| RBMK | |
|---|---|
| | |
| Typ av reaktor | kanal, heterogen , urangrafit ( grafit-vattenmoderator ), kokande typ , termisk neutron |
| Syftet med reaktorn | elkraftindustrin |
| Tekniska specifikationer | |
| kylvätska | vatten |
| Bränsle | urandioxid , låganrikad 235 U (anrikning från 1,8% till 3,6%) |
| Utveckling | |
| Vetenskaplig del | IAE dem. I. V. Kurchatova |
| Företagsutvecklare | NIKIET |
| Konstruktör | Dollezhal N.A. |
| Konstruktion och drift | |
| Utnyttjande | 1973 till idag |
| Reaktorer byggda | 17 |
High Power Channel Reactor ( RBMK ) är en serie kärnkraftsreaktorer utvecklade i Sovjetunionen . Reaktor RBMK - kanal , heterogen , grafit-vatten , kokande typ , på termiska neutroner . Värmebäraren är kokande vatten.
Chefsdesigner av reaktoranläggningen:
NIKIET , akademiker Dollezhal N.A. I. V. Kurchatova , akademiker Alexandrov A. P.
Allmän designer ( LAES ): GSPI-11 ( VNIPIET ), Gutov A. I.
Chefsdesigner av turbinanläggningen: KhTGZ, Turboatom , Kosyak Yu. F.
Metallstrukturutvecklare: TsNIIPSK , Melnikov N.P.
vetenskapsorganisation: Leading Materials Organization: " Prometheus " ,
Kapyrin
G.I.
För närvarande omfattar serien av dessa reaktorer tre generationer. Seriens ledande reaktor är den 1:a och 2:a enheten i Leningrad NPP .
Reaktorn i världens första kärnkraftverk (AM-1 ("Atom Mirny"), Obninsk Nuclear Power Plant , 1954) var en vattenkyld urangrafitkanalreaktor. Utvecklingen av urangrafit-reaktorteknologier genomfördes vid industriella reaktorer, inklusive "dual-purpose"-reaktorer (dual-purpose reaktorer), som, förutom "militära" isotoper, producerade elektricitet och använde värme för att värma närliggande städer.
Industriella reaktorer som byggdes i Sovjetunionen: A (1948), AI (PO " Mayak " i Ozyorsk ), AD (1958), ADE-1 (1961) och ADE-2 (1964) ( Gruv- och kemisk anläggning i Zheleznogorsk ) , I-1 (1955), EI-2 (1958), ADE-3 (1961), ADE-4 (1964) och ADE-5 (1965) ( Siberian Chemical Combine i Seversk ) [1] .
Sedan 1960-talet har utvecklingen av rena kraftreaktorer av den framtida RBMK-typen börjat i Sovjetunionen. Vissa designlösningar testades på experimentella kraftreaktorer "Atom Mirny Bolshoy": AMB-1 (1964) och AMB-2 (1967), installerade vid Beloyarsk NPP .
Utvecklingen av de egentliga RBMK-reaktorerna började i mitten av 1960-talet och förlitade sig i stor utsträckning på omfattande och framgångsrik erfarenhet av design och konstruktion av industriella urangrafitreaktorer. De viktigaste fördelarna med reaktoranläggningen sågs av skaparna i:
I allmänhet upprepade reaktorns designegenskaper erfarenheten från tidigare urangrafitreaktorer. Bränslekanalen, parametrarna för kylvätskan, sammansättningarna av bränsleelement gjorda av nya konstruktionsmaterial - zirkoniumlegeringar , såväl som formen av bränslemetalliskt uran ersattes med dess dioxid . Enligt det ursprungliga direktivet var reaktorn tänkt att ha dubbla ändamål, det vill säga med en förändring av termiska parametrar kunde den producera plutonium av vapenkvalitet [2] . Men under utvecklingen av projektet beslutades det att överge denna idé, och i framtiden designades reaktorn som en ensidig reaktor - för produktion av elektrisk och termisk energi.
Arbetet med projektet började vid IAE (RNTs KI) och NII-8 ( NIKIET ) 1964. 1965 fick projektet namnet B-190, och utvecklingen av den tekniska designen anförtroddes till designbyrån för den bolsjevikiska fabriken , eftersom det ursprungligen var planerat att anläggningen skulle bli huvudfabriken för tillverkning av utrustning för denna typ av reaktorn. 1966 presenterades den tekniska designen av reaktorn för det vetenskapliga och tekniska rådet i Minsredmash . Projektet godkändes inte på grund av ett antal tekniska kommentarer och förslag, och det fortsatta arbetet med projektet anförtroddes NII-8 ( NIKIET ), ledd av Dollezhal .
Den 15 april 1966 undertecknade chefen för Minsredmash , E.P. Slavsky , ett uppdrag för utformningen av Leningrads kärnkraftverk, 70 km i en rak linje väster om Leningrad , 4 km från byn Sosnovy Bor . I början av september 1966 avslutades konstruktionsuppdraget.
Den 29 november 1966 antog Sovjetunionens ministerråd dekret nr 800-252 om byggandet av den första etappen av Leningrad kärnkraftverk, definierade organisationsstrukturen och samarbetet mellan företag för utveckling av design och konstruktion av kärnkraftverket i Leningrad. NPP.
Den första kraftenheten med en reaktor av RBMK-1000-typ lanserades 1973 vid Leningrads kärnkraftverk .
Under byggandet av de första kärnkraftverken i Sovjetunionen fanns det en åsikt att ett kärnkraftverk är en pålitlig energikälla, och möjliga fel och olyckor är osannolika eller till och med hypotetiska händelser. Dessutom byggdes de första enheterna inom systemet för medelstor maskinteknik och var tänkta att drivas av organisationer inom detta departement. Säkerhetsföreskrifter vid utvecklingstillfället fanns antingen inte eller var ofullkomliga. Av denna anledning hade de första kraftreaktorerna i serierna RBMK-1000 och VVER-440 inte ett tillräckligt antal säkerhetssystem, vilket krävde ytterligare seriös modernisering av sådana kraftenheter. I synnerhet i den initiala designen av de två första RBMK-1000-enheterna i Leningrad kärnkraftverk fanns det inga hydrocylindrar för nödreaktorkylsystemet (ECCS), antalet nödpumpar var otillräckligt, det fanns inga backventiler (OK) på distributionsgruppens grenrör (RGK), etc. I framtiden, under moderniseringens gång, eliminerades alla dessa brister.
Ytterligare konstruktion av RBMK-block var tänkt att utföras för behoven hos ministeriet för energi och elektrifiering i Sovjetunionen . Med hänsyn till energiministeriets mindre erfarenhet av kärnkraftverk gjordes betydande förändringar i projektet som ökar säkerheten för kraftenheter. Dessutom gjordes ändringar för att ta hänsyn till erfarenheterna från de första RBMK:erna. Bland annat användes ECCS-hydrocylindrar, 5 pumpar började utföra funktionen som ECCS-elektriska nödpumpar, backventiler användes i RGK och andra förbättringar gjordes. Enligt dessa projekt byggdes kraftenheter 1, 2 av Kursk NPP och 1, 2 av Chernobyl NPP. I detta skede slutfördes konstruktionen av RBMK-1000 kraftenheter av den första generationen (6 kraftenheter).
Ytterligare förbättringar av kärnkraftverk med RBMK började med utvecklingen av projekt för den andra etappen av Leningrad kärnkraftverk (kraftenheter 3, 4). Det främsta skälet till att slutföra projektet var skärpningarna av säkerhetsreglerna. I synnerhet introducerades ett system med ballong-ECCS, ECCS för långvarig nedkylning, representerat av 4 nödpumpar. Olyckslokaliseringssystemet representerades inte av en bubbeltank , som tidigare, utan av ett olyckstorn som kunde ackumulera och effektivt förhindra utsläpp av radioaktivitet i händelse av olyckor med skador på reaktorrörledningarna. Andra ändringar har gjorts. Huvuddraget för de tredje och fjärde kraftenheterna i Leningrad NPP var den tekniska lösningen för placeringen av RGC på en höjd högre än kärnans höjd . Detta gjorde det möjligt att ha en garanterad fyllning av kärnan med vatten i händelse av en nödvattenförsörjning till RGC. Därefter tillämpades inte detta beslut.
Efter konstruktionen av kraftenheter 3, 4 i Leningrad NPP, som är under jurisdiktionen av ministeriet för medelstor maskinbyggnad, började designen av RBMK-1000-reaktorer för behoven hos USSR:s energiministerium. Som nämnts ovan, när man utvecklade ett kärnkraftverk för energiministeriet, gjordes ytterligare förändringar i projektet, utformade för att förbättra tillförlitligheten och säkerheten hos kärnkraftverken, samt öka dess ekonomiska potential. I synnerhet när de andra stegen av RBMK färdigställdes användes en trumseparator (BS) med en större diameter (innerdiametern höjdes till 2,6 m ), ett trekanaligt ECCS-system introducerades, vars två första kanaler var försedd med vatten från hydrocylindrar, den tredje - från matarpumpar. Antalet pumpar för nödvattenförsörjning till reaktorn ökades till 9 enheter och andra ändringar gjordes som avsevärt ökade kraftenhetens säkerhet (nivån på utförande av ECCS överensstämde med de dokument som gällde vid tidpunkten för konstruktionen från kärnkraftverket). Förmågan hos olyckslokaliseringssystemet utökades avsevärt, vilket var utformat för att motverka en olycka orsakad av ett giljotinbrott i en rörledning med maximal diameter (tryckgrenrör för huvudcirkulationspumparna (MCP) Du 900). Istället för bubbeltankar från de första stegen av RBMK och inneslutningstorn av enheterna 3 och 4 i Leningrad kärnkraftverk, användes tvåvånings inneslutningspooler vid RBMK i andra generationen av energiministeriet, vilket avsevärt ökade kapaciteten för olyckslokaliseringssystemet (ALS). Frånvaron av en inneslutning kompenserades av strategin att använda ett system med täta lådor (TPB), där rörledningarna för den multipla forcerade cirkulationen av kylvätskan var placerade. Utformningen av PPB, tjockleken på väggarna beräknades från tillståndet att upprätthålla integriteten hos lokalerna i händelse av ett brott på utrustningen som finns i den (upp till tryckgrenröret för MCP DN 900 mm). PPB omfattades inte av BS och ångvattenkommunikation. Under byggandet av kärnkraftverket byggdes reaktorfacken i ett dubbelblock, vilket innebär att reaktorerna i de två kraftenheterna är i huvudsak i samma byggnad (till skillnad från tidigare kärnkraftverk med RBMK, där varje reaktor var i en separat byggnad). Så RBMK-1000-reaktorerna från den andra generationen tillverkades: kraftenheter 3 och 4 i Kursk NPP, 3 och 4 i Chernobyl NPP, 1 och 2 av Smolensk NPP (tillsammans med 3 och 4-enheten i Leningrad kärnkraftverk, 8 kraftenheter).
Före olyckan vid kärnkraftverket i Tjernobyl i Sovjetunionen fanns det omfattande planer på att bygga sådana reaktorer, men efter olyckan inskränktes planerna på att bygga RBMK-kraftverk på nya platser. Efter 1986 togs två RBMK-reaktorer i drift: RBMK-1000 vid Smolensk NPP (1990) och RBMK-1500 vid Ignalina NPP (1987). En annan RBMK-1000-reaktor i det femte blocket av kärnkraftverket Kursk var under färdigställande och 2012 uppnåddes ~85 % beredskap, men konstruktionen stoppades till slut.
Utvecklingen av konceptet för en kanal-uran-grafitreaktor genomförs i projekten av MKER - Multi-loop Channel Power Reactor [3] .
| Karakteristisk | RBMK-1000 | RBMK-1500 | RBMKP-2400 (projekt) |
MKER-1500 (projekt) |
|---|---|---|---|---|
| Termisk effekt för reaktorn, MW | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| Enhetens eleffekt, MW | 1000 | 1500 | 2000 | 1500 |
| Enhetseffektivitet (brutto), % | 31.25 | 31.25 | 37.04 | 35,3 |
| Ångtryck framför turbinen, atm | 65 | 65 | 65 | 75 |
| Ångtemperatur framför turbinen, °C | 280 | 280 | 450 | 274 |
| Kärnmått , m : | ||||
| - höjd | 7 | 7 | 7.05 | 7 |
| – diameter (bredd × längd) | 11.8 | 11.8 | 7,05×25,38 | fjorton |
| Ladda uran , t | 192 | 189 | 220 | |
| Anrikning , % 235 U | ||||
| - förångningskanal | 2,6-3,0 | 2,6-2,8 | 1.8 | 2-3,2 |
| - överhettningskanal | — | — | 2.2 | — |
| Antal kanaler: | ||||
| – evaporativ | 1693-1661 [4] | 1661 | 1920 | 1824 |
| - överhettning | — | — | 960 | — |
| Genomsnittlig utbränning, MW dag/kg: | ||||
| - i förångningskanalen | 22.5 | 25.4 | 20.2 | 30-45 |
| - i överhettningskanalen | — | — | 18.9 | — |
| Bränslekapselmått ( diameter ×tjocklek), mm: | ||||
| - förångningskanal | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | - |
| - överhettningskanal | — | — | 10×0,3 | — |
| Bränslebeklädnadsmaterial: | ||||
| - förångningskanal | Zr + 2,5 % Nb | Zr + 2,5 % Nb | Zr + 2,5 % Nb | - |
| - överhettningskanal | — | — | rostfritt stål stål | — |
| Antal TVEL i en kassett ( TVS ) | arton | arton | ||
| Antal kassetter ( TVS ) | 1693 | 1661 |
Ett av målen med utvecklingen av RBMK-reaktorn var att förbättra bränslecykeln. Lösningen på detta problem är förknippad med utvecklingen av strukturella material som svagt absorberar neutroner och skiljer sig lite i sina mekaniska egenskaper från rostfritt stål. Att minska absorptionen av neutroner i konstruktionsmaterial gör det möjligt att använda billigare kärnbränsle med låg urananrikning (enligt det ursprungliga projektet - 1,8%). Senare höjdes graden av urananrikning.
Grunden för RBMK-1000- kärnan är en grafitcylinder 7 m hög och 11,8 m i diameter, gjord av mindre block, som fungerar som en moderator. Grafiten genomborras av ett stort antal vertikala hål, genom vart och ett av dessa passerar ett tryckrör (även kallat en processkanal (TC)). Den centrala delen av tryckröret, som ligger i kärnan, är gjord av en zirkonium-nioblegering ( Zr + 2,5% Nb ), som har hög mekanisk och korrosionsbeständighet, de övre och nedre delarna av tryckröret är gjorda av rostfritt stål stål . Zirkonium- och ståldelarna i tryckröret är sammankopplade med svetsade adaptrar.
Vid utformningen av RBMK-kraftenheter valdes, på grund av ofullkomligheten i beräkningsmetoderna, ett icke-optimalt avstånd mellan kanalmatrisen. Som ett resultat visade sig reaktorn vara något långsammare, vilket ledde till positiva värden på ångreaktivitetskoefficienten i arbetsområdet, som översteg andelen fördröjda neutroner . Före olyckan vid kärnkraftverket i Tjernobyl visade metoden som användes för att beräkna ångreaktivitetskoefficientkurvan (BMP-programmet) att trots den positiva RCC inom området för arbetsånginnehåll, när ånghalten ökar, ändrar detta värde tecken, så att effekten av uttorkning visade sig vara negativ. Följaktligen utformades säkerhetssystemens sammansättning och prestanda med hänsyn till denna egenskap. Men som det visade sig efter olyckan vid kärnkraftverket i Tjernobyl erhölls det beräknade värdet på ångreaktivitetskoefficienten i områden med hög ånghalt felaktigt: istället för att vara negativ visade det sig vara positivt [5] . För att ändra ångreaktivitetskoefficienten vidtogs ett antal åtgärder, bland annat installerade ytterligare absorbatorer istället för bränsle i vissa kanaler. Därefter, för att förbättra den ekonomiska prestandan för kraftenheter med RBMK, togs ytterligare absorbatorer bort, för att uppnå de önskade neutronfysikaliska egenskaperna användes bränsle med en högre anrikning med en brännbar absorbator ( erbiumoxid ).
En kassett är installerad i varje bränslekanal, som består av två bränslepatroner (FA) - nedre och övre. Varje enhet innehåller 18 bränslestavar . Bränsleelementets beklädnad är fylld med urandioxidpellets . Enligt den initiala designen var anrikningen av uran-235 1,8 %, men eftersom erfarenhet av driften av RBMK vunnits visade det sig vara ändamålsenligt att öka anrikningen [6] [7] . Ökningen av anrikningen, i kombination med användningen av ett brännbart gift i bränslet, gjorde det möjligt att öka reaktorns kontrollerbarhet, förbättra säkerheten och förbättra dess ekonomiska prestanda. För närvarande har en övergång gjorts till bränsle med en anrikning på 2,8 %.
RBMK-reaktorn arbetar enligt ett system med en slinga. Kylvätskan cirkuleras i en multipel forcerad cirkulationsslinga (MPC). I kärnan förångas vattnet som kyler bränslestavarna delvis och den resulterande ång-vattenblandningen kommer in i separatortrummorna . Separering av ånga sker i trumseparatorerna, som kommer in i turbinenheten. Resterande vatten blandas med matarvatten och matas in i reaktorhärden med hjälp av huvudcirkulationspumparna (MCP). Den separerade mättade ångan (temperatur ~284 °C ) under ett tryck på 70-65 kgf/cm 2 tillförs två turbogeneratorer med en elektrisk effekt på 500 MW vardera . Avgasångan kondenseras , varefter den, efter att ha passerat genom regenerativa värmare och en avluftare , tillförs av matarpumpar (FPU) till MPC.
RBMK-1000-reaktorer är installerade vid Leningrads kärnkraftverk , Kursk kärnkraftverk , Tjernobyl kärnkraftverk , Smolensk kärnkraftverk .
I RBMK-1500 ökades effekten genom att öka kärnans specifika energiintensitet genom att öka kraften hos FC (bränslekanaler)[ förtydliga ] 1,5 gånger med bibehållen design. Detta uppnås genom att intensifiera värmeavledningen från bränslestavar med hjälp av[ förtydliga ] speciella värmeöverföringsförstärkare (turbulatorer) [8] i den övre delen av båda bränslepatronerna . Sammantaget låter detta dig spara de tidigare dimensionerna och den övergripande designen av reaktorn [6] [9] .
Under drift visade det sig att på grund av den höga ojämnheten i energiutsläppet leder periodiskt förekommande ökade (topp)effekter i enskilda kanaler till sprickbildning i bränslekapslingen. Av denna anledning sänktes effekten till 1300 MW .
Dessa reaktorer installerades vid kärnkraftverket Ignalina ( Litauen ).
På grund av de allmänna designegenskaperna hos RBMK-reaktorerna, där kärnan, som kuber, rekryterades från ett stort antal av samma typ av element, föreslog idén om en ytterligare ökning av kraften sig själv.
RBMK-2000, RBMK-3600I RBMK-2000- projektet planerades effektökningen på grund av en ökning av bränslekanalens diameter, antalet bränsleelement i kassetten och stigningen på TK-rörplåten. Samtidigt förblev själva reaktorn i samma dimensioner [6] .
RBMK-3600 var endast en konceptuell design [10] , lite är känt om dess designegenskaper. Förmodligen löstes frågan om att öka den specifika effekten i den, som RBMK-1500, genom att intensifiera värmeavlägsnandet, utan att ändra designen på dess RBMK-2000-bas - och därför utan att öka kärnan.
RBMKP-2400, RBMKP-4800I reaktorprojekten RBMKP-2400 och RBMKP-4800 ser den aktiva zonen inte ut som en cylinder, utan en rektangulär parallellepiped. För att uppnå en ångtemperatur på 450 °C är reaktorerna utrustade med överhettningskanaler och bränsleelementets beklädnader är gjorda av rostfritt stål. För att inte kanalrören absorberar för många neutroner kan de lämnas zircalic (Zr + Sn), och ett hölje med mättad ånga kan placeras mellan bränslepatronen och kanalväggen. Reaktorer är indelade i sektioner för att stänga av enskilda delar snarare än hela reaktorn [11] .
Denna typ av reaktor var planerad att installeras enligt den ursprungliga designen vid Kostroma kärnkraftverk [12] .
MKERs reaktoranläggningsprojekt är en evolutionär utveckling av generationen av RBMK-reaktorer. De tar hänsyn till nya, hårdare säkerhetskrav och eliminerar de största bristerna i de tidigare reaktorerna av denna typ.
Arbetet med MKER-800 och MKER-1000 är baserat på den naturliga cirkulationen av kylvätskan, intensifierad av vatten-till-vatten-injektorer. MKER-1500, på grund av sin stora storlek och kraft, arbetar med forcerad cirkulation av kylvätskan som utvecklats av huvudcirkulationspumparna. Reaktorer i MKER-serien är utrustade med en dubbel inneslutning - inneslutning : den första är stål, den andra är armerad betong utan att skapa en förspänd struktur. Diametern på inneslutningen av MKER-1500 är 56 meter (motsvarar diametern på inneslutningen av Bushehrs kärnkraftverk ). På grund av den goda balansen av neutroner har MKER-reaktoranläggningar en mycket låg förbrukning av naturligt uran (för MKER-1500 är det 16,7 g/ MWh (e) - den lägsta i världen) [13] .
Förväntad effektivitet - 35,2%, livslängd 50 år, anrikning 2,4%.
Totalt togs 17 kraftenheter med RBMK i drift. Återbetalningstiden för serieblock av andra generationen var 4-5 år.
Enligt IAEA PRIS-databasen är den kumulativa kapacitetsfaktorn för alla drivande kraftenheter 69,71 % för RBMK; för VVER - 71,54% (data för Ryska federationen från början av driftsättningen av enheten till 2008; endast driftsenheter beaktas).
År 2011 avslöjade nästa undersökning av tillståndet för reaktorn i den första kraftenheten i Leningrad kärnkraftverk för tidig förvrängning av grafitstapeln, orsakad av strålningssvällning av grafit och dess efterföljande sprickbildning [26] . 2012, under det 37:e driftåret, stängdes reaktorn på grund av uppnåendet av gränsvärdena för stackförskjutning. Inom 1,5 år hittade man tekniska lösningar som gjorde det möjligt att minska murverkets deformation genom att skära i grafit, kompensera för svullnad och formförändring [27] .
2013 startades reaktorn om, men den ökande defektansamlingen krävde nästan årligt arbete för att korrigera murverket. Trots det var det möjligt att hålla reaktorn i drift till slutet av den planerade livslängden 2018 [28] . Redan 2013 måste liknande arbete påbörjas vid den andra kraftenheten i Kursk NPP , 2014 - vid den andra kraftenheten i Leningrad NPP, 2015 - vid den första kraftenheten i Kursk NPP.
De allvarligaste incidenterna vid kärnkraftverk med RBMK-reaktorer:
Olyckan 1975 vid LNPP anses av många experter vara föregångaren till Tjernobylolyckan 1986 [29] .
Olyckan 1982, enligt den interna analysen av chefsdesignern (NIKIET), var förknippad med handlingar av operativ personal som grovt brutit mot de tekniska reglerna [30] .
Orsakerna till olyckan 1986 var, och är fortfarande, föremål för het debatt. Olika grupper av forskare kom fram till olika slutsatser om orsakerna till olyckan. Sovjetunionens officiella regeringskommission utnämnde som huvudorsaken till personalens handlingar som bröt mot de tekniska reglerna. Denna synvinkel delas även av chefsdesignern - NIKIET. Gosatomnadzors kommission i Sovjetunionen kom till slutsatsen att huvudorsaken till olyckan var reaktorns otillfredsställande design . Med hänsyn till rapporten från Gosatomnadzor i Sovjetunionen korrigerade IAEA sina slutsatser om olyckan. Efter olyckan 1986 utfördes mycket vetenskapligt och tekniskt arbete för att modernisera reaktorns säkerhet och dess kontroll.
Olyckan 1991 i maskinrummet i den andra enheten i kärnkraftverket i Tjernobyl orsakades av utrustningsfel som inte var beroende av reaktoranläggningen. Under olyckan rasade taket i maskinrummet på grund av en brand. Som ett resultat av branden och takets kollaps skadades rörledningarna för att mata reaktorn med vatten, och ångavlastningsventilen BRU-B blockerades i öppet läge. Trots de många felen i system och utrustning som åtföljde olyckan, visade reaktorn goda självskyddsegenskaper (på grund av den operativa personalens snabba åtgärder när det gäller att fylla på CMPC enligt ett nödsystem), vilket förhindrade bränsleuppvärmning och skador .
Brotningen av en kanal vid den tredje enheten av Leningrad kärnkraftverk 1992 orsakades av en ventildefekt.
Från och med 2022 är 8 kraftenheter med RBMK i drift vid tre kärnkraftverk: Leningrad , Kursk , Smolensk . Två enheter vid LNPP och en enhet vid KuNPP var planerade att läggas ner på grund av resursutarmning. Av politiska skäl (i enlighet med Litauens förpliktelser gentemot Europeiska unionen) stängdes två kraftenheter vid kärnkraftverket Ignalina . Stoppade även tre kraftenheter (nr 1, 2, 3) vid kärnkraftverket i Tjernobyl [31] ; ett annat block (nr 4) av kärnkraftverket i Tjernobyl förstördes till följd av en olycka den 26 april 1986.
Att lägga nya eller färdigställa befintliga ofullbordade RBMK-enheter i Ryssland är för närvarande inte planerat. Till exempel fattades ett beslut om att bygga ett centralt kärnkraftverk med VVER-1200 [32] på platsen för kärnkraftverket Kostroma, där RBMK ursprungligen planerades att installeras. Det beslutades också att inte slutföra byggandet av den femte kraftenheten i Kursk NPP , trots att den redan hade en hög grad av beredskap - utrustningen i reaktorbutiken installerades med 70%, huvudutrustningen för RBMK reaktor - med 95 %, turbinverkstaden - med 90 % [33] .
| Kraftenhet [34] | Typ av reaktor | stat | Effekt (MW) |
|---|---|---|---|
| Tjernobyl-1 | RBMK-1000 | slutade 1996 | 1000 |
| Tjernobyl-2 | RBMK-1000 | slutade 1991 | 1000 |
| Tjernobyl-3 | RBMK-1000 | slutade år 2000 | 1000 |
| Tjernobyl-4 | RBMK-1000 | förstördes av en olycka 1986 | 1000 |
| Tjernobyl-5 | RBMK-1000 | byggandet avbröts 1987 | 1000 |
| Tjernobyl-6 | RBMK-1000 | byggandet avbröts 1987 | 1000 |
| Ignalina-1 | RBMK-1500 | slutade 2004 | 1300 |
| Ignalina-2 | RBMK-1500 | slutade 2009 | 1300 |
| Ignalina-3 | RBMK-1500 | byggandet avbröts 1988 | 1500 |
| Ignalina-4 | RBMK-1500 | Projektet avbröts 1988 | 1500 |
| Kostroma-1 | RBMK-1500 | byggandet avbröts 1990 | 1500 |
| Kostroma-2 | RBMK-1500 | byggandet avbröts 1990 | 1500 |
| Kursk-1 | RBMK-1000 | slutade 2021 | 1000 |
| Kursk-2 | RBMK-1000 | aktiv (kommer att stoppas 2024-01-31) | 1000 |
| Kursk-3 | RBMK-1000 | aktiv (kommer att stoppas 2028-12-27) | 1000 |
| Kursk-4 | RBMK-1000 | aktiv (kommer att stoppas 2030-12-21) | 1000 |
| Kursk-5 | RBMK-1000 | bygget stoppades 2012 | 1000 |
| Kursk-6 | RBMK-1000 | byggandet avbröts 1993 | 1000 |
| Leningrad-1 | RBMK-1000 | slutade 2018 [35] | 1000 |
| Leningrad-2 | RBMK-1000 | slutade 2020 [36] | 1000 |
| Leningrad-3 | RBMK-1000 | aktiv (ska stoppas 2025) | 1000 |
| Leningrad-4 | RBMK-1000 | aktiv (ska stoppas 2025) | 1000 |
| Smolensk-1 | RBMK-1000 | aktiv (ska stoppas 2027) | 1000 |
| Smolensk-2 | RBMK-1000 | aktiv (ska stoppas 2030) | 1000 |
| Smolensk-3 | RBMK-1000 | aktiv (ska stoppas 2035) | 1000 |
| Smolensk-4 | RBMK-1000 | byggandet avbröts 1993 | 1000 |
| Kärnreaktorer i Sovjetunionen och Ryssland | |||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Forskning |
| ||||||||||
| Industriell och dubbla ändamål | Fyr 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 HELVETE ADE (-1,-2) | ||||||||||
| Energi |
| ||||||||||
| Transport | Ubåtar Vatten-vatten VM-A VM-4 VID 5 OK-650 flytande metall RM-1 BM-40A (OK-550) ytfartyg OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Flyg Tu-95LAL Tu-119 ‡ Plats Kamomill Bok Topas Jenisej | ||||||||||
§ — det finns reaktorer under uppbyggnad, ‡ — existerar endast som ett projekt
| |||||||||||