| RBMK | |
|---|---|
| | |
| Tip reactor | canal, heterogen , uraniu-grafit ( moderator grafit-apă ), tip fierbere , neutron termic |
| Scopul reactorului | industria energiei electrice |
| Specificatii tehnice | |
| lichid de răcire | apă |
| Combustibil | dioxid de uraniu , slab îmbogățit 235 U (îmbogățire de la 1,8% la 3,6%) |
| Dezvoltare | |
| Partea stiintifica | IAE-i. I. V. Kurchatova |
| Dezvoltator de întreprinderi | NIKIET |
| Constructor | Dollezhal N. A. |
| Construcție și exploatare | |
| Exploatare | 1973 până în prezent |
| Reactoarele construite | 17 |
High Power Channel Reactor ( RBMK ) este o serie de reactoare nucleare de putere dezvoltate în Uniunea Sovietică . Reactor RBMK canal , heterogen , grafit-apă , tip fierbere , pe neutroni termici . Purtătorul de căldură este apă clocotită.
Proiectant-șef al centralei de reactoare:
NIKIET , academician Dollezhal N.A. I. V. Kurchatova , academician Alexandrov A. P.
Proiectant general ( LAES ): GSPI-11 ( VNIPIET ), Gutov A. I.
Proiectant șef al fabricii de turbine: KhTGZ, Turboatom , Kosyak Yu. F.
Dezvoltator structuri metalice: TsNIIPSK , Melnikov N.P.
Organizație științifică a materialelor: „ Prometeu ” ,
Kapyrin
G.I.
În acest moment, seria acestor reactoare include trei generații. Reactorul de plumb al seriei este prima și a doua unitate a CNE Leningrad .
Reactorul primei centrale nucleare din lume (AM-1 ("Atom Mirny"), Obninsk Nuclear Power Plant , 1954) a fost un reactor cu canal de uraniu-grafit răcit cu apă. Dezvoltarea tehnologiilor de reactoare cu uraniu-grafit a fost realizată la reactoare industriale, inclusiv reactoare „duble” (reactoare cu dublu scop), care, pe lângă izotopii „militari”, produceau electricitate și foloseau căldură pentru a încălzi orașele din apropiere.
Reactoarele industriale care au fost construite în URSS: A (1948), AI (PO " Mayak " în Ozyorsk ), AD (1958), ADE-1 (1961) și ADE-2 (1964) ( Uzina minieră și chimică din Zheleznogorsk ) , I-1 (1955), EI-2 (1958), ADE-3 (1961), ADE-4 (1964) şi ADE-5 (1965) ( Siberian Chemical Combine in Seversk ) [1] .
Începând cu anii 1960, în URSS a început dezvoltarea reactoarelor pur de putere de viitorul tip RBMK. Unele soluții de proiectare au fost testate pe reactoarele de putere experimentale „Atom Mirny Bolshoy”: AMB-1 (1964) și AMB-2 (1967), instalate la CNE Beloyarsk .
Dezvoltarea reactoarelor RBMK propriu-zise a început la mijlocul anilor 1960 și s-a bazat în mare măsură pe o experiență vastă și de succes în proiectarea și construcția de reactoare industriale cu uraniu-grafit. Principalele avantaje ale centralei reactoare au fost văzute de creatori în:
În general, caracteristicile de proiectare ale reactorului au repetat experiența anterioară a reactoarelor cu uraniu-grafit. Canalul de combustibil, parametrii lichidului de răcire, ansamblurile de elemente de combustibil din materiale structurale noi - aliaje de zirconiu , precum și forma de combustibil - uraniu metalic au fost înlocuite cu dioxidul său . Conform termenilor de referință inițiali, reactorul trebuia să aibă un scop dublu, adică, cu o modificare a parametrilor termici, ar putea produce plutoniu de calitate pentru arme [2] . Cu toate acestea, în timpul dezvoltării proiectului, s-a decis să renunțe la această idee, iar în viitor reactorul a fost proiectat ca un reactor cu un singur scop - pentru producerea de energie electrică și termică.
Lucrările la proiect au început la IAE (RNTs KI) și NII-8 ( NIKIET ) în 1964. În 1965, proiectul a fost numit B-190, iar dezvoltarea proiectului tehnic a fost încredințată biroului de proiectare al uzinei bolșevice , deoarece inițial sa planificat ca fabrica să devină principala fabrică pentru fabricarea echipamentelor pentru acest tip. de reactor. În 1966, proiectul tehnic al reactorului a fost prezentat Consiliului științific și tehnic al Minsredmash . Proiectul nu a fost aprobat din cauza mai multor comentarii și propuneri tehnice, iar lucrările suplimentare asupra proiectului au fost încredințate NII-8 ( NIKIET ), condus de Dollezhal .
La 15 aprilie 1966, șeful Minsredmash , E.P. Slavsky , a semnat o misiune pentru proiectarea centralei nucleare Leningrad, la 70 km în linie dreaptă la vest de Leningrad , la 4 km de satul Sosnovy Bor . La începutul lui septembrie 1966, proiectul a fost finalizat.
La 29 noiembrie 1966, Consiliul de Miniștri al URSS a adoptat Decretul nr. 800-252 privind construcția primei etape a CNE Leningrad, a definit structura organizatorică și cooperarea întreprinderilor pentru dezvoltarea proiectării și construcției centralei nucleare. CNE.
Prima unitate de putere cu un reactor de tip RBMK-1000 a fost lansată în 1973 la Centrala Nucleară Leningrad .
În timpul construcției primelor centrale nucleare din URSS, a existat opinia că o centrală nucleară este o sursă sigură de energie, iar posibilele defecțiuni și accidente sunt evenimente improbabile sau chiar ipotetice. În plus, primele unități au fost construite în cadrul sistemului de inginerie mecanică medie și trebuiau să fie operate de organizații ale acestui minister. Reglementările de siguranță la momentul dezvoltării fie nu existau, fie erau imperfecte. Din acest motiv, primele reactoare de putere din seria RBMK-1000 și VVER-440 nu au avut un număr suficient de sisteme de siguranță, ceea ce a necesitat o modernizare serioasă în continuare a acestor unități de putere. În special, în proiectarea inițială a primelor două unități RBMK-1000 ale NPP din Leningrad, nu existau hidrocilindri pentru sistemul de răcire a reactorului de urgență (ECCS), numărul de pompe de urgență a fost insuficient, nu existau supape de reținere (OK) pe colectoarele grupului de distribuție (RGK), etc. Pe viitor, în cursul modernizării, toate aceste neajunsuri au fost eliminate.
Ar trebui să se realizeze construcția ulterioară a blocurilor RBMK pentru nevoile Ministerului Energiei și Electrificării al URSS . Ținând cont de experiența mai redusă a Ministerului Energiei cu centralele nucleare, au fost aduse modificări semnificative în proiect care cresc siguranța unităților de energie. În plus, au fost făcute modificări pentru a ține cont de experiența primelor RBMK. Printre altele, s-au folosit hidrocilindrei ECCS, 5 pompe au început să îndeplinească funcția de electropompe ECCS de urgență, s-au folosit supape de reținere în RGK și au fost aduse alte îmbunătățiri. Conform acestor proiecte, au fost construite unitățile electrice 1, 2 ale CNE Kursk și 1, 2 ale CNE de la Cernobîl. În această etapă, a fost finalizată construcția unităților de putere RBMK-1000 de prima generație (6 unități de putere).
Îmbunătățirea ulterioară a CNE-urilor cu RBMK a început odată cu dezvoltarea proiectelor pentru a doua etapă a CNE Leningrad (unități de putere 3, 4). Motivul principal pentru finalizarea proiectului a fost înăsprirea regulilor de securitate. În special, a fost introdus un sistem de ECCS de balon, ECCS de răcire pe termen lung, reprezentat de 4 pompe de urgență. Sistemul de localizare a accidentelor a fost reprezentat nu de un rezervor de barbotare , ca până acum, ci de un turn de localizare a accidentelor capabil să acumuleze și să prevină eficient eliberarea de radioactivitate în cazul unor accidente cu deteriorarea conductelor reactorului. S-au făcut și alte modificări. Principala caracteristică a celei de-a treia și a patra unități de putere ale NPP din Leningrad a fost soluția tehnică pentru amplasarea RGC la o altitudine mai mare decât altitudinea nucleului . Acest lucru a făcut posibilă o umplere garantată a miezului cu apă în cazul unei alimentări de urgență cu apă a RGC. Ulterior, această decizie nu a fost aplicată.
După construirea unităților de putere 3, 4 ale CNE din Leningrad, care se află sub jurisdicția Ministerului Construcției de Mașini Medii, a început proiectarea reactoarelor RBMK-1000 pentru nevoile Ministerului Energiei al URSS. După cum sa menționat mai sus, la dezvoltarea unei centrale nucleare pentru Ministerul Energiei, au fost aduse modificări suplimentare proiectului, menite să îmbunătățească fiabilitatea și siguranța centralelor nucleare, precum și să crească potențialul economic al acesteia. În special, la finalizarea celor doua etape ale RBMK, a fost folosit un separator de tambur (BS) cu un diametru mai mare (diametrul interior adus la 2,6 m ), a fost introdus un sistem ECCS cu trei canale, primele două canale fiind alimentat cu apă din hidrocilindre, al treilea - de la pompele de alimentare. Numărul de pompe pentru alimentarea de urgență cu apă a reactorului a fost majorat la 9 unități și au fost efectuate alte modificări care au crescut semnificativ siguranța unității de putere (nivelul de execuție al ECCS a respectat documentele în vigoare la momentul proiectării). a CNE). Au fost crescute semnificativ capacitățile sistemului de localizare a accidentelor, care a fost conceput pentru a contracara un accident cauzat de o ruptură de ghilotină a unei conducte de diametru maxim (colector de presiune a pompelor principale de circulație (MCP) Du 900). În loc de rezervoarele cu bule din primele etape ale RBMK și turnurile de izolare ale unităților 3 și 4 ale NPP din Leningrad, la RBMK din a doua generație a Ministerului Energiei au fost utilizate bazine de izolare cu două etaje, ceea ce a crescut semnificativ capacitățile de sistemul de localizare a accidentelor (ALS). Absența unui izolator a fost compensată de strategia utilizării unui sistem de cutii etanșe rezistente (TPB), în care se aflau conductele circulației forțate multiple a lichidului de răcire. Proiectarea PPB, grosimea pereților au fost calculate din condiția de menținere a integrității incintei în cazul unei ruperi a echipamentului amplasat în acesta (până la colectorul de presiune al MCP DN 900 mm). PPB nu a fost acoperit de comunicațiile BS și abur-apă. De asemenea, în timpul construcției CNE, compartimentele reactorului au fost construite într-un bloc dublu, ceea ce înseamnă că reactoarele celor două unități de putere se află în esență în aceeași clădire (spre deosebire de centralele anterioare cu RBMK, în care fiecare reactor se afla într-un loc separat). clădire). Astfel, au fost fabricate reactoarele RBMK-1000 din a doua generație: unitățile de putere 3 și 4 ale CNE Kursk, 3 și 4 ale CNE de la Cernobîl, 1 și 2 ale CNE Smolensk (împreună, împreună cu unitatea 3 și 4 a CNE). CNE Leningrad, 8 unități de putere).
Înainte de accidentul de la centrala nucleară de la Cernobîl din URSS, au existat planuri ample pentru construcția unor astfel de reactoare, dar după accident, planurile de a construi unități de putere RBMK pe noi locații au fost reduse. După 1986, au fost puse în funcțiune două reactoare RBMK: RBMK-1000 la CNE Smolensk (1990) și RBMK-1500 la CNE Ignalina (1987). Un alt reactor RBMK-1000 al blocului 5 al CNE Kursk era în curs de finalizare și până în 2012 a fost atinsă starea de pregătire de ~85%, dar construcția a fost în cele din urmă oprită.
Dezvoltarea conceptului de reactor canal uraniu-grafit se realizează în proiectele MKER - Multi-loop Channel Power Reactor [3] .
| Caracteristică | RBMK-1000 | RBMK-1500 | RBMKP-2400 (proiect) |
MKER-1500 (proiect) |
|---|---|---|---|---|
| Puterea termică a reactorului, MW | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| Puterea electrică a unității, MW | 1000 | 1500 | 2000 | 1500 |
| Eficiența unității (brut), % | 31.25 | 31.25 | 37.04 | 35.3 |
| Presiunea aburului în fața turbinei, atm | 65 | 65 | 65 | 75 |
| Temperatura aburului în fața turbinei, °C | 280 | 280 | 450 | 274 |
| Dimensiunile miezului , m: | ||||
| - înălțime | 7 | 7 | 7.05 | 7 |
| - diametru (latime x lungime) | 11.8 | 11.8 | 7,05×25,38 | paisprezece |
| Încărcare uraniu , t | 192 | 189 | 220 | |
| Îmbogățire , % 235 U | ||||
| - canal de evaporare | 2,6-3,0 | 2,6-2,8 | 1.8 | 2-3.2 |
| - canal de supraîncălzire | — | — | 2.2 | — |
| Numar de canale: | ||||
| – evaporativ | 1693-1661 [4] | 1661 | 1920 | 1824 |
| - supraîncălzire | — | — | 960 | — |
| Ardere medie, MW zi/kg: | ||||
| - în canalul de evaporare | 22.5 | 25.4 | 20.2 | 30-45 |
| - în canalul de supraîncălzire | — | — | 18.9 | — |
| Dimensiuni placa de combustibil (diametru × grosime), mm: | ||||
| - canal de evaporare | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | - |
| - canal de supraîncălzire | — | — | 10×0,3 | — |
| Material de acoperire a combustibilului: | ||||
| - canal de evaporare | Zr + 2,5% Nb | Zr + 2,5% Nb | Zr + 2,5% Nb | - |
| - canal de supraîncălzire | — | — | oţel inoxidabil oţel | — |
| Numărul de TVEL într-o casetă ( TVS ) | optsprezece | optsprezece | ||
| Număr de casete ( TVS ) | 1693 | 1661 |
Unul dintre obiectivele dezvoltării reactorului RBMK a fost îmbunătățirea ciclului combustibilului. Soluția la această problemă este asociată cu dezvoltarea materialelor structurale care absorb slab neutronii și diferă puțin în proprietățile lor mecanice de oțelul inoxidabil. Reducerea absorbției neutronilor în materialele structurale face posibilă utilizarea combustibilului nuclear mai ieftin cu o îmbogățire scăzută a uraniului ( conform proiectului inițial - 1,8%). Ulterior, gradul de îmbogățire cu uraniu a fost crescut.
Baza miezului RBMK-1000 este un cilindru de grafit de 7 m înălțime și 11,8 m diametru, realizat din blocuri mai mici, care acționează ca moderator. Grafitul este străpuns de un număr mare de găuri verticale, prin fiecare dintre acestea trece o conductă de presiune (numită și canal de proces (TC)). Partea centrală a tubului de presiune, situată în miez, este realizată dintr-un aliaj de zirconiu-niobiu ( Zr + 2,5% Nb ), care are rezistență mecanică și coroziune ridicată, părțile superioare și inferioare ale tubului de presiune sunt din inox . otel . Părțile din zirconiu și oțel ale conductei de presiune sunt conectate prin adaptoare sudate.
La proiectarea unităților de putere RBMK, din cauza imperfecțiunii metodelor de calcul, a fost aleasă o distanță neoptimală a matricei de canale. Ca urmare, reactorul sa dovedit a fi oarecum încetinit, ceea ce a condus la valori pozitive ale coeficientului de reactivitate a vaporilor în regiunea de lucru, depășind fracția de neutroni întârziați . Înainte de accidentul de la centrala nucleară de la Cernobîl , metoda utilizată pentru calcularea curbei coeficientului de reactivitate a vaporilor (programul BMP) a arătat că, în ciuda RCC pozitiv în domeniul conținutului de abur de lucru, pe măsură ce conținutul de abur crește, această valoare își schimbă semnul, astfel încât efectul deshidratării s-a dovedit a fi negativ. În consecință, compoziția și performanța sistemelor de securitate a fost concepută ținând cont de această caracteristică. Totuși, așa cum s-a dovedit în urma accidentului de la centrala nucleară de la Cernobîl, valoarea calculată a coeficientului de reactivitate a vaporilor în zonele cu conținut ridicat de vapori a fost obținută incorect: în loc să fie negativă, s-a dovedit a fi pozitivă [5] . Pentru modificarea coeficientului de reactivitate a vaporilor au fost luate o serie de măsuri, inclusiv instalarea unor absorbante suplimentare în locul combustibilului în unele canale. Ulterior, pentru a îmbunătăți performanța economică a unităților de putere cu RBMK, au fost îndepărtați absorbanți suplimentari, pentru a obține caracteristicile neutron-fizice dorite, a fost folosit combustibil cu o îmbogățire mai mare cu un absorbant ardebil ( oxid de erbiu ).
În fiecare canal de combustibil este instalată o casetă, formată din două ansambluri de combustibil (FA) - inferior și superior. Fiecare ansamblu include 18 bare de combustibil . Învelișul elementului de combustibil este umplut cu pelete de dioxid de uraniu . Conform proiectului inițial, îmbogățirea în uraniu-235 a fost de 1,8%, dar, pe măsură ce s-a acumulat experiența în operarea RBMK, s-a dovedit a fi oportună creșterea îmbogățirii [6] [7] . Creșterea îmbogățirii, combinată cu utilizarea unei otrăvi care poate fi ardetă în combustibil, a făcut posibilă creșterea controlabilității reactorului, îmbunătățirea siguranței și îmbunătățirea performanței sale economice. În prezent, s-a făcut o tranziție la combustibil cu o îmbogățire de 2,8%.
Reactorul RBMK funcționează conform unei scheme cu o singură buclă. Lichidul de răcire este circulat într-o buclă de circulație forțată multiplă (MPC). În miez, apa care răcește barele de combustibil se evaporă parțial și amestecul rezultat de abur-apă intră în tamburele separatoare . Separarea aburului are loc în tambur-separatoare, care intră în unitatea turbină. Apa rămasă este amestecată cu apa de alimentare și este alimentată în miezul reactorului cu ajutorul pompelor principale de circulație (MCP). Aburul saturat separat (temperatura ~284 °C ) sub o presiune de 70-65 kgf/cm2 este alimentat la două turbogeneratoare cu o putere electrică de 500 MW fiecare . Aburul evacuat este condensat , după care, după trecerea prin încălzitoare regenerative și un dezaerator , este furnizat de pompe de alimentare (FPU) către MPC.
Reactoarele RBMK-1000 sunt instalate la Centrala Nucleară Leningrad , Centrala Nucleară Kursk , Centrala Nucleară Cernobîl , Centrala Nucleară Smolensk .
În RBMK-1500, puterea a fost crescută prin creșterea intensității energetice specifice a miezului prin creșterea puterii FC (canale de combustibil)[ clarifica ] de 1,5 ori menținându-și designul. Acest lucru se realizează prin intensificarea eliminării căldurii de la barele de combustibil folosind[ clarifica ] intensificatoare speciale de transfer de căldură (turbulatoare) [8] în partea superioară a ambelor ansambluri combustibile . Toate împreună, acest lucru vă permite să salvați dimensiunile anterioare și designul general al reactorului [6] [9] .
În timpul funcționării, s-a dovedit că, din cauza neuniformității mari a eliberării de energie, puterile crescute (de vârf) în canalele individuale duc la crăparea învelișului de combustibil. Din acest motiv, puterea a fost redusă la 1300 MW .
Aceste reactoare au fost instalate la CNE Ignalina ( Lituania ).
Datorită caracteristicilor generale de proiectare ale reactoarelor RBMK, în care miezul, ca și cuburile, a fost recrutat dintr-un număr mare de elemente de același tip, ideea unei creșteri suplimentare a puterii s-a sugerat.
RBMK-2000, RBMK-3600În proiectul RBMK-2000 , creșterea puterii a fost planificată datorită creșterii diametrului canalului de combustibil, a numărului de elemente de combustibil din casetă și a pasului foii tubulare TK. În același timp, reactorul în sine a rămas în aceleași dimensiuni [6] .
RBMK-3600 a fost doar un design conceptual [10] , se știe puțin despre caracteristicile sale de design. Probabil, problema creșterii puterii specifice din acesta a fost rezolvată, ca RBMK-1500, prin intensificarea eliminării căldurii, fără a schimba designul bazei sale RBMK-2000 - și, prin urmare, fără creșterea miezului.
RBMKP-2400, RBMKP-4800În proiectele de reactoare RBMKP-2400 și RBMKP-4800, zona activă nu arată ca un cilindru, ci ca un paralelipiped dreptunghiular. Pentru a atinge o temperatură a aburului de 450 °C, reactoarele sunt echipate cu canale de supraîncălzire, iar învelișurile elementelor de combustibil sunt din oțel inoxidabil. Pentru ca tuburile de canal să nu absoarbă prea mulți neutroni, se pot lăsa zircalic (Zr + Sn), iar între ansamblul combustibil și peretele canalului poate fi plasată o carcasă cu abur saturat . Reactoarele sunt împărțite în secțiuni pentru a opri părți individuale, mai degrabă decât întregul reactor [11] .
Acest tip de reactor a fost planificat să fie instalat conform proiectului inițial la CNE Kostroma [12] .
Proiectele centralei de reactoare MKER reprezintă o dezvoltare evolutivă a generației de reactoare RBMK. Acestea țin cont de cerințe de siguranță noi, mai stricte și elimină principalele deficiențe ale reactoarelor anterioare de acest tip.
Munca MKER-800 și MKER-1000 se bazează pe circulația naturală a lichidului de răcire, intensificată de injectoare apă-apă. MKER-1500, datorita dimensiunilor si puterii sale mari, functioneaza cu circulatie fortata a lichidului de racire dezvoltat de pompele principale de circulatie. Reactoarele din seria MKER sunt echipate cu o dublă reținere - reținere : primul este din oțel, al doilea este din beton armat fără a crea o structură precomprimată. Diametrul de izolare a MKER-1500 este de 56 de metri (corespunde cu diametrul de izolare a centralei nucleare Bushehr ). Datorită echilibrului bun al neutronilor, centralele reactoare MKER au un consum foarte scăzut de uraniu natural (pentru MKER-1500 este de 16,7 g/ MWh (e) - cel mai scăzut din lume) [13] .
Eficiență așteptată - 35,2%, durată de viață 50 de ani, îmbogățire 2,4%.
În total, au fost puse în funcțiune 17 unități de putere cu RBMK. Perioada de rambursare pentru blocurile seriale din a doua generație a fost de 4-5 ani.
Conform bazei de date PRIS a IAEA , factorul de capacitate cumulată pentru toate unitățile de putere de funcționare este de 69,71% pentru RBMK; pentru VVER - 71,54% (date pentru Federația Rusă de la începutul punerii în funcțiune a unității până în 2008; sunt luate în considerare doar unitățile de operare).
În 2011, următoarea examinare a stării reactorului primei unități de putere a CNE din Leningrad a evidențiat o distorsiune prematură a stivei de grafit, cauzată de umflarea radiațiilor a grafitului și fisurarea ulterioară a acestuia [26] . În 2012, în al 37-lea an de funcționare, reactorul a fost oprit din cauza atingerii valorilor limită de deplasare a coșului. În 1,5 ani s-au găsit soluții tehnologice care au făcut posibilă reducerea deformației zidăriei prin tăiere în grafit, compensând umflarea și modificarea formei [27] .
În 2013, reactorul a fost repornit, dar ritmul tot mai mare de acumulare a defectelor a necesitat lucrări aproape anuale pentru corectarea zidăriei. Cu toate acestea, a fost posibil să se mențină reactorul în funcțiune până la sfârșitul duratei de viață planificate în 2018 [28] . Deja în 2013, lucrări similare trebuiau începute la a doua unitate de putere a CNE Kursk , în 2014 - la a doua unitate de putere a CNE Leningrad, în 2015 - la prima unitate de putere a CNE Kursk.
Cele mai grave incidente la centralele nucleare cu reactoare RBMK:
Accidentul din 1975 de la LNPP este considerat de mulți experți a fi precursorul accidentului de la Cernobîl din 1986 [29] .
Accidentul din 1982, conform analizei interne a proiectantului șef (NIKIET), a fost asociat cu acțiunile personalului operațional care a încălcat grav reglementările tehnologice [30] .
Cauzele accidentului din 1986 au fost și sunt încă subiectul unei dezbateri aprinse. Diferite grupuri de cercetători au ajuns la concluzii diferite cu privire la cauzele accidentului. Comisia oficială guvernamentală a URSS a numit drept principalul motiv pentru acțiunile personalului care au încălcat reglementările tehnologice. Acest punct de vedere este împărtășit și de designerul șef - NIKIET. Comisia Gosatomnadzor a URSS a ajuns la concluzia că principala cauză a accidentului a fost proiectarea nesatisfăcătoare a reactorului . Luând în considerare raportul Gosatomnadzor al URSS, AIEA și-a corectat concluziile despre accident. După accidentul din 1986, s-au desfășurat o mulțime de lucrări științifice și tehnice pentru a moderniza siguranța reactorului și controlul acestuia.
Accidentul din 1991 din sala mașinilor celei de-a doua unități a centralei nucleare de la Cernobîl a fost cauzat de defecțiuni ale echipamentelor care nu au depins de centrala reactorului. În timpul accidentului, acoperișul sălii mașinilor s-a prăbușit din cauza unui incendiu. În urma incendiului și a prăbușirii acoperișului, conductele de alimentare cu apă a reactorului au fost avariate, iar supapa de descărcare a aburului BRU-B a fost blocată în poziție deschisă. În ciuda numeroaselor defecțiuni ale sistemelor și echipamentelor care au însoțit accidentul, reactorul a prezentat proprietăți bune de autoprotecție (datorită acțiunilor oportune ale personalului operațional în ceea ce privește reaprovizionarea CMPC conform unei scheme de urgență), ceea ce a prevenit încălzirea combustibilului și deteriorarea .
Ruptura unui canal la a treia unitate a CNE Leningrad în 1992 a fost cauzată de un defect de supapă.
Începând cu 2022, 8 unități de putere cu RBMK sunt în funcțiune la trei centrale nucleare: Leningrad , Kursk , Smolensk . Două unități de la LNPP și o unitate de la KuNPP au fost programate să fie închise din cauza epuizării resurselor. Din motive politice (în conformitate cu obligațiile Lituaniei față de Uniunea Europeană), două unități electrice de la CNE Ignalina au fost închise . De asemenea, au oprit trei unități de putere (nr. 1, 2, 3) la centrala nucleară de la Cernobîl [31] ; un alt bloc (nr. 4) al centralei nucleare de la Cernobîl a fost distrus în urma unui accident din 26 aprilie 1986.
Montarea de noi sau finalizarea unităților RBMK existente neterminate în Rusia nu este planificată în prezent. De exemplu, a fost luată decizia de a construi o CNE centrală folosind VVER-1200 [32] pe locul CNE Kostroma, unde inițial a fost planificat să fie instalat RBMK. De asemenea, sa decis să nu se finalizeze construcția celei de-a 5-a unități de putere a CNE Kursk , în ciuda faptului că avea deja un grad ridicat de pregătire - echipamentul atelierului de reactor a fost instalat cu 70%, echipamentul principal al RBMK. reactor - cu 95%, atelierul de turbine - cu 90% [33 ] .
| Unitate de putere [34] | Tip reactor | Stat | Putere (MW) |
|---|---|---|---|
| Cernobîl-1 | RBMK-1000 | oprit în 1996 | 1000 |
| Cernobîl-2 | RBMK-1000 | oprit în 1991 | 1000 |
| Cernobîl-3 | RBMK-1000 | oprit în 2000 | 1000 |
| Cernobîl-4 | RBMK-1000 | distrus accidental în 1986 | 1000 |
| Cernobîl-5 | RBMK-1000 | construcția s-a oprit în 1987 | 1000 |
| Cernobîl-6 | RBMK-1000 | construcția s-a oprit în 1987 | 1000 |
| Ignalina-1 | RBMK-1500 | oprit în 2004 | 1300 |
| Ignalina-2 | RBMK-1500 | oprit în 2009 | 1300 |
| Ignalina-3 | RBMK-1500 | construcția s-a oprit în 1988 | 1500 |
| Ignalina-4 | RBMK-1500 | proiect anulat în 1988 | 1500 |
| Kostroma-1 | RBMK-1500 | construcția s-a oprit în 1990 | 1500 |
| Kostroma-2 | RBMK-1500 | construcția s-a oprit în 1990 | 1500 |
| Kursk-1 | RBMK-1000 | oprit în 2021 | 1000 |
| Kursk-2 | RBMK-1000 | activ (va fi oprit la 31.01.2024) | 1000 |
| Kursk-3 | RBMK-1000 | activ (va fi oprit pe 27.12.2028) | 1000 |
| Kursk-4 | RBMK-1000 | activ (va fi oprit pe 21.12.2030) | 1000 |
| Kursk-5 | RBMK-1000 | construcția s-a oprit în 2012 | 1000 |
| Kursk-6 | RBMK-1000 | construcția s-a oprit în 1993 | 1000 |
| Leningrad-1 | RBMK-1000 | oprit în 2018 [35] | 1000 |
| Leningrad-2 | RBMK-1000 | oprit în 2020 [36] | 1000 |
| Leningrad-3 | RBMK-1000 | activ (care va fi oprit în 2025) | 1000 |
| Leningrad-4 | RBMK-1000 | activ (care va fi oprit în 2025) | 1000 |
| Smolensk-1 | RBMK-1000 | activ (care va fi oprit în 2027) | 1000 |
| Smolensk-2 | RBMK-1000 | activ (care va fi oprit în 2030) | 1000 |
| Smolensk-3 | RBMK-1000 | activ (care va fi oprit în 2035) | 1000 |
| Smolensk-4 | RBMK-1000 | construcția s-a oprit în 1993 | 1000 |
| Reactoarele nucleare din URSS și Rusia | |||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Cercetare |
| ||||||||||
| Industrial și cu scop dublu | Far A-1 AB(-1,-2,-3) AI OK-180 OK-190 OK-190M "Ruslan" LF-2 ("Lyudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC IAD ADE (-1,-2) | ||||||||||
| Energie |
| ||||||||||
| Transport | Submarine Apă-apă VM-A VM-4 LA 5 OK-650 metal lichid RM-1 BM-40A (OK-550) nave de suprafață OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Aviaţie Tu-95LAL Tu-119 ‡ Spaţiu Muşeţel Fag Topaz Yenisei | ||||||||||
§ — sunt reactoare în construcție, ‡ — există doar ca proiect
| |||||||||||