, visszacsapó szelepeket használtak az RGK-ban, és egyéb fejlesztések is történtek. E projektek szerint megépült a Kurszki Atomerőmű 1., 2. és a csernobili atomerőmű 1., 2. erőművi blokkja. Ebben a szakaszban befejeződött az első generációs RBMK-1000 erőforrások (6 erőmű) építése.
Az atomerőművek további fejlesztése az RBMK-val a Leningrádi Atomerőmű második szakaszának projektjeinek kidolgozásával kezdődött (3., 4. erőmű). A projekt véglegesítésének fő oka a biztonsági szabályok szigorítása volt. Különösen bevezették a ballonos ECCS rendszert, a hosszú távú hűtés ECCS-ét, amelyet 4 vészszivattyú képvisel. A baleset-helyreállító rendszert a korábbiakhoz hasonlóan nem egy buborékoló tartály jelentette , hanem egy baleset-helyreállító torony, amely képes felhalmozni és hatékonyan megakadályozni a radioaktivitás felszabadulását a reaktorvezetékek károsodásával járó balesetek esetén. Egyéb változtatások is történtek. A Leningrádi Atomerőmű harmadik és negyedik erőművi blokkjának fő jellemzője az volt, hogy az RGC-t a magmagasságnál magasabban helyezték el . Ez lehetővé tette a mag garantált vízzel való feltöltését az RGC vészvízellátása esetén. Ezt a határozatot ezt követően nem alkalmazták.
A Leningrádi Atomerőmű 3., 4. erőművi blokkjának építése után, amely a Közepes Gépgyártási Minisztérium fennhatósága alá tartozik, megkezdődött az RBMK-1000 reaktorok tervezése a Szovjetunió Energiaügyi Minisztériumának igényeire. Mint fentebb megjegyeztük, az Energiaügyi Minisztérium atomerőművének fejlesztése során további változtatásokat hajtottak végre a projektben, amelyek célja az atomerőművek megbízhatóságának és biztonságának javítása, valamint gazdasági potenciáljának növelése volt. Az RBMK második szakaszának véglegesítésekor egy nagyobb átmérőjű dobleválasztót (BS) használtak ( 2,6 m -re növelték a belső átmérőt ), egy háromcsatornás ECCS rendszert vezettek be, amelynek első két csatornája Vízzel ellátott hidrohengerekből, a harmadik - tápszivattyúkból. A reaktor vészhelyzeti vízellátását biztosító szivattyúk számát 9 blokkra emelték, és egyéb olyan változtatásokat hajtottak végre, amelyek jelentősen növelték az erőmű biztonságát (az ECCS végrehajtási szintje megfelelt a tervezéskor hatályos dokumentumoknak). az atomerőmű). Jelentősen megnövelték a baleset-helyreállító rendszer képességeit, amelyet egy maximális átmérőjű csővezeték (a fő keringető szivattyúk (MCP) Du 900 nyomáselosztó) guillotine-szakadása okozta balesetek elhárítására terveztek. Az RBMK első szakaszának buboréktartályai és a Leningrádi Atomerőmű 3. és 4. blokkjának konténment tornyai helyett az Energiaügyi Minisztérium második generációjának RBMK-jában kétszintes szigetelőmedencéket használtak, ami jelentősen növelte a a baleseti lokalizációs rendszer (ALS). A konténment hiányát a szoros szilárdságú dobozok (TPB) rendszerének stratégiája kompenzálta, amelyben a hűtőfolyadék többszörös kényszerkeringetésének csővezetékei helyezkedtek el. A PPB kialakítását, a falak vastagságát a helyiségek épségének megőrzésének feltételéből számították ki a benne elhelyezett berendezések szakadása esetén (az MCP DN 900 mm nyomáselosztóig). A PPB-re nem terjedt ki a BS és a gőz-víz kommunikáció. Szintén az atomerőmű építése során a reaktorkamrák kettős blokkba épültek, ami azt jelenti, hogy a két erőmű reaktorai lényegében ugyanabban az épületben találhatók (ellentétben a korábbi RBMK-s atomerőművekkel, ahol minden reaktor külön-külön volt). épület). Így készültek el a második generációs RBMK-1000 reaktorok: a Kurszki Atomerőmű 3. és 4., a Csernobili Atomerőmű 3. és 4., a Szmolenszki Atomerőmű 1. és 2. blokkja (a 3. és 4. blokkjával együtt). Leningrádi Atomerőmű, 8 erőmű).
A Szovjetunióban a csernobili atomerőműben történt baleset előtt kiterjedt tervek készültek ilyen reaktorok építésére, de a baleset után az RBMK erőművek új helyszíneken történő építésének terveit korlátozták. 1986 után két RBMK reaktort helyeztek üzembe: RBMK-1000 a szmolenszki atomerőműben (1990) és RBMK-1500 az ignalinai atomerőműben (1987). A Kurszki Atomerőmű 5. blokkjának egy másik RBMK-1000-es reaktora elkészült, és 2012-re elérték a ~85%-os készültséget, de az építkezést végül leállították.
A csatornás urán-grafit reaktor koncepciójának kidolgozása az MKER - Multi-loop Channel Power Reactor [3] projektjeiben valósul meg .
| Jellegzetes | RBMK-1000 | RBMK-1500 | RBMKP-2400 (projekt) |
MKER-1500 (projekt) |
|---|---|---|---|---|
| A reaktor hőteljesítménye, MW | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| A berendezés elektromos teljesítménye, MW | 1000 | 1500 | 2000 | 1500 |
| Egységhatékonyság (bruttó), % | 31.25 | 31.25 | 37.04 | 35.3 |
| Gőznyomás a turbina előtt, atm | 65 | 65 | 65 | 75 |
| A gőz hőmérséklete a turbina előtt, °C | 280 | 280 | 450 | 274 |
| Magméretek , m : | ||||
| - magasság | 7 | 7 | 7.05 | 7 |
| - átmérő (szélesség × hossz) | 11.8 | 11.8 | 7,05×25,38 | tizennégy |
| Urán berakodása , t | 192 | 189 | 220 | |
| Dúsítás , % 235 U | ||||
| - párologtató csatorna | 2,6-3,0 | 2,6-2,8 | 1.8 | 2-3.2 |
| - túlmelegedési csatorna | — | — | 2.2 | — |
| Csatornák száma: | ||||
| – párologtató | 1693-1661 [4] | 1661 | 1920 | 1824 |
| - túlmelegedés | — | — | 960 | — |
| Átlagos égés, MW nap/kg: | ||||
| - a párologtató csatornában | 22.5 | 25.4 | 20.2 | 30-45 |
| - a túlmelegedési csatornában | — | — | 18.9 | — |
| Tüzelőanyag- burkolat méretei (átmérő × vastagság), mm: | ||||
| - párologtató csatorna | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | - |
| - túlmelegedési csatorna | — | — | 10×0,3 | — |
| Üzemanyag burkolóanyag: | ||||
| - párologtató csatorna | Zr + 2,5% Nb | Zr + 2,5% Nb | Zr + 2,5% Nb | - |
| - túlmelegedési csatorna | — | — | rozsdamentes acél acél- | — |
| TVEL-ek száma egy kazettán ( TVS ) | tizennyolc | tizennyolc | ||
| kazetták száma ( TVS ) | 1693 | 1661 |
Az RBMK reaktor fejlesztése során az egyik cél az üzemanyagciklus javítása volt. A probléma megoldása olyan szerkezeti anyagok kifejlesztésével jár, amelyek gyengén elnyelik a neutronokat, és mechanikai tulajdonságaikban alig különböznek a rozsdamentes acéltól. A szerkezeti anyagokban a neutronok abszorpciójának csökkentése lehetővé teszi olcsóbb , alacsony urándúsítású nukleáris üzemanyag használatát ( az eredeti projekt szerint - 1,8%). Később az urándúsítás mértékét növelték.
Az RBMK-1000 mag alapja egy 7 m magas és 11,8 m átmérőjű, kisebb blokkokból álló grafithenger , amely moderátorként működik. A grafitot nagyszámú függőleges lyuk szúrja át, amelyek mindegyikén egy nyomócső (más néven folyamatcsatorna (TC)) halad át. A nyomócső központi része, a magban található, cirkónium-nióbium ötvözetből ( Zr + 2,5% Nb ), amely nagy mechanikai és korrózióállósággal rendelkezik, a nyomócső felső és alsó része rozsdamentes . acél . A nyomócső cirkónium és acél részeit hegesztett adapterek kötik össze.
Az RBMK tápegységek tervezésénél a számítási módszerek tökéletlensége miatt a csatornatömb nem optimális távolságát választottuk. Ennek eredményeként a reaktor kissé lelassult, ami a gőzreaktivitási együttható pozitív értékéhez vezetett a munkaterületen, meghaladva a késleltetett neutronok hányadát . A csernobili atomerőmű balesete előtt a gőzreaktivitási együttható görbéjének számítására használt módszer (BMP program) azt mutatta, hogy a munkagőztartalom területén a pozitív RCC ellenére a gőztartalom növekedésével ez az érték előjelet vált, így a kiszáradás hatása negatívnak bizonyult. Ennek megfelelően a biztonsági rendszerek összetételét és teljesítményét ennek a jellemzőnek a figyelembevételével alakították ki. A csernobili atomerőmű balesete után azonban kiderült, hogy a nagy gőztartalmú területeken a gőzreaktivitási együttható számított értékét hibásan kapták meg: negatív helyett pozitívnak bizonyult [5] . A gőzreaktivitási együttható megváltoztatására számos intézkedést tettek, többek között az üzemanyag helyett további abszorberek felszerelését egyes csatornákban. Ezt követően az RBMK-s erőművek gazdasági teljesítményének javítása érdekében további abszorbereket távolítottak el, a kívánt neutronfizikai jellemzők eléréséhez nagyobb dúsítású, éghető abszorberrel ( erbium -oxid ) tartalmazó üzemanyagot használtak.
Minden üzemanyag-csatornába egy kazetta van beépítve, amely két üzemanyag-kazettából (FA) áll - alsó és felső. Mindegyik szerelvény 18 üzemanyagrudat tartalmaz . A fűtőelem burkolata urán-dioxid pelletekkel van feltöltve . Az eredeti terv szerint a 235-ös urándúsítás 1,8%-os volt, de az RBMK üzemeltetésében szerzett tapasztalatok alapján célszerűnek bizonyult a dúsítás növelése [6] [7] . A dúsítás növelése, az üzemanyagban éghető méreg felhasználásával kombinálva lehetővé tette a reaktor irányíthatóságának növelését, a biztonság növelését és a gazdasági teljesítmény javítását. Jelenleg 2,8%-os dúsítású üzemanyagra álltak át.
Az RBMK reaktor egyhurkos séma szerint működik. A hűtőfolyadék keringtetése többszörös kényszerített cirkulációs hurokban (MPC) történik. A zónában a tüzelőanyag-rudakat hűtő víz részben elpárolog, és a keletkező gőz-víz keverék a szeparátordobokba kerül . A gőz leválasztása a dobleválasztókban történik, amely a turbinaegységbe kerül. A maradék vizet tápvízzel keverik, és a fő keringető szivattyúk (MCP) segítségével a reaktor zónájába táplálják. A leválasztott telített gőzt (hőmérséklet ~284 °C ) 70-65 kgf/cm 2 nyomáson két , egyenként 500 MW elektromos teljesítményű turbógenerátorba juttatják . A kipufogó gőzt kondenzálják , majd a regeneratív fűtőelemeken és a légtelenítőn való áthaladás után tápszivattyúk (FPU) szállítják az MPC-hez.
Az RBMK-1000 reaktorokat a Leningrádi Atomerőműben , a Kurszki Atomerőműben , a Csernobili Atomerőműben és a Szmolenszki Atomerőműben telepítik .
Az RBMK-1500-ban a teljesítményt a mag fajlagos energiaintenzitásának növelésével növelték az FC (tüzelőanyag-csatornák) teljesítményének növelésével.[ pontosítás ] 1,5- szer , miközben megtartja a kialakítását. Ezt a fűtőelemrudak hőelvonásának fokozásával érik el[ pontosítás ] speciális hőátadás-erősítők (turbulátorok) [8] mindkét tüzelőanyag -köteg felső részében . Mindez együtt lehetővé teszi a korábbi méretek és a reaktor általános kialakításának elmentését [6] [9] .
Az üzemelés során kiderült, hogy az energialeadás nagy egyenetlensége miatt az egyes csatornákban időszakosan fellépő (csúcs)teljesítmények az üzemanyag burkolatának repedéséhez vezetnek. Emiatt a teljesítmény 1300 MW -ra csökkent .
Ezeket a reaktorokat az Ignalinai Atomerőműben ( Litvánia ) telepítették .
Az RBMK reaktorok általános tervezési jellemzői miatt, amelyekben a magot, mint a kockákat, nagyszámú azonos típusú elemből vették fel, felvetődött a teljesítmény további növelésének ötlete.
RBMK-2000, RBMK-3600Az RBMK-2000 projektben a teljesítmény növelését a tüzelőanyag-csatorna átmérőjének, a kazettában lévő fűtőelemek számának és a TK csőlap osztásemelkedésének köszönhetően tervezték. Ugyanakkor maga a reaktor ugyanazokban a méretekben maradt [6] .
Az RBMK-3600 csak elvi terv volt [10] , tervezési jellemzőiről keveset tudunk. Valószínűleg a fajlagos teljesítmény növelésének kérdését az RBMK-1500-hoz hasonlóan a hőelvonás fokozásával oldották meg, anélkül, hogy megváltoztatták volna az RBMK-2000 alapjának kialakítását - és ezért a mag növelése nélkül.
RBMKP-2400, RBMKP-4800Az RBMKP-2400 és RBMKP-4800 reaktorprojektekben az aktív zóna nem hengernek, hanem téglalap alakú paralelepipedonnak tűnik. A 450 °C-os gőzhőmérséklet eléréséhez a reaktorokat túlhevítő csatornákkal látják el, a fűtőelemek burkolatai pedig rozsdamentes acélból készülnek. Hogy a csatornacsövek ne nyeljenek el túl sok neutront, cirkal (Zr + Sn) hagyhatók, a tüzelőanyag -kazetta és a csatornafal közé pedig telített gőzzel ellátott burkolat helyezhető . A reaktorokat részekre osztják, hogy leállítsák az egyes részeket, nem pedig a teljes reaktort [11] .
Ezt a típusú reaktort az eredeti terv szerint a kosztromai atomerőműben tervezték beépíteni [12] .
Az MKER reaktortelepi projektek az RBMK reaktorok generációjának evolúciós fejlesztését jelentik. Figyelembe veszik az új, szigorúbb biztonsági követelményeket, és kiküszöbölik a korábbi ilyen típusú reaktorok fő hiányosságait.
Az MKER-800 és MKER-1000 munkája a hűtőfolyadék természetes keringtetésén alapul, amelyet víz-víz befecskendezők fokoznak. Az MKER-1500 nagy méretének és teljesítményének köszönhetően a fő keringtető szivattyúk által kifejlesztett hűtőfolyadék kényszerkeringetésével működik. Az MKER sorozatú reaktorok kettős konténmenttel - konténmenttel vannak felszerelve : az első acél, a második vasbeton, előfeszített szerkezet nélkül. Az MKER-1500 konténment átmérője 56 méter (megfelel a bushehri atomerőmű konténmentjének átmérőjének ). A jó neutronegyensúly miatt az MKER reaktortelepek nagyon alacsony természetes uránfogyasztással rendelkeznek (az MKER-1500 esetében ez 16,7 g/ MWh (e) – a legalacsonyabb a világon) [13] .
Várható hatásfok - 35,2%, élettartam 50 év, dúsítás 2,4%.
Összesen 17 RBMK-s erőgépet helyeztek üzembe. A második generációs soros blokkok megtérülési ideje 4-5 év volt.
A NAÜ PRIS adatbázisa szerint a kumulatív kapacitástényező az összes működő erőműre vonatkozóan 69,71% az RBMK esetében ; a VVER esetében - 71,54% (az Orosz Föderációra vonatkozó adatok az egység üzembe helyezésének kezdetétől 2008-ig; csak az üzemi egységeket veszik figyelembe).
2011-ben a Leningrádi Atomerőmű első erőművi blokkjának reaktorának következő állapotvizsgálata a grafitköteg idő előtti torzulását tárta fel, amelyet a grafit sugárzási duzzadása és az azt követő repedés okozta [26] . 2012-ben, a működés 37. évében a reaktort leállították a kéménykiszorítási határértékek elérése miatt. 1,5 év alatt olyan technológiai megoldások születtek, amelyek lehetővé tették a falazat deformációjának csökkentését grafitbevágással, kompenzálva a duzzadást és az alakváltozást [27] .
2013-ban újraindították a reaktort, de a növekvő hibahalmozódás miatt szinte éves munkára volt szükség a falazat korrigálása érdekében. Ennek ellenére sikerült a reaktort a tervezett üzemidő végéig, 2018-ig üzemben tartani [28] . Már 2013-ban el kellett kezdeni hasonló munkát a Kurszki Atomerőmű második, 2014-ben - a Leningrádi Atomerőmű második erőművi blokkjában, 2015-ben - a Kurszki Atomerőmű első erőművi blokkjában.
A legsúlyosabb események az RBMK reaktorokkal működő atomerőművekben:
Az 1975-ös LNPP balesetet sok szakértő az 1986-os csernobili baleset előfutáraként tekinti [29] .
Az 1982-es baleset a főtervező (NIKIET) belső elemzése szerint a technológiai előírásokat durván megsértő kezelőszemélyzet cselekedeteivel függött össze [30] .
Az 1986-os baleset okai heves vita tárgyát képezték, és továbbra is azok. A különböző kutatócsoportok eltérő következtetésekre jutottak a baleset okairól. A Szovjetunió hivatalos kormánybizottsága a technológiai előírásokat megsértő személyzet tevékenységének fő okát nevezte meg . Ezt a nézetet osztja a vezető tervező - NIKIET is. A Szovjetunió Gosatomnadzor Bizottsága arra a következtetésre jutott, hogy a baleset fő oka a reaktor nem megfelelő kialakítása volt . Figyelembe véve a Szovjetunió Gosatomnadzor jelentését, a NAÜ helyesbítette a balesettel kapcsolatos következtetéseit. Az 1986-os balesetet követően sok tudományos és műszaki munka folyt a reaktor biztonságának és vezérlésének korszerűsítésére.
A csernobili atomerőmű második blokkjának gépterében 1991-ben történt balesetet nem a reaktorteleptől függő berendezések meghibásodása okozta. A baleset során a tűz miatt beomlott a gépház teteje. A tűz és a tető beomlása következtében a reaktor vízellátó vezetékei megsérültek, a BRU-B gőzlevezető szelep nyitott helyzetben eltömődött. A balesetet kísérő számos rendszer és berendezés meghibásodása ellenére a reaktor jó önvédelmi tulajdonságokat mutatott (az üzemeltető személyzet időszerű intézkedései miatt a CMPC vészhelyzeti séma szerint történő feltöltése tekintetében), ami megakadályozta a tüzelőanyag felmelegedését és a károkat. .
A Leningrádi Atomerőmű harmadik blokkjában 1992-ben egy csatornaszakadást szelephiba okozta.
2022-től 8 RBMK-s erőmű működik három atomerőműben: Leningrádban , Kurszkban és Szmolenszkben . Az erőforrások kimerülése miatt az LNPP két blokkját és a KuNPP egy blokkját tervezték leállítani. Politikai okokból (Litvánia Európai Unióval szembeni kötelezettségeivel összhangban) az Ignalinai Atomerőmű két erőművi blokkját leállították . Három erőművet (1., 2., 3. sz.) is leállítottak a csernobili atomerőműben [31] ; A csernobili atomerőmű másik blokkja (4. sz.) 1986. április 26-án egy baleset következtében megsemmisült.
Jelenleg nem tervezik új, befejezetlen RBMK blokkok lefektetését vagy befejezését Oroszországban. Például döntés született egy központi atomerőmű megépítéséről VVER-1200 [32] felhasználásával a kosztromai atomerőmű helyén, ahol eredetileg az RBMK-t tervezték telepíteni. Arról is döntöttek, hogy nem fejezik be a Kurszki Atomerőmű 5. erőművi blokkjának építését , annak ellenére, hogy az már magas fokú készültséggel rendelkezett - a reaktorüzem berendezését 70%-ban telepítették, az RBMK fő berendezését. reaktor - 95%-kal, a turbinaműhely - 90%-kal [33] .
| Erőegység [34] | Reaktor típusa | Állapot | Teljesítmény (MW) |
|---|---|---|---|
| Csernobil-1 | RBMK-1000 | 1996-ban leállt | 1000 |
| Csernobil-2 | RBMK-1000 | 1991-ben leállt | 1000 |
| Csernobil-3 | RBMK-1000 | 2000-ben leállt | 1000 |
| Csernobil-4 | RBMK-1000 | 1986-ban véletlenül megsemmisült | 1000 |
| Csernobil-5 | RBMK-1000 | az építkezést 1987-ben leállították | 1000 |
| Csernobil-6 | RBMK-1000 | az építkezést 1987-ben leállították | 1000 |
| Ignalina-1 | RBMK-1500 | 2004-ben leállt | 1300 |
| Ignalina-2 | RBMK-1500 | 2009-ben leállt | 1300 |
| Ignalina-3 | RBMK-1500 | az építkezést 1988-ban leállították | 1500 |
| Ignalina-4 | RBMK-1500 | a projektet 1988-ban törölték | 1500 |
| Kostroma-1 | RBMK-1500 | az építkezést 1990-ben leállították | 1500 |
| Kostroma-2 | RBMK-1500 | az építkezést 1990-ben leállították | 1500 |
| Kurszk-1 | RBMK-1000 | 2021-ben leállt | 1000 |
| Kurszk-2 | RBMK-1000 | aktív (2024.01.31-én leáll) | 1000 |
| Kurszk-3 | RBMK-1000 | aktív (2028.12.27-én leáll) | 1000 |
| Kurszk-4 | RBMK-1000 | aktív (2030.12.21-én leáll) | 1000 |
| Kurszk-5 | RBMK-1000 | Az építkezés 2012-ben leállt | 1000 |
| Kurszk-6 | RBMK-1000 | 1993-ban leállították az építkezést | 1000 |
| Leningrád-1 | RBMK-1000 | 2018-ban leállt [35] | 1000 |
| Leningrád-2 | RBMK-1000 | 2020-ban leállt [36] | 1000 |
| Leningrád-3 | RBMK-1000 | aktív (2025-ben leáll) | 1000 |
| Leningrád-4 | RBMK-1000 | aktív (2025-ben leáll) | 1000 |
| Szmolenszk-1 | RBMK-1000 | aktív (2027-ben leáll) | 1000 |
| Szmolenszk-2 | RBMK-1000 | aktív (2030-ban leáll) | 1000 |
| Szmolenszk-3 | RBMK-1000 | aktív (2035-ben leáll) | 1000 |
| Szmolenszk-4 | RBMK-1000 | 1993-ban leállították az építkezést | 1000 |
| A Szovjetunió és Oroszország atomreaktorai | |||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Kutatás |
| ||||||||||
| Ipari és kettős célú | Világítótorony A-1 AB(-1;-2;-3) AI OK-180 OK-190 OK-190M "Ruslan" LF-2 ("Ljudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3, -4, -5) GCC POKOL ADE (-1,-2) | ||||||||||
| Energia |
| ||||||||||
| Szállítás | Tengeralattjárók Víz-víz VM-A VM-4 5-kor OK-650 folyékony fém RM-1 BM-40A (OK-550) felszíni hajók OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Repülés Tu-95LAL Tu-119 ‡ Tér Kamilla Bükkfa Topáz Yenisei | ||||||||||
§ – reaktorok vannak építés alatt, ‡ – csak projektként létezik
| |||||||||||