| RBMK | |
|---|---|
| | |
| tipo de reactor | canal, heterogéneo , uranio-grafito ( moderador grafito-agua ), tipo ebullición , neutrón térmico |
| Propósito del reactor | industria de la energía eléctrica |
| Especificaciones técnicas | |
| refrigerante | agua |
| Combustible | dióxido de uranio , bajo enriquecimiento 235 U (enriquecimiento del 1,8% al 3,6%) |
| Desarrollo | |
| parte científica | IAE ellos. IV Kurchatova |
| Desarrollador empresarial | NIKIET |
| Constructor | Dollezhal N. A. |
| Construcción y operación | |
| Explotación | 1973 al presente |
| reactores construidos | 17 |
High Power Channel Reactor ( RBMK ) es una serie de reactores de energía nuclear desarrollados en la Unión Soviética . Reactor canal RBMK , heterogéneo , grafito-agua , tipo ebullición , sobre neutrones térmicos . El portador de calor es agua hirviendo.
Diseñador jefe de la planta de reactores:
NIKIET , académico Dollezhal N.A. I. V. Kurchatova , académico Alexandrov A. P.
Diseñador general ( LAES ): GSPI-11 ( VNIPIET ), Gutov A. I.
Diseñador jefe de la planta de turbinas: KhTGZ, Turboatom , Kosyak Yu. F.
Desarrollador de estructuras metálicas: TsNIIPSK , Melnikov N.P.
Organización líder en ciencia de materiales: " Prometeo " ,
Kapyrin
G.I.
Actualmente, la serie de estos reactores incluye tres generaciones. El reactor principal de la serie son las unidades 1 y 2 de la central nuclear de Leningrado .
El reactor de la primera planta de energía nuclear del mundo (AM-1 ("Atom Mirny"), Planta de energía nuclear de Obninsk , 1954) era un reactor de canal de uranio-grafito refrigerado por agua. El desarrollo de tecnologías de reactores de uranio-grafito se llevó a cabo en reactores industriales, incluidos los reactores de "doble" propósito (reactores de doble propósito), que, además de isótopos "militares", producían electricidad y usaban calor para calentar ciudades cercanas.
Reactores industriales que se construyeron en la URSS: A (1948), AI (PO " Mayak " en Ozyorsk ), AD (1958), ADE-1 (1961) y ADE-2 (1964) ( Planta minera y química en Zheleznogorsk ) , I-1 (1955), EI-2 (1958), ADE-3 (1961), ADE-4 (1964) y ADE-5 (1965) ( Combinación química siberiana en Seversk ) [1] .
Desde la década de 1960, ha comenzado en la URSS el desarrollo de reactores puramente de potencia del futuro tipo RBMK. Algunas soluciones de diseño se probaron en reactores de potencia experimentales "Atom Mirny Bolshoy": AMB-1 (1964) y AMB-2 (1967), instalados en la central nuclear de Beloyarsk .
El desarrollo de los reactores RBMK propiamente dichos comenzó a mediados de la década de 1960 y se basó en gran medida en una amplia y exitosa experiencia en el diseño y construcción de reactores industriales de uranio-grafito. Los creadores vieron las principales ventajas de la planta del reactor en:
En general, las características de diseño del reactor repetían la experiencia de los reactores de uranio-grafito anteriores. El canal de combustible, los parámetros del refrigerante, los conjuntos de elementos combustibles hechos de nuevos materiales estructurales - aleaciones de circonio , así como la forma de combustible - uranio metálico fueron reemplazados por su dióxido . De acuerdo con los términos de referencia originales, se suponía que el reactor sería de doble propósito, es decir, con un cambio en los parámetros térmicos, podría producir plutonio apto para armas [2] . Sin embargo, durante el desarrollo del proyecto, se decidió abandonar esta idea y, en el futuro, el reactor se diseñó como un reactor de un solo propósito: para la producción de energía eléctrica y térmica.
El trabajo en el proyecto comenzó en el IAE (RNTs KI) y NII-8 ( NIKIET ) en 1964. En 1965, el proyecto se denominó B-190, y el desarrollo del diseño técnico se encomendó a la oficina de diseño de la planta bolchevique , ya que originalmente se planeó que la planta se convertiría en la planta líder para la fabricación de equipos para este tipo. de reactor. En 1966, el diseño técnico del reactor fue presentado al Consejo Científico y Técnico de Minsredmash . El proyecto no fue aprobado debido a una serie de comentarios y propuestas técnicas, y el trabajo adicional del proyecto se encomendó a NII-8 ( NIKIET ), dirigido por Dollezhal .
El 15 de abril de 1966, el jefe de Minsredmash , E.P. Slavsky , firmó un encargo para el diseño de la central nuclear de Leningrado, a 70 km en línea recta al oeste de Leningrado , a 4 km del pueblo de Sosnovy Bor . A principios de septiembre de 1966, se completó la asignación de diseño.
El 29 de noviembre de 1966, el Consejo de Ministros de la URSS adoptó el Decreto No. 800-252 sobre la construcción de la primera etapa de la central nuclear de Leningrado, definió la estructura organizativa y la cooperación de las empresas para el desarrollo del diseño y construcción de la central nuclear.
La primera unidad de potencia con un reactor tipo RBMK-1000 se lanzó en 1973 en la planta de energía nuclear de Leningrado .
Durante la construcción de las primeras plantas de energía nuclear en la URSS, existía la opinión de que una planta de energía nuclear es una fuente confiable de energía, y las posibles fallas y accidentes son eventos poco probables o incluso hipotéticos. Además, las primeras unidades se construyeron dentro del sistema de ingeniería mecánica media y debían ser operadas por organismos de este ministerio. Las normas de seguridad en el momento del desarrollo no existían o eran imperfectas. Por esta razón, los primeros reactores de potencia de las series RBMK-1000 y VVER-440 no tenían una cantidad suficiente de sistemas de seguridad, lo que requería una modernización más seria de tales unidades de potencia. En particular, en el diseño inicial de las dos primeras unidades RBMK-1000 de la central nuclear de Leningrado, no había hidrocilindros para el sistema de refrigeración del reactor de emergencia (ECCS), el número de bombas de emergencia era insuficiente, no había válvulas de retención (OK) en los colectores del grupo de distribución (RGK), etc. En el futuro, en el curso de la modernización, se eliminaron todas estas deficiencias.
Se suponía que se llevaría a cabo una mayor construcción de bloques RBMK para las necesidades del Ministerio de Energía y Electrificación de la URSS . Teniendo en cuenta la menor experiencia del Ministerio de Energía con centrales nucleares, se realizaron cambios significativos al proyecto que aumentan la seguridad de las unidades de potencia. Además, se realizaron cambios para tener en cuenta la experiencia de los primeros RBMK. Entre otras cosas, se utilizaron hidrocilindros ECCS, 5 bombas comenzaron a realizar la función de electrobombas ECCS de emergencia, se utilizaron válvulas de retención en el RGK y se realizaron otras mejoras. De acuerdo con estos proyectos, se construyeron las unidades de energía 1, 2 de la central nuclear de Kursk y 1, 2 de la central nuclear de Chernobyl. En esta etapa, se completó la construcción de las unidades de potencia RBMK-1000 de la primera generación (unidades de potencia 6).
La mejora adicional de las centrales nucleares con RBMK comenzó con el desarrollo de proyectos para la segunda etapa de la central nuclear de Leningrado (unidades de potencia 3, 4). La principal razón para finalizar el proyecto fue el endurecimiento de las normas de seguridad. En particular, se introdujo un sistema de globo ECCS, ECCS de enfriamiento a largo plazo, representado por 4 bombas de emergencia. El sistema de localización de accidentes estaba representado no por un tanque burbujeador , como antes, sino por una torre de localización de accidentes capaz de acumular y prevenir eficazmente la liberación de radiactividad en caso de accidentes con daños en las tuberías del reactor. Se han realizado otros cambios. La característica principal de las unidades de potencia tercera y cuarta de la central nuclear de Leningrado fue la solución técnica para la ubicación de la RGC a una altitud superior a la altitud del núcleo . Esto hizo posible tener un llenado garantizado del núcleo con agua en caso de un suministro de agua de emergencia a la RGC. Posteriormente, esta decisión no fue aplicada.
Después de la construcción de las unidades de potencia 3, 4 de la central nuclear de Leningrado, que está bajo la jurisdicción del Ministerio de Construcción de Maquinaria Media, comenzó el diseño de los reactores RBMK-1000 para las necesidades del Ministerio de Energía de la URSS. Como se señaló anteriormente, al desarrollar una planta de energía nuclear para el Ministerio de Energía, se realizaron cambios adicionales al proyecto, diseñados para mejorar la confiabilidad y seguridad de las plantas de energía nuclear, así como para aumentar su potencial económico. En particular, al finalizar las segundas etapas del RBMK, se utilizó un tambor separador (BS) de mayor diámetro (diámetro interior llevado a 2,6 m ), se introdujo un sistema ECCS de tres canales, los dos primeros de los cuales fueron suministrado con agua de hidrocilindros, el tercero - de bombas de alimentación. El número de bombas para el suministro de agua de emergencia al reactor se incrementó a 9 unidades y se realizaron otros cambios que aumentaron significativamente la seguridad de la unidad de potencia (el nivel de ejecución del ECCS cumplió con los documentos vigentes en el momento del diseño de la central nuclear). Se aumentaron significativamente las capacidades del sistema de localización de accidentes, que fue diseñado para contrarrestar un accidente causado por una ruptura en guillotina de una tubería de diámetro máximo (manifold de presión de las bombas de circulación principal (MCP) Du 900). En lugar de los tanques de burbujas de las primeras etapas del RBMK y las torres de contención de las unidades 3 y 4 de la central nuclear de Leningrado, se utilizaron piscinas de contención de dos pisos en el RBMK de la segunda generación del Ministerio de Energía, lo que aumentó significativamente las capacidades de el sistema de localización de accidentes (ALS). La ausencia de contención se compensó con la estrategia de utilizar un sistema de cajas de alta resistencia (TPB), en las que se ubicaban las tuberías de circulación forzada múltiple del refrigerante. El diseño del PPB, el espesor de las paredes se calcularon a partir de la condición de mantener la integridad del local en caso de ruptura del equipo ubicado en él (hasta el colector de presión del MCP DN 900 mm). PPB no estaba cubierto por BS y comunicaciones vapor-agua. Además, durante la construcción de la central nuclear, los compartimentos de los reactores se construyeron en un bloque doble, lo que significa que los reactores de las dos unidades de potencia están esencialmente en el mismo edificio (a diferencia de las centrales nucleares anteriores con RBMK, en las que cada reactor estaba en un edificio separado). edificio). Así se fabricaron los reactores RBMK-1000 de la segunda generación: las unidades de potencia 3 y 4 de la central nuclear de Kursk, 3 y 4 de la central nuclear de Chernobyl, 1 y 2 de la central nuclear de Smolensk (junto con la unidad 3 y 4 de la central nuclear de CN de Leningrado, 8 unidades de potencia).
Antes del accidente en la planta de energía nuclear de Chernobyl en la URSS, había amplios planes para la construcción de tales reactores, pero después del accidente, se redujeron los planes para construir unidades de energía RBMK en nuevos sitios. Después de 1986, se pusieron en funcionamiento dos reactores RBMK: RBMK-1000 en Smolensk NPP (1990) y RBMK-1500 en Ignalina NPP (1987). Se estaba terminando otro reactor RBMK-1000 del quinto bloque de la central nuclear de Kursk y en 2012 se logró una preparación del ~85%, pero finalmente se detuvo la construcción.
El desarrollo del concepto de reactor de canal de uranio-grafito se lleva a cabo en los proyectos del MKER - Multi-loop Channel Power Reactor [3] .
| Característica | RBMK-1000 | RBMK-1500 | RBMKP-2400 (proyecto) |
MKER-1500 (proyecto) |
|---|---|---|---|---|
| Potencia térmica del reactor, MW | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| Potencia eléctrica de la unidad, MW | 1000 | 1500 | 2000 | 1500 |
| Eficiencia unitaria (bruta), % | 31.25 | 31.25 | 37.04 | 35.3 |
| Presión de vapor frente a la turbina, atm | sesenta y cinco | sesenta y cinco | sesenta y cinco | 75 |
| Temperatura del vapor frente a la turbina, °C | 280 | 280 | 450 | 274 |
| Dimensiones del núcleo , m: | ||||
| - altura | 7 | 7 | 7.05 | 7 |
| – diámetro (ancho × largo) | 11.8 | 11.8 | 7.05×25.38 | catorce |
| Cargando uranio , t | 192 | 189 | 220 | |
| Enriquecimiento , % 235 U | ||||
| - canal de evaporación | 2.6-3.0 | 2.6-2.8 | 1.8 | 2-3.2 |
| - canal de sobrecalentamiento | — | — | 2.2 | — |
| Número de canales: | ||||
| – evaporativo | 1693-1661 [4] | 1661 | 1920 | 1824 |
| - sobrecalentamiento | — | — | 960 | — |
| Quemado medio, MW día/kg: | ||||
| - en el canal de evaporación | 22.5 | 25.4 | 20.2 | 30-45 |
| - en el canal de sobrecalentamiento | — | — | 18.9 | — |
| Dimensiones del revestimiento de combustible (diámetro × espesor), mm: | ||||
| - canal de evaporación | 13,5 × 0,9 | 13,5 × 0,9 | 13,5 × 0,9 | - |
| - canal de sobrecalentamiento | — | — | 10×0.3 | — |
| Material del revestimiento de combustible: | ||||
| - canal de evaporación | Zr + 2,5% Nb | Zr + 2,5% Nb | Zr + 2,5% Nb | - |
| - canal de sobrecalentamiento | — | — | acero inoxidable acero | — |
| Número de TVEL en un casete ( TVS ) | Dieciocho | Dieciocho | ||
| Número de casetes ( TVS ) | 1693 | 1661 |
Uno de los objetivos en el desarrollo del reactor RBMK fue mejorar el ciclo de combustible. La solución a este problema está asociada al desarrollo de materiales estructurales que absorben débilmente los neutrones y difieren poco en sus propiedades mecánicas del acero inoxidable. La reducción de la absorción de neutrones en los materiales estructurales permite utilizar combustible nuclear más económico con un bajo enriquecimiento de uranio (según el proyecto original - 1,8%). Posteriormente, se aumentó el grado de enriquecimiento de uranio.
La base del núcleo RBMK-1000 es un cilindro de grafito de 7 m de alto y 11,8 m de diámetro, hecho de bloques más pequeños, que actúa como moderador. El grafito está perforado por una gran cantidad de orificios verticales, a través de cada uno de los cuales pasa una tubería de presión (también llamada canal de proceso (TC)). La parte central del tubo de presión, ubicada en el núcleo, está fabricada en una aleación de zirconio-niobio ( Zr + 2,5% Nb ), que tiene una alta resistencia mecánica y a la corrosión, las partes superior e inferior del tubo de presión están fabricadas en acero inoxidable . acero _ Las partes de circonio y acero de la tubería de presión están conectadas mediante adaptadores soldados.
Al diseñar las unidades de potencia RBMK, debido a la imperfección de los métodos de cálculo, se eligió un espaciado no óptimo de la matriz de canales. Como resultado, el reactor resultó algo más lento, lo que llevó a valores positivos del coeficiente de reactividad del vapor en la región de trabajo, superando la fracción de neutrones retardados . Antes del accidente en la central nuclear de Chernobyl , el método utilizado para calcular la curva del coeficiente de reactividad del vapor (programa BMP) mostró que, a pesar del RCC positivo en el campo del contenido de vapor de trabajo, a medida que aumenta el contenido de vapor, este valor cambia de signo, por lo que el efecto de la deshidratación resultó ser negativo. En consecuencia, la composición y funcionamiento de los sistemas de seguridad se diseñó teniendo en cuenta esta característica. Sin embargo, después del accidente en la central nuclear de Chernobyl, el valor calculado del coeficiente de reactividad del vapor en áreas con alto contenido de vapor se obtuvo incorrectamente: en lugar de ser negativo, resultó ser positivo [5] . Para cambiar el coeficiente de reactividad del vapor, se tomaron una serie de medidas, incluida la instalación de absorbedores adicionales en lugar de combustible en algunos canales. Posteriormente, para mejorar el desempeño económico de las unidades de potencia con RBMK, se eliminaron absorbentes adicionales, para lograr las características físicas de neutrones deseadas, se utilizó combustible de mayor enriquecimiento con un absorbente quemable ( óxido de erbio ).
Se instala un casete en cada canal de combustible, compuesto por dos conjuntos de combustible (FA), inferior y superior. Cada conjunto incluye 18 barras de combustible . El revestimiento del elemento combustible está lleno de gránulos de dióxido de uranio . Según el diseño inicial, el enriquecimiento en uranio-235 era del 1,8%, pero, a medida que se adquiría experiencia en el funcionamiento del RBMK, resultó conveniente aumentar el enriquecimiento [6] [7] . El aumento del enriquecimiento, combinado con el uso de un veneno combustible en el combustible, permitió aumentar la controlabilidad del reactor, mejorar la seguridad y mejorar su rendimiento económico. En la actualidad se ha hecho una transición a fuel con un enriquecimiento del 2,8%.
El reactor RBMK opera según un esquema de circuito único. El refrigerante circula en un bucle de circulación forzada múltiple (MPC). En el núcleo, el agua que enfría las barras de combustible se evapora parcialmente y la mezcla resultante de vapor y agua ingresa a los tambores separadores . La separación del vapor se lleva a cabo en los tambores separadores, que ingresan a la unidad de turbina. El agua restante se mezcla con el agua de alimentación y se alimenta al núcleo del reactor con la ayuda de las bombas de circulación principal (MCP). El vapor saturado separado (temperatura ~284 °C ) bajo una presión de 70-65 kgf/cm 2 se alimenta a dos turbogeneradores con una potencia eléctrica de 500 MW cada uno . El vapor de escape se condensa , después de lo cual, luego de pasar por calentadores regenerativos y un desaireador , es suministrado por bombas de alimentación (FPU) al MPC.
Los reactores RBMK-1000 están instalados en la planta de energía nuclear de Leningrado, la planta de energía nuclear de Kursk , la planta de energía nuclear de Chernobyl, la planta de energía nuclear de Smolensk .
En RBMK-1500, la potencia se incrementó al aumentar la intensidad de energía específica del núcleo al aumentar la potencia de los FC (canales de combustible)[ aclarar ] 1,5 veces manteniendo su diseño. Esto se logra intensificando la eliminación de calor de las barras de combustible utilizando[ aclarar ] intensificadores especiales de transferencia de calor (turbuladores) [8] en la parte superior de ambos elementos combustibles . En conjunto, esto le permite guardar las dimensiones anteriores y el diseño general del reactor [6] [9] .
Durante la operación, resultó que debido a la gran irregularidad de la liberación de energía, las potencias (pico) aumentadas que ocurren periódicamente en los canales individuales conducen al agrietamiento del revestimiento del combustible. Por este motivo, la potencia se redujo a 1300 MW .
Estos reactores se instalaron en la central nuclear de Ignalina ( Lituania ).
Debido a las características generales de diseño de los reactores RBMK, en los que el núcleo, como cubos, se reclutó de una gran cantidad de elementos del mismo tipo, surgió la idea de un mayor aumento de potencia.
RBMK-2000, RBMK-3600En el proyecto RBMK-2000 , el aumento de potencia se planeó debido a un aumento en el diámetro del canal de combustible, la cantidad de elementos de combustible en el casete y el paso de la placa de tubo TK. Al mismo tiempo, el propio reactor se mantuvo en las mismas dimensiones [6] .
RBMK-3600 fue solo un diseño conceptual [10] , se sabe poco sobre sus características de diseño. Probablemente, el problema de aumentar la potencia específica en él se resolvió, como el RBMK-1500, intensificando la eliminación de calor, sin cambiar el diseño de su base RBMK-2000 y, por lo tanto, sin aumentar el núcleo.
RBMKP-2400, RBMKP-4800En los proyectos de reactores RBMKP-2400 y RBMKP-4800, la zona activa no parece un cilindro, sino un paralelepípedo rectangular. Para alcanzar una temperatura de vapor de 450 °C, los reactores están equipados con canales de sobrecalentamiento y las vainas de los elementos combustibles están hechas de acero inoxidable. Para que los tubos del canal no absorban demasiados neutrones, se pueden dejar zircálico (Zr + Sn), y se puede colocar una carcasa con vapor saturado entre el elemento combustible y la pared del canal. Los reactores se dividen en secciones para apagar partes individuales en lugar de todo el reactor [11] .
Se planeó instalar este tipo de reactor de acuerdo con el diseño original en la central nuclear de Kostroma [12] .
Los proyectos de plantas de reactores MKER son un desarrollo evolutivo de la generación de reactores RBMK. Tienen en cuenta nuevos requisitos de seguridad más estrictos y eliminan las principales deficiencias de los reactores anteriores de este tipo.
El trabajo de MKER-800 y MKER-1000 se basa en la circulación natural del refrigerante, intensificada por inyectores de agua a agua. El MKER-1500, por su gran tamaño y potencia, opera con circulación forzada del refrigerante desarrollado por las bombas de circulación principal. Los reactores de la serie MKER están equipados con una doble contención - contención : la primera es de acero, la segunda es de hormigón armado sin crear una estructura pretensada. El diámetro de la contención del MKER-1500 es de 56 metros (corresponde al diámetro de la contención de la central nuclear de Bushehr ). Debido al buen equilibrio de neutrones, las plantas de reactores MKER tienen un consumo muy bajo de uranio natural (para MKER-1500 es de 16,7 g/ MWh (e) - el más bajo del mundo) [13] .
Eficiencia esperada - 35,2%, vida útil 50 años, enriquecimiento 2,4%.
En total, se pusieron en funcionamiento 17 unidades de potencia con RBMK. El período de amortización de los bloques en serie de la segunda generación fue de 4 a 5 años.
Según la base de datos PRIS del OIEA , el factor de capacidad acumulada para todas las unidades de potencia operativas es del 69,71 % para RBMK; para VVER - 71,54% (datos para la Federación de Rusia desde el comienzo de la puesta en servicio de la unidad hasta 2008; solo se tienen en cuenta las unidades operativas).
En 2011, el siguiente examen del estado del reactor de la primera unidad de potencia de la central nuclear de Leningrado reveló una distorsión prematura de la pila de grafito, provocada por el hinchamiento por radiación del grafito y su posterior agrietamiento [26] . En 2012, en el año 37 de operación, el reactor fue parado debido al cumplimiento de los valores límite de desplazamiento de chimenea. En un año y medio, se encontraron soluciones tecnológicas que permitieron reducir la deformación de la mampostería cortando grafito, compensando la hinchazón y el cambio de forma [27] .
En 2013, se reinició el reactor, pero la creciente tasa de acumulación de defectos requirió un trabajo casi anual para corregir la mampostería. Sin embargo, fue posible mantener el reactor operativo hasta el final de la vida útil planificada en 2018 [28] . Ya en 2013, se tuvo que iniciar un trabajo similar en la segunda unidad de potencia de la central nuclear de Kursk , en 2014, en la segunda unidad de potencia de la central nuclear de Leningrado, en 2015, en la primera unidad de potencia de la central nuclear de Kursk.
Los incidentes más graves en centrales nucleares con reactores RBMK:
El accidente de 1975 en el LNPP es considerado por muchos expertos como el precursor del accidente de Chernóbil de 1986 [29] .
El accidente de 1982, según el análisis interno del jefe de diseño (NIKIET), estuvo asociado a la actuación del personal operativo que violó gravemente las normas tecnológicas [30] .
Las causas del accidente de 1986 fueron, y siguen siendo, objeto de un acalorado debate. Diferentes grupos de investigadores llegaron a diferentes conclusiones sobre las causas del accidente. La comisión oficial del gobierno de la URSS nombró como la razón principal de las acciones del personal que violó las regulaciones tecnológicas. Este punto de vista también lo comparte el diseñador jefe, NIKIET. La Comisión de Gosatomnadzor de la URSS llegó a la conclusión de que la causa principal del accidente fue el diseño insatisfactorio del reactor . Teniendo en cuenta el informe del Gosatomnadzor de la URSS, el OIEA corrigió sus conclusiones sobre el accidente. Después del accidente de 1986, se llevó a cabo un gran trabajo científico y técnico para modernizar la seguridad del reactor y su control.
El accidente de 1991 en la sala de máquinas de la segunda unidad de la central nuclear de Chernóbil se produjo por fallos en equipos que no dependían de la planta del reactor. Durante el accidente, el techo de la sala de máquinas se derrumbó debido a un incendio. Como consecuencia del incendio y el derrumbe del techo, las tuberías de alimentación de agua del reactor resultaron dañadas y la válvula de alivio de vapor BRU-B quedó bloqueada en posición abierta. A pesar de las numerosas fallas de sistemas y equipos que acompañaron al accidente, el reactor mostró buenas propiedades de autoprotección (debido a las acciones oportunas del personal operativo en cuanto al reabastecimiento de la CMPC según un esquema de emergencia), lo que evitó el calentamiento del combustible y daños .
La ruptura de un canal en la tercera unidad de la central nuclear de Leningrado en 1992 fue causada por un defecto en la válvula.
A partir de 2022, 8 unidades de energía con RBMK están en funcionamiento en tres centrales nucleares: Leningrado , Kursk , Smolensk . Se programó el cierre de dos unidades en LNPP y una unidad en KuNPP debido al agotamiento de los recursos. Por razones políticas (de acuerdo con las obligaciones de Lituania con la Unión Europea), se cerraron dos unidades de energía en la central nuclear de Ignalina . También detuvo tres unidades de energía (No. 1, 2, 3) en la planta de energía nuclear de Chernobyl [31] ; otro bloque (nº 4) de la central nuclear de Chernobyl fue destruido como consecuencia de un accidente el 26 de abril de 1986.
La colocación de unidades RBMK nuevas o la finalización de unidades RBMK sin terminar existentes en Rusia actualmente no está planificada. Por ejemplo, se tomó la decisión de construir una central nuclear utilizando VVER-1200 [32] en el sitio de la central nuclear de Kostroma, donde originalmente se planeó instalar RBMK. También se decidió no completar la construcción de la quinta unidad de potencia de la central nuclear de Kursk , a pesar de que ya tenía un alto grado de preparación: el equipo del taller del reactor se instaló en un 70%, el equipo principal del RBMK reactor - en un 95 %, el taller de turbinas - en un 90 % [33 ] .
| Unidad de potencia [34] | tipo de reactor | Estado | Potencia (MW) |
|---|---|---|---|
| Chernóbil-1 | RBMK-1000 | detenido en 1996 | 1000 |
| Chernóbil-2 | RBMK-1000 | detenido en 1991 | 1000 |
| Chernóbil-3 | RBMK-1000 | detenido en 2000 | 1000 |
| Chernóbil-4 | RBMK-1000 | destruido por accidente en 1986 | 1000 |
| Chernóbil-5 | RBMK-1000 | la construcción se detuvo en 1987 | 1000 |
| Chernóbil-6 | RBMK-1000 | la construcción se detuvo en 1987 | 1000 |
| Ignalina-1 | RBMK-1500 | detenido en 2004 | 1300 |
| Ignalina-2 | RBMK-1500 | detenido en 2009 | 1300 |
| Ignalina-3 | RBMK-1500 | la construcción se detuvo en 1988 | 1500 |
| Ignalina-4 | RBMK-1500 | proyecto cancelado en 1988 | 1500 |
| Kostromá-1 | RBMK-1500 | la construcción se detuvo en 1990 | 1500 |
| Kostromá-2 | RBMK-1500 | la construcción se detuvo en 1990 | 1500 |
| Kursk-1 | RBMK-1000 | detenido en 2021 | 1000 |
| Kursk-2 | RBMK-1000 | activo (se detendrá el 31/01/2024) | 1000 |
| Kursk-3 | RBMK-1000 | activo (se detendrá el 27/12/2028) | 1000 |
| Kursk-4 | RBMK-1000 | activo (se detendrá el 21/12/2030) | 1000 |
| Kursk-5 | RBMK-1000 | la construcción se detuvo en 2012 | 1000 |
| Kursk-6 | RBMK-1000 | la construcción se detuvo en 1993 | 1000 |
| Leningrado-1 | RBMK-1000 | detenido en 2018 [35] | 1000 |
| Leningrado-2 | RBMK-1000 | detenido en 2020 [36] | 1000 |
| Leningrado-3 | RBMK-1000 | activo (se detendrá en 2025) | 1000 |
| Leningrado-4 | RBMK-1000 | activo (se detendrá en 2025) | 1000 |
| Smolensk-1 | RBMK-1000 | activo (se detendrá en 2027) | 1000 |
| Smolensk-2 | RBMK-1000 | activo (se detendrá en 2030) | 1000 |
| Smolensk-3 | RBMK-1000 | activo (se detendrá en 2035) | 1000 |
| Smolensk-4 | RBMK-1000 | la construcción se detuvo en 1993 | 1000 |
| Reactores nucleares de la URSS y Rusia | |||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Investigar |
| ||||||||||
| Industrial y Doble Propósito | Faro A-1 AB(-1,-2,-3) AI OK-180 OK-190 OK-190M "Ruslán" LF-2 ("Liudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) CCG INFIERNO ADE (-1,-2) | ||||||||||
| Energía |
| ||||||||||
| Transporte | submarinos Agua agua VM-A VM-4 A LAS 5 OK-650 metal liquido RM-1 BM-40A (OK-550) naves de superficie OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Aviación Tu-95LAL Tu-119 ‡ Espacio Manzanilla Haya Topacio Yenisei | ||||||||||
§ — hay reactores en construcción, ‡ — existe solo como proyecto
| |||||||||||