| RBMK | |
|---|---|
| | |
| Typ reaktoru | kanál, heterogenní , uran-grafit ( moderátor grafit-voda ), varný typ , tepelný neutron |
| Účel reaktoru | elektroenergetika |
| Technické specifikace | |
| chladicí kapalina | voda |
| Pohonné hmoty | oxid uraničitý , nízko obohacený 235 U (obohacení z 1,8 % na 3,6 %) |
| Rozvoj | |
| Vědecká část | IAE je. I. V. Kurčatová |
| Enterprise-developer | NIKIET |
| Konstruktér | Dollezhal N. A. |
| Konstrukce a provoz | |
| Vykořisťování | 1973 do současnosti |
| Reaktory postavené | 17 |
High Power Channel Reactor ( RBMK ) je série jaderných energetických reaktorů vyvinutých v Sovětském svazu . Reaktor RBMK kanál , heterogenní , grafitovo-vodný , varný typ , na tepelných neutronech . Nosičem tepla je vroucí voda.
Hlavní konstruktér reaktorové elektrárny:
NIKIET , akademik Dollezhal N.A. I. V. Kurchatova , akademik Alexandrov A. P.
Generální konstruktér ( LAES ): GSPI-11 ( VNIPIET ), Gutov A. I.
Hlavní konstruktér turbínového závodu: KhTGZ, Turboatom , Kosyak Yu. F.
Vývojář kovové konstrukce: TsNIIPSK , Melnikov N. P.
Přední organizace pro vědu o materiálech: " Prometheus " ,
Kapyrin
G.I.
V současné době řada těchto reaktorů zahrnuje tři generace. Vedoucím reaktorem řady je 1. a 2. blok Leningradské JE .
Reaktor první jaderné elektrárny na světě (AM-1 ("Atom Mirny"), Obninsk Nuclear Power Plant , 1954) byl vodou chlazený reaktor s uranovo-grafitovým kanálem. Vývoj technologií uran-grafitových reaktorů probíhal na průmyslových reaktorech, včetně „dual“ účelových reaktorů (dual-purpose reaktors), které kromě „vojenských“ izotopů vyráběly elektřinu a využívaly teplo k vytápění blízkých měst.
Průmyslové reaktory, které byly postaveny v SSSR: A (1948), AI (PO " Mayak " v Ozyorsku ), AD (1958), ADE-1 (1961) a ADE-2 (1964) ( Důlní a chemický závod v Zheleznogorsku ) 1-1 (1955), EI-2 (1958), ADE-3 (1961), ADE-4 (1964) a ADE-5 (1965) ( Siberian Chemical Combine in Seversk ) [1] .
Od 60. let začal v SSSR vývoj čistě energetických reaktorů budoucího typu RBMK. Některá konstrukční řešení byla testována na experimentálních energetických reaktorech "Atom Mirny Bolshoy": AMB-1 (1964) a AMB-2 (1967), instalované v JE Bělojarsk .
Vlastní vývoj reaktorů RBMK začal v polovině 60. let 20. století a do značné míry se opíral o rozsáhlé a úspěšné zkušenosti s projektováním a konstrukcí průmyslových uran-grafitových reaktorů. Hlavní výhody reaktorové elektrárny viděli tvůrci v:
Obecně řečeno, konstrukční vlastnosti reaktoru opakovaly zkušenosti předchozích uran-grafitových reaktorů. Palivový kanál, parametry chladicí kapaliny, sestavy palivových článků z nových konstrukčních materiálů - slitiny zirkonia a také forma paliva - kovový uran byl nahrazen jeho oxidem . Reaktor měl být podle původních zadání dvouúčelový, tedy při změně tepelných parametrů mohl produkovat zbrojní plutonium [2] . Při vývoji projektu však bylo rozhodnuto od této myšlenky upustit a do budoucna byl reaktor navržen jako jednoúčelový - pro výrobu elektrické a tepelné energie.
Práce na projektu začaly v IAE (RNTs KI) a NII-8 ( NIKIET ) v roce 1964. V roce 1965 byl projekt pojmenován B-190 a vývojem technického návrhu byla pověřena konstrukční kancelář bolševického závodu , protože původně se plánovalo, že se závod stane vedoucím závodem pro výrobu zařízení pro tento typ. reaktoru. V roce 1966 byl technický návrh reaktoru předložen Vědecké a technické radě Minsredmash . Projekt nebyl z důvodu řady technických připomínek a návrhů schválen a další práce na projektu byla svěřena NII-8 ( NIKIET ), vedená Dollezhalem .
15. dubna 1966 podepsal šéf Minsredmash E.P. Slavsky zadání pro projekt Leningradské jaderné elektrárny, 70 km v přímé linii západně od Leningradu , 4 km od obce Sosnovy Bor . Začátkem září 1966 bylo projektové zadání dokončeno.
Dne 29. listopadu 1966 přijala Rada ministrů SSSR vyhlášku č. 800-252 o výstavbě I. etapy Leningradské JE, definovala organizační strukturu a spolupráci podniků pro rozvoj projektování a výstavby JE.
První energetický blok s reaktorem typu RBMK-1000 byl spuštěn v roce 1973 v Leningradské jaderné elektrárně .
Při výstavbě prvních jaderných elektráren v SSSR panoval názor, že jaderná elektrárna je spolehlivým zdrojem energie a případné poruchy a havárie jsou nepravděpodobné nebo dokonce hypotetické události. První bloky byly navíc vybudovány v rámci systému středního strojírenství a měly být provozovány organizacemi tohoto ministerstva. Bezpečnostní předpisy v době vývoje buď neexistovaly, nebo byly nedokonalé. Z tohoto důvodu neměly první energetické reaktory řad RBMK-1000 a VVER-440 dostatečný počet bezpečnostních systémů, což si vyžádalo další seriózní modernizaci těchto energetických bloků. Zejména v počátečním návrhu prvních dvou bloků RBMK-1000 JE Leningrad nebyly žádné hydroválce pro systém havarijního chlazení reaktoru (ECCS), počet havarijních čerpadel byl nedostatečný, nebyly žádné zpětné ventily (OK) na rozdělovačích rozváděčů (RGK) atd. V budoucnu byly v průběhu modernizace všechny tyto nedostatky odstraněny.
Další výstavba bloků RBMK měla být provedena pro potřeby Ministerstva energetiky a elektrifikace SSSR . S přihlédnutím k menším zkušenostem Ministerstva energetiky s jadernými elektrárnami došlo v projektu k významným změnám, které zvyšují bezpečnost energetických bloků. Kromě toho byly provedeny změny, které zohlednily zkušenosti prvních RBMK. Mimo jiné byly použity hydroválce ECCS, 5 čerpadel začalo plnit funkci nouzových elektrických čerpadel ECCS, v RGK byly použity zpětné ventily a byla provedena další vylepšení. Podle těchto projektů byly postaveny energetické bloky 1, 2 JE Kursk a 1, 2 JE Černobyl. V této fázi byla dokončena výstavba pohonných jednotek RBMK-1000 první generace (6 pohonných jednotek).
Další zlepšování JE s RBMK začalo vývojem projektů pro druhou etapu JE Leningrad (elektrárenské bloky 3, 4). Hlavním důvodem dokončení projektu bylo zpřísnění bezpečnostních pravidel. Konkrétně byl představen systém balonového ECCS, ECCS dlouhodobého ochlazování, reprezentovaný 4 havarijními čerpadly. Lokalizační systém havárie nebyl jako doposud představován bublinkovou nádrží , ale havarijní lokalizační věží schopnou akumulovat a účinně bránit úniku radioaktivity v případě havárií s poškozením potrubí reaktoru. Byly provedeny další změny. Hlavním rysem třetího a čtvrtého energetického bloku Leningradské JE bylo technické řešení umístění RGC ve výšce vyšší, než je výška aktivní zóny . To umožnilo zaručené naplnění aktivní zóny vodou v případě nouzového zásobování RGC vodou. Následně toto rozhodnutí nebylo uplatněno.
Po výstavbě energetických bloků 3, 4 Leningradské JE, která je v kompetenci Ministerstva středního strojírenství, byl zahájen projektování reaktorů RBMK-1000 pro potřeby Ministerstva energetiky SSSR. Jak bylo uvedeno výše, při vývoji jaderné elektrárny pro ministerstvo energetiky byly v projektu provedeny další změny, jejichž cílem je zvýšit spolehlivost a bezpečnost jaderných elektráren a zvýšit jejich ekonomický potenciál. Zejména při dokončování druhých stupňů RBMK byl použit bubnový separátor (BS) většího průměru (vnitřní průměr upraven na 2,6 m ), byl zaveden tříkanálový systém ECCS, jehož první dva kanály byly zásobována vodou z hydroválců, třetí - z napájecích čerpadel. Počet čerpadel pro havarijní zásobování reaktoru vodou byl navýšen na 9 bloků a byly provedeny další změny, které výrazně zvýšily bezpečnost energetického bloku (úroveň provedení EZS odpovídala dokumentaci platné v době projektu JE). Výrazně se zvýšily možnosti systému lokalizace havárií, který byl navržen tak, aby čelil havárii způsobené gilotinovým prasknutím potrubí maximálního průměru (tlakové potrubí hlavních oběhových čerpadel (MCP) Du 900). Namísto bublinkových nádrží prvních stupňů RBMK a kontejnmentových věží bloků 3 a 4 JE Leningrad byly na RBMK druhé generace Ministerstva energetiky použity dvoupatrové kontejnmentové bazény, které výrazně zvýšily schopnosti systém lokalizace nehod (ALS). Absence kontejnmentu byla kompenzována strategií využití systému těsných skříní (TPB), ve kterých byla umístěna potrubí vícenásobného nuceného oběhu chladiva. Provedení PPB, tloušťka stěn byly vypočteny z podmínky zachování celistvosti prostor při prasknutí zařízení v něm umístěného (až po tlakový rozdělovač MCP DN 900 mm). PPB nebyla pokryta BS a parovodními komunikacemi. Také při výstavbě JE byly reaktorové oddíly vybudovány ve dvoubloku, což znamená, že reaktory obou energetických bloků jsou v podstatě ve stejné budově (na rozdíl od předchozích JE s RBMK, ve kterých byl každý reaktor v samostatném budova). Byly tedy vyrobeny reaktory RBMK-1000 druhé generace: energetické bloky 3 a 4 JE Kursk, 3 a 4 jaderné elektrárny Černobyl, 1 a 2 JE Smolensk (spolu s blokem 3 a 4 JE Leningrad, 8 energetických bloků).
Před havárií v jaderné elektrárně Černobyl v SSSR existovaly rozsáhlé plány na výstavbu takových reaktorů, ale po havárii byly plány na výstavbu energetických bloků RBMK na nových místech omezeny. Po roce 1986 byly uvedeny do provozu dva reaktory RBMK: RBMK-1000 v JE Smolensk (1990) a RBMK-1500 v JE Ignalina (1987). Další reaktor RBMK-1000 5. bloku JE Kursk byl dokončen a do roku 2012 bylo dosaženo ~85% připravenosti, ale stavba byla nakonec zastavena.
Vývoj koncepce kanálového uran-grafitového reaktoru je realizován v projektech MKER - Multi-loop Channel Power Reactor [3] .
| Charakteristický | RBMK-1000 | RBMK-1500 | RBMKP-2400 (projekt) |
MKER-1500 (projekt) |
|---|---|---|---|---|
| Tepelný výkon reaktoru, MW | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| Elektrický výkon jednotky, MW | 1000 | 1500 | 2000 | 1500 |
| Účinnost jednotky (brutto), % | 31,25 | 31,25 | 37.04 | 35.3 |
| Tlak páry před turbínou, atm | 65 | 65 | 65 | 75 |
| Teplota páry před turbínou, °C | 280 | 280 | 450 | 274 |
| Rozměry jádra , m: | ||||
| - výška | 7 | 7 | 7.05 | 7 |
| - průměr (šířka × délka) | 11.8 | 11.8 | 7,05 × 25,38 | čtrnáct |
| Nakládka uranu , t | 192 | 189 | 220 | |
| Obohacení , % 235 U | ||||
| - odpařovací kanál | 2,6-3,0 | 2,6-2,8 | 1.8 | 2-3.2 |
| - kanál přehřátí | — | — | 2.2 | — |
| Počet kanálů: | ||||
| – odpařovací | 1693-1661 [4] | 1661 | 1920 | 1824 |
| - přehřívání | — | — | 960 | — |
| Průměrné spalování, MW den/kg: | ||||
| - v odpařovacím kanálu | 22.5 | 25.4 | 20.2 | 30-45 |
| - v přehřívacím kanálu | — | — | 18.9 | — |
| Rozměry palivového pláště (průměr × tloušťka), mm: | ||||
| - odpařovací kanál | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | - |
| - kanál přehřátí | — | — | 10×0,3 | — |
| Materiál palivového pláště: | ||||
| - odpařovací kanál | Zr + 2,5 % Nb | Zr + 2,5 % Nb | Zr + 2,5 % Nb | - |
| - kanál přehřátí | — | — | nerezová ocel ocel | — |
| Počet TVEL v kazetě ( TVS ) | osmnáct | osmnáct | ||
| Počet kazet ( TVS ) | 1693 | 1661 |
Jedním z cílů při vývoji reaktoru RBMK bylo zlepšení palivového cyklu. Řešení tohoto problému je spojeno s vývojem konstrukčních materiálů, které slabě absorbují neutrony a jen málo se liší svými mechanickými vlastnostmi od nerezové oceli. Snížení absorpce neutronů v konstrukčních materiálech umožňuje používat levnější jaderné palivo s nízkým obohacením uranu (podle původního projektu - 1,8 %). Později byl stupeň obohacování uranu zvýšen.
Základem jádra RBMK-1000 je grafitový válec o výšce 7 m a průměru 11,8 m z menších bloků, který funguje jako moderátor. Grafit je proražen velkým počtem svislých otvorů, z nichž každým prochází tlakové potrubí (také nazývané procesní kanál (TC)). Středová část tlakové trubky, umístěná v jádru, je vyrobena ze slitiny zirkonium-niob ( Zr + 2,5% Nb ), která má vysokou mechanickou a korozní odolnost, horní a spodní část tlakové trubky je vyrobena z nerezové oceli . ocel . Zirkonová a ocelová část výtlačného potrubí jsou spojeny navařenými adaptéry.
Při návrhu pohonných jednotek RBMK byla z důvodu nedokonalosti výpočtových metod zvolena neoptimální rozteč kanálového pole. Výsledkem bylo, že se reaktor poněkud zpomalil, což vedlo ke kladným hodnotám koeficientu reaktivity par v pracovní oblasti, převyšujícím podíl zpožděných neutronů . Před havárií v jaderné elektrárně v Černobylu metoda používaná pro výpočet křivky koeficientu reaktivity par (program BMP) ukázala, že i přes pozitivní RCC v oblasti obsahu pracovní páry se s rostoucím obsahem páry tato hodnota mění znaménko, takže vliv dehydratace se ukázal jako negativní. V souladu s tím byla sestava a výkon bezpečnostních systémů navržen s ohledem na tuto charakteristiku. Jak se však ukázalo po havárii jaderné elektrárny v Černobylu, vypočítaná hodnota koeficientu reaktivity par v oblastech s vysokým obsahem par byla získána chybně: namísto záporné se ukázala jako kladná [5] . Pro změnu koeficientu reaktivity par byla přijata řada opatření, včetně instalace přídavných absorbérů místo paliva v některých kanálech. Následně pro zlepšení ekonomické výkonnosti energetických bloků s RBMK byly odstraněny další absorbéry, pro dosažení požadovaných neutronově-fyzikálních charakteristik bylo použito palivo vyššího obohacení spalitelným absorbérem ( oxid erbia ).
V každém palivovém kanálu je instalována kazeta složená ze dvou palivových souborů (FA) - spodní a horní. Každá sestava obsahuje 18 palivových tyčí . Plášť palivového článku je naplněn peletami oxidu uraničitého . Podle původního návrhu bylo obohacení uranu-235 1,8 %, ale po získání zkušeností s provozem RBMK se ukázalo jako účelné obohacení zvýšit [6] [7] . Zvýšení obohacení v kombinaci s použitím spalitelného jedu v palivu umožnilo zvýšit ovladatelnost reaktoru, zlepšit bezpečnost a zlepšit jeho ekonomickou výkonnost. V současné době byl proveden přechod na palivo s obohacením 2,8 %.
Reaktor RBMK pracuje podle schématu s jednou smyčkou. Chladivo cirkuluje ve smyčce s vícenásobnou nucenou cirkulací (MPC). V aktivní zóně se voda ochlazující palivové tyče částečně odpařuje a výsledná směs páry a vody vstupuje do bubnů separátoru . V bubnových separátorech dochází k separaci páry, která vstupuje do turbínové jednotky. Zbývající voda se smíchá s napájecí vodou a pomocí hlavních cirkulačních čerpadel (MCP) je přiváděna do aktivní zóny reaktoru. Separovaná sytá pára (teplota ~284 °C ) pod tlakem 70-65 kgf/cm 2 je přiváděna do dvou turbogenerátorů o elektrickém výkonu 500 MW každý . Odpadní pára je kondenzována , načež je po průchodu regeneračními ohřívači a odvzdušňovačem přiváděna napájecími čerpadly (FPU) do MPC.
Reaktory RBMK-1000 jsou instalovány v Leningradské jaderné elektrárně , Kurské jaderné elektrárně , Černobylské jaderné elektrárně , Smolenské jaderné elektrárně .
V RBMK-1500 byl výkon zvýšen zvýšením měrné energetické náročnosti jádra zvýšením výkonu FC (palivové kanály)[ upřesnit ] 1,5krát při zachování jeho designu. Toho je dosaženo zintenzivněním odvodu tepla z palivových tyčí pomocí[ upřesnit ] speciální zesilovače přenosu tepla (turbulátory) [8] v horní části obou palivových souborů . To vše dohromady umožňuje uložit předchozí rozměry a celkovou konstrukci reaktoru [6] [9] .
Během provozu se ukázalo, že v důsledku velké nerovnoměrnosti uvolňování energie vedou periodicky se vyskytující zvýšené (špičkové) výkony v jednotlivých kanálech k praskání palivového pláště. Z tohoto důvodu byl výkon snížen na 1300 MW .
Tyto reaktory byly instalovány v JE Ignalina ( Litva ).
Vzhledem k obecným konstrukčním rysům reaktorů RBMK, ve kterých se jádro, stejně jako kostky, rekrutovalo z velkého počtu prvků stejného typu, se objevila myšlenka dalšího zvýšení výkonu.
RBMK-2000, RBMK-3600V projektu RBMK-2000 bylo plánováno zvýšení výkonu z důvodu zvětšení průměru palivového kanálu, počtu palivových článků v kazetě a stoupání trubkovnice TK. Ve stejných rozměrech přitom zůstal i samotný reaktor [6] .
RBMK-3600 byl pouze koncepční návrh [10] , o jeho konstrukčních prvcích je známo jen málo. Pravděpodobně byla otázka zvýšení měrného výkonu v něm vyřešena, stejně jako u RBMK-1500, zesílením odvodu tepla, aniž by se změnila konstrukce jeho základny RBMK-2000 - a tedy bez zvýšení jádra.
RBMKP-2400, RBMKP-4800V projektech reaktoru RBMKP-2400 a RBMKP-4800 nevypadá aktivní zóna jako válec, ale jako obdélníkový rovnoběžnostěn. Pro dosažení teploty páry 450 °C jsou reaktory vybaveny přehřívacími kanály a pláště palivových článků jsou vyrobeny z nerezové oceli. Aby trubice kanálu neabsorbovaly příliš mnoho neutronů, mohou být ponechány zirkalické (Zr + Sn) a mezi palivový soubor a stěnu kanálu lze umístit pouzdro se sytou párou . Reaktory jsou rozděleny do sekcí, aby se odstavily spíše jednotlivé části než celý reaktor [11] .
Tento typ reaktoru byl plánován k instalaci podle původního projektu na JE Kostroma [12] .
Projekty reaktorové elektrárny MKER jsou evolučním vývojem generace reaktorů RBMK. Zohledňují nové, přísnější bezpečnostní požadavky a odstraňují hlavní nedostatky předchozích reaktorů tohoto typu.
Práce MKER-800 a MKER-1000 je založena na přirozené cirkulaci chladicí kapaliny, zesílené vstřikovači voda-voda. MKER-1500 díky své velké velikosti a výkonu pracuje s nuceným oběhem chladicí kapaliny vyvinutým hlavními oběhovými čerpadly. Reaktory řady MKER jsou vybaveny dvojitým kontejnmentem - kontejnmentem : první je ocelový, druhý je železobetonový bez vytvoření předpjaté konstrukce. Průměr kontejnmentu MKER-1500 je 56 metrů (odpovídá průměru kontejnmentu jaderné elektrárny Búšehr ). Díky dobré bilanci neutronů mají reaktorové elektrárny MKER velmi nízkou spotřebu přírodního uranu (u MKER-1500 je to 16,7 g/ MWh (e) - nejnižší na světě) [13] .
Předpokládaná účinnost - 35,2 %, životnost 50 let, obohacení 2,4 %.
Celkem bylo uvedeno do provozu 17 pohonných jednotek s RBMK. Doba návratnosti u sériových bloků druhé generace byla 4-5 let.
Podle databáze IAEA PRIS je kumulativní kapacitní faktor pro všechny provozované energetické bloky 69,71 % pro RBMK; pro VVER - 71,54 % (údaje za Ruskou federaci od začátku spouštění bloku do roku 2008; v úvahu jsou brány pouze provozní bloky).
V roce 2011 další zkoumání stavu reaktoru prvního energetického bloku JE Leningrad odhalilo předčasné zkreslení grafitového svazku způsobené radiačním bobtnáním grafitu a jeho následným praskáním [26] . V roce 2012, v 37. roce provozu, byl reaktor odstaven z důvodu dosažení mezních hodnot výtlaku komína. Během 1,5 roku byla nalezena technologická řešení, která umožnila snížit deformace zdiva řezáním v grafitu, kompenzovat bobtnání a změnu tvaru [27] .
V roce 2013 byl reaktor znovu spuštěn, ale zvyšující se míra akumulace defektů vyžadovala téměř roční práci na opravě zdiva. Přesto se podařilo udržet reaktor v provozu až do konce plánované životnosti v roce 2018 [28] . Již v roce 2013 musely být podobné práce zahájeny na druhém energetickém bloku JE Kursk , v roce 2014 - na druhém energetickém bloku JE Leningrad, v roce 2015 - na prvním energetickém bloku JE Kursk.
Nejzávažnější nehody v jaderných elektrárnách s reaktory RBMK:
Havárie na LNPP z roku 1975 je mnohými odborníky považována za předchůdce havárie v Černobylu z roku 1986 [29] .
Nehoda z roku 1982 byla podle interního rozboru hlavního konstruktéra (NIKIET) spojena s jednáním provozního personálu, který hrubě porušil technologické předpisy [30] .
Příčiny havárie z roku 1986 byly a stále jsou předmětem vášnivých debat. Různé skupiny výzkumníků došly k různým závěrům o příčinách neštěstí. Oficiální vládní komise SSSR označila za hlavní důvod jednání personálu , který porušil technologické předpisy. Tento úhel pohledu sdílí i hlavní designér – NIKIET. Komise Gosatomnadzoru SSSR dospěla k závěru, že hlavní příčinou havárie byla nevyhovující konstrukce reaktoru . S přihlédnutím ke zprávě Gosatomnadzora SSSR MAAE opravila své závěry o nehodě. Po havárii v roce 1986 bylo provedeno mnoho vědeckotechnických prací na modernizaci bezpečnosti reaktoru a jeho řízení.
Nehodu v roce 1991 ve strojovně druhého bloku černobylské jaderné elektrárny způsobily poruchy zařízení, které nezávisely na reaktorové elektrárně. Při nehodě se v důsledku požáru propadla střecha strojovny. V důsledku požáru a zřícení střechy došlo k poškození potrubí pro napájení reaktoru vodou a zablokování parního pojistného ventilu BRU-B v otevřené poloze. I přes četné poruchy systémů a zařízení, které havárii provázely, vykazoval reaktor dobré vlastnosti vlastní ochrany (v důsledku včasného zásahu provozního personálu ve smyslu doplňování CMPC podle havarijního schématu), které zabránily zahřátí paliva a poškození .
Protržení jednoho kanálu na třetím bloku Leningradské JE v roce 1992 bylo způsobeno vadou ventilu.
Od roku 2022 je v provozu 8 energetických bloků s RBMK ve třech jaderných elektrárnách: Leningrad , Kursk , Smolensk . Dva bloky na LNPP a jeden blok na KuNPP měly být odstaveny z důvodu vyčerpání zdrojů. Z politických důvodů (v souladu se závazky Litvy vůči Evropské unii) byly odstaveny dva energetické bloky JE Ignalina . Rovněž zastavily tři energetické bloky (č. 1, 2, 3) v jaderné elektrárně Černobyl [31] ; další blok (č. 4) černobylské jaderné elektrárny byl v důsledku havárie 26. dubna 1986 zničen.
Pokládka nových nebo dostavba stávajících nedokončených bloků RBMK v Rusku se v současné době neplánuje. Bylo například rozhodnuto o výstavbě Centrální JE s využitím VVER-1200 [32] v areálu JE Kostroma, kde se původně počítalo s instalací RBMK. Bylo také rozhodnuto nedokončit výstavbu 5. energetického bloku JE Kursk , přestože měl již vysoký stupeň připravenosti - zařízení reaktorovny bylo instalováno ze 70 %, hlavní zařízení RBMK reaktor - o 95 %, turbínová dílna - o 90 % [33 ] .
| Pohonná jednotka [34] | Typ reaktoru | Stát | Výkon (MW) |
|---|---|---|---|
| Černobyl-1 | RBMK-1000 | zastavil v roce 1996 | 1000 |
| Černobyl - 2 | RBMK-1000 | zastavil v roce 1991 | 1000 |
| Černobyl - 3 | RBMK-1000 | zastavil v roce 2000 | 1000 |
| Černobyl - 4 | RBMK-1000 | zničena náhodou v roce 1986 | 1000 |
| Černobyl-5 | RBMK-1000 | stavba byla zastavena v roce 1987 | 1000 |
| Černobyl-6 | RBMK-1000 | stavba byla zastavena v roce 1987 | 1000 |
| Ignalina-1 | RBMK-1500 | zastavil v roce 2004 | 1300 |
| Ignalina-2 | RBMK-1500 | zastavil v roce 2009 | 1300 |
| Ignalina-3 | RBMK-1500 | stavba byla zastavena v roce 1988 | 1500 |
| Ignalina-4 | RBMK-1500 | projekt zrušen v roce 1988 | 1500 |
| Kostroma-1 | RBMK-1500 | stavba byla zastavena v roce 1990 | 1500 |
| Kostroma-2 | RBMK-1500 | stavba byla zastavena v roce 1990 | 1500 |
| Kursk-1 | RBMK-1000 | zastavil v roce 2021 | 1000 |
| Kursk-2 | RBMK-1000 | aktivní (bude zastaveno 31.01.2024) | 1000 |
| Kursk-3 | RBMK-1000 | aktivní (bude zastaveno 27.12.2028) | 1000 |
| Kursk-4 | RBMK-1000 | aktivní (bude zastaveno 21.12.2030) | 1000 |
| Kursk-5 | RBMK-1000 | stavba zastavena v roce 2012 | 1000 |
| Kursk-6 | RBMK-1000 | stavba byla zastavena v roce 1993 | 1000 |
| Leningrad-1 | RBMK-1000 | zastaveno v roce 2018 [35] | 1000 |
| Leningrad-2 | RBMK-1000 | zastaveno v roce 2020 [36] | 1000 |
| Leningrad-3 | RBMK-1000 | aktivní (bude ukončeno v roce 2025) | 1000 |
| Leningrad-4 | RBMK-1000 | aktivní (bude ukončeno v roce 2025) | 1000 |
| Smolensk-1 | RBMK-1000 | aktivní (bude ukončeno v roce 2027) | 1000 |
| Smolensk-2 | RBMK-1000 | aktivní (bude ukončeno v roce 2030) | 1000 |
| Smolensk-3 | RBMK-1000 | aktivní (bude ukončeno v roce 2035) | 1000 |
| Smolensk-4 | RBMK-1000 | stavba byla zastavena v roce 1993 | 1000 |
| Jaderné reaktory SSSR a Ruska | |||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Výzkum |
| ||||||||||
| Průmyslové a dvojúčelové | Maják 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 PEKLO ADE (-1,-2) | ||||||||||
| Energie |
| ||||||||||
| Doprava | ponorky Voda-voda VM-A VM-4 V 5 OK-650 tekutý kov RM-1 BM-40A (OK-550) povrchové lodě OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Letectví Tu-95LAL Tu-119 ‡ Prostor Heřmánek Buk Topas Jenisej | ||||||||||
§ — reaktory jsou ve výstavbě, ‡ — existuje pouze jako projekt
| |||||||||||