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壓力管式石墨慢化沸水反應爐

反應堆

壓力管式石墨慢化沸水反應爐（俄語：РБМК，羅馬化：RBMK；全名為俄語：Реактор Большой Мощности Канальный，羅馬化：reaktor bolshoy moshchnosti kanalnyy，直譯：大功率管式反應爐）是一種蘇聯建造的用於核電站的石墨慢化沸水反應堆，也是目前仍有在運行的最早的反應堆和最早的第二代核反應堆（第一代是那些試驗性質的研究用反應堆）。

壓力管式石墨慢化沸水反應堆
斯摩棱斯克核電站共建設過4座RBMK-1000型反應堆，但第四座在完成前就被取消了。
世代第二代反應堆
反應堆原理石墨慢化反應堆
沸水反應堆
反應堆類型壓力管式石墨慢化沸水反應堆 (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy)
反應堆型號RBMK-1000
RBMK-1500
RBMKP-2400
目前狀態計劃26台機組: (截至2013年)
反應堆堆芯
核燃料 (可裂變物質)235U (天然鈾/濃縮鈾/低濃縮鈾)
燃料形態固體
中子溫度熱中子反應堆
控制方式控制棒
中子慢化劑石墨
冷卻劑液體（控制棒）
反應堆用途
主要用途發電
熱功率RBMK-1000: 3,200 MWth
RBMK-1500: 4,800 MWth
RBMKP-2400: 6,500 MWth
電功率RBMK-1000: 1,000 MWe
RBMK-1500: 1,500 MWe
RBMKP-2400: 2,400 MWe
RBMK反應堆示意圖

RBMK反應堆是蘇聯核能項目的最高峰，其為一種基於蘇聯的石墨慢化軍事級鈽生產反應堆的水冷反應堆。其中的第一台機型，奧布寧斯克核電站的AM-1（俄語：Атом Мирный，直譯：和平核能）可以產生5百萬瓦(MW)電能，並在1954至1959年間為奧布寧斯克供應電力。

由於其使用輕水（也就是普通水）作冷卻劑、石墨做減速劑，所以可以使用天然鈾作為燃料，不需要通過分離同位素來獲取濃縮鈾和重水，而暴露式的反應爐只有簡單的圍壁構造，甚至可以一邊核反應同時更換燃料，因此大大降低了建設和維護的難度，也就降低了成本，同時還能提供很高的功率，例如立陶宛的伊格納利納核電站中，每台機組可發電1500百萬瓦(MW)，無論在當時還是現今都已是很大的功率。

反應堆的設計和運行

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RBMK反應堆結構示意
 
採用RBMK反應堆的電站結構
 
切爾諾貝利核事故發生時的RBMK反應堆控制棒位置。藍色=啟動中子源(12)，黃色=底部的短控制棒(32)，灰色=冷卻水通道(1661)，綠色=手動控制棒(167)，紅色=自動控制棒(12)。圖為事發前約1分30秒時控制棒插入的深度，單位為厘米。

通過使用真空隔離的石墨作為減速劑和用天然鈾作為燃料，RBMK的運行成本只有同功率的重水反應爐的四分之一，爲了可以在反應時操作核燃料循環更換燃料棒，故取消了圍阻體改為設置了起重機，操作方便外，建造又更加的便宜了，然而RBMK的設計上就存在很多安全隱患，比如在控制棒尖端附着了石墨，由此導致其空泡係數偏高並且在低功率下不穩定。這些隱患最終導致了切爾諾貝利核事故的發生。

RBMK的設計是典型的50年代蘇聯模式，也是一些第二代反應堆的共性，就是更偏重於建設簡單而不注重冗餘性。RBMK的設計使得如果操作員違規操作，反應堆將會進入一個極為不穩定的危險狀態。故後，世界上許多國家要求關閉這些反應堆，但是不少原蘇聯的成員國的電力供應十分依賴這些反應堆，比如切爾諾貝利的反應堆直到2000年才關閉。截至2013年，俄羅斯境內仍有11台這種反應堆在運行[1]，但是並沒有再新建此類型反應堆的計劃（此技術於20世紀50年代發明，現在已被認為過時）並且國際社會上有關於關閉剩餘那些反應堆的要求。

反應堆的容器、減速劑、保護外牆

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反應堆坑由鋼筋混凝土製成，外形大小21.6×21.6×25.5米，是一個圓柱體，上下置有金屬板，內部則放置反應堆容器。容器中則有石墨堆，並填充氦氮混合氣體，以提供一個惰性環境並幫助將石墨上的熱量帶到冷卻管中。

減速劑塊由核能級石墨製成，大小250×250×500毫米。其縱向方位有直徑114毫米的孔以便燃料棒和控制棒插入。這些石墨塊則放置在一個14米直徑、8米高的圓柱形反應堆容器中[2]。這些石墨最高能承受730°C[3]。

反應堆容器是一個圓柱形鋼鐵，外徑14.52米，厚16毫米，高9.75米，並有伸縮縫以對抗各方向上的熱膨脹/收縮應力。

減速劑放在一個圓柱形的，內徑16米，外徑19米的中空水槽。水槽壁厚30毫米，內部分為16個垂直單元。水從單元底部泵入並從頂部流出。這些水亦可被用於緊急冷卻反應堆。水槽有熱電藕器來監視水溫和離子室以監控反應堆功率[4]。水槽、沙層和反應堆坑中的混凝土亦被作為額外的生物防護層。

反應堆頂部被「上層生物防護層」覆蓋，又被稱為「Schema E」，「Pyatachok」，在切爾諾貝利核事故後亦被稱為「Elena」。這是一個厚3米，直徑17米的圓柱體，並有立管鑽孔以供安裝燃料棒和控制棒。防護層上下以40毫米厚的鋼板覆蓋，並焊牢起來以防氦氣逸出，同時起到加強結構的功能。保護板與管道間的空隙用含大量束縛水的蛇紋岩填充。防護層由混凝土水箱上的16個滾軸支撐。防護層的結構提供了對控制棒、燃料棒、反應堆房的地板以及蒸汽管道的支撐[4][5]。

反應堆下部則有「下層生物防護層」，與上層的類似，但是只有14.5米直徑和2米厚度。其同樣有穿孔以便壓力管通過、承載石墨堆和提供冷卻管道的入口。下層防護層下焊有兩塊成直角的兩塊鋼板，用於支撐防護層並將結構負荷傳遞到建築上[5]。

上層防護層之上有「上防護蓋」。其上表面即為反應堆房的地板。它是防護層的一部分，並用於隔離反應堆的熱量。其位於反應堆上方的中央部分有獨立的可移除的金屬-石墨棒[5]。

加壓管道

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加壓燃料棒由焊死的鋯合金製成，內徑80毫米，壁厚4毫米，穿過石墨減速劑中央的通道。燃料棒上下端由不鏽鋼製成，並與鋯合金以碳-鐵-鋯合金過渡連接。加壓的管道由兩片交疊的20毫米厚的石墨支撐。其中一片直接接觸管道，與石墨堆有1.5毫米空隙，另一片直接接觸石墨堆並與管道有1.3毫米空隙。這種結構減輕了由於中子膨脹、熱膨脹與壓力管道的其他因素造成的負載轉移，並促進石墨堆中熱能的轉移。這些管道被焊接到反應堆外殼的底部與頂部的金屬盤上[5]。

據估計核心中約有5.5%的熱能以石墨熱能的形式存在，其中約80~85%由燃料冷卻通道經石墨圈帶走，剩下的熱能則由控制棒冷卻管道帶走。反應堆周圍的氣體輔助將這些熱能帶至周邊的冷卻管道，但是其自身沒有起到任何散熱效果。

反應堆核心有1661個燃料通道和211個控制棒通道。

燃料組件被掛在一個支架上，懸在燃料通道里，並用有一個密封栓。密封栓設計簡單以方便由機器人安裝和移除。

燃料通道中除了燃料亦可以放置中子吸收劑，也可以空置放置冷卻水。

加壓管道和石墨間的空隙使石墨對於損壞很易感。如果加壓管道變形了（例如在內部壓力過高時），會造成很大的負載並使其損壞，甚至可能影響周圍的管道。

核燃料

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RBMK反應堆的燃料棒 1-銜鐵;2-燃料棒外殼;3-核燃料

燃料由二氧化鈾粉末組成, 與粘結劑燒結為直徑11.5毫米，長15毫米的桶狀。原料中可能含有二氧化銪作為可燃燒的中子毒物來降低新的和用了一部分的燃料的差別。[6]為了減輕熱膨脹以及和外殼反應的問題，這些顆粒有半球形凹陷，中心還有一個2毫米直徑的孔。這個孔還有助於對氣態裂變產物的排出。其使用的濃縮鈾的濃縮等級為2%（末端顆粒為0.4%）。燃料可以耐受2100°C的高溫。

燃料棒由鋯合金(1%鈮)製成，外徑13.6毫米，厚度0.825毫米。燃料棒中充有壓強為0.5 MPa的氦氣並完全密封。保持環使得燃料呆在燃料棒中央並輔助散熱。燃料在豎直方向上由彈簧支撐。每支燃料棒中含有3.5公斤的燃料。燃料棒長3.64米，其中有效部分（含有燃料的部分）長3.4米。燃料棒可以耐受600°C高溫[7]。

燃料構件由兩組共18根燃料棒構成。這些燃料棒被擺放在中心的支撐棒（外徑13毫米）周圍，由10個間隔36厘米的不鏽鋼隔板支撐。兩個子構件在其中心由一根圓柱體連接。反應堆運行時這一段無核燃料的區域降低了反應堆中心區域的中子流。燃料構件中鈾的總質量為114.7 kg。燃料的燃燒度為20 MW·d/kg。整個燃料構件總長10.025米，其中有效長度6.862米。

除了常規的燃料構件，還有一些燃料構件在其中心安裝了儀器來探測中子流。這種情況下，燃料棒由一根15毫米外徑，2.5毫米厚的探測管替代[8]。

與常規壓水/沸水反應堆不同的是，RBMK反應爐的燃料構件為圓柱型以適應加壓管道。

遙控的再裝料機器安裝在一個龍門吊車上。燃料更換可以在不關閉反應爐的情況下進行，這是生產武器級鈈的一個重要因素，對民用來說，亦能提高反應堆的發電時間。當一根燃料棒需要更換時，機器會被放置在燃料管道上方並與之對接，然後平衡其內部壓力，拉出舊的燃料棒並換一根新的進去。用過的燃料棒被放置在冷卻池中。在標稱功率下，再裝料機器的運行能力是每天2根燃料構件，峰值為每天5根燃料構件。

控制棒

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反應堆的大多數控制棒都是從上方插入的，另外有24根短棒則是從下方插入以用來增加對核心縱向輸出分布的控制。除了12根自動控制的控制棒，所有控制棒在末端都有4.5米長的石墨，並以1.25米長的嵌入物隔開以在石墨與碳化硼中子吸收劑間建立一個充滿水的部分。石墨部分（稱為置換劑）被用來增強在控制棒插入和取出時中子流衰減的差異，因為水也是一種中子吸收劑（雖然比碳化硼弱得多），而石墨會將水置換出來。控制棒的通道中在充滿水的時候比填滿石墨的時候能吸收的中子要多，所以會增加在控制棒插入和取出時中子流衰減的差異。當控制棒完全收回時，石墨部分則位於核心的中央高度，兩側各有1.25米深的水。當控制棒伸入時，由於石墨將底部的水置換出來，會使得石墨所在位置的反應速率上升。這個效應在1983年於伊格納利納核電站被發現。控制棒的管道使用單獨的冷卻水，溫度被控在40到70°C。控制棒與管道間的狹小縫隙使得水會阻礙控制棒的移動，這便是控制棒插入很緩慢的主要原因（通常需要18~21秒，約0.4米每秒）。在切爾諾貝利事故後，其他RBMK反應堆的控制棒伺服器被更換以加速插入過程，讓控制棒插入更快的方法是僅使用一層水膜來冷卻控制棒的管道，這樣控制棒就可以在氣體中移動。

將控制棒在用於手動控制和應急保障間進行分配是隨意的。控制棒可在反應堆運行時被重新分配至另一個系統而不會帶來任何技術或組織上的問題。

另外當反應堆使用新的燃料時，固定的硼基中子吸收劑會被放入。在最初裝料後大約會放入240個吸收劑。這些吸收劑最後均會被拿走以增加燃燒度。反應堆的空泡係數由其中所裝填的物品決定。因此其可能從很低的值（所有的吸收劑都裝入時為負數）一直到很高的值（沒有吸收劑被裝入時）。

通常操作下使用43~48根控制棒。

氣體迴路

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反應堆在氦–氮混合氣體中工作（70–90%氦、10–30%氮）[7]。氣體迴路由壓縮機、氣霧劑、碘過濾器、一氧化碳和二氧化碳的吸收劑、氨、一個用於在廢棄放射性氣體前使其衰變的罐子、一個用於去除固態衰變產物的空氣過濾器、一個氣體交換器，以及建築上方的標誌性煙囪[9]。氣體由交換器底部以低速輸入，並從各氣體迴路經獨立的管道排出。排出氣體的溫度與濕度均受到監控，若有上升則意味着冷卻系統出現泄漏[3]。

冷卻迴路和蒸氣迴路

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反應堆擁有兩條獨立的冷卻迴路，每條迴路有三個主循環泵和一個備用泵。冷卻水由下方的水管注入到公共壓力頭（每個迴路一個），之後分離為22個配送頭，每個配送頭負責38~41個加壓管道的冷卻水供應。水與蒸汽的混合物（蒸氣量約為15%）從反應堆頂部的蒸汽管道流出，進入蒸汽分離器（反應堆頂部桶狀物，直徑2.8米，長31米，壁厚0.1米，重240噸）。[2]在分離器頂部，兩個獨立的收集器分別從兩個分離器中收集蒸汽。之後蒸汽被混合併輸送至機房中的渦輪發電機。渦輪機由1個高壓轉子和4個低壓轉子組成。五個低壓分離預熱器則在蒸汽進入下一個渦輪前，以新產生的蒸汽對現有蒸汽重新加熱。最後未冷凝的蒸汽將進入冷凝器降溫至165°C，再由給水泵送至蒸汽分離器的出水口並與那裡的水混合。這些水由12條下水管注回冷凝泵，之後經一級冷凝泵送至化學除雜裝置，再由二級冷凝泵送入4具除氣裝置去除氣中溶解的氣體，之後再通過過濾器，最後注回主循環泵，再次回到反應堆。循環中有一個離子交換機來對冷卻水進行去離子化[10]。 除氣裝置同時也用作冷卻水的儲存設備[11]。

主循環泵由6千伏電動馬達驅動，輸水能力為5500~12000立方米每小時。通常每台泵提供的冷卻劑流量為8000立方米每小時，而當反應堆輸出功率降低到500百萬瓦(MW)以下時，這個值會降低到6000~7000立方米每小時。每個泵的出口有一個流量控制閥（調節閥）和一個防倒吸閥（止回閥），出入口上都有一個安全閥。反應堆核心中每個加壓管道都有獨立的流量控制閥以調節反應堆核心的溫度分布。每個管道都有一個球形流量計。

平常反應堆核心冷卻劑流量為46000~48000立方米每小時。最高功率下的蒸汽量為5440~5600噸每小時[3]。

反應堆入水口的標稱水溫為265~270°C，出口處的溫度則為284°C，蒸汽分離器中壓強為6.9兆帕[3]。壓強與進水溫決定了水在反應堆何處開始沸騰。反應堆設計使其對冷卻水水溫十分敏感，若是入水口溫度過高，水在反應堆低處就會沸騰，導致反應堆中幾乎沒有中子吸收劑，因此反應堆功率會上升，使得水溫升得更快，如此惡性循環最終導致了切爾諾貝利核事故。事故後，燃料構件中加入了中子吸收劑，以降低這種災害的可能性，但是這樣一來，鈾需要經過一些濃縮才能用於反應堆，因此提高了運行成本。

若水溫太接近沸點，泵中會出現氣穴，使其工作變得不穩定，甚至會停止運行。冷卻水溫與蒸汽量有關。蒸汽經過一系列設備後將以較低的溫度（155~165°C）返回，而直接從蒸汽分離器返回的水溫度明顯要高（284°C）。當反應堆功率偏低的時候，入水水溫會高到危險的地步。水溫被控制在沸點之下以防止出現萊頓弗羅斯特現象[2]。

反應堆將在蒸汽分離器中水位過低或過高、蒸汽壓過大、給水流量過小，或者是任意一條迴路的主冷卻泵有2個失效的時候自行關閉。這些自動關閉設置可以被人工取消[4]。

蒸汽其中的水位、反應堆加壓管道中的蒸汽量、在反應堆中開始沸騰的位置、中子流強度、反應堆功率分布以及冷卻水流量都需要小心控制。蒸汽其中的水位主要由冷卻水流量控制，同時除氣機槽可以用作蓄水池。

反應堆與冷卻劑的容許升溫速率是10°C每小時，最大降溫速率是30°C[3]。

緊急堆芯冷卻系統

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反應爐配備有緊急堆芯冷卻系統（ECCS），由獨立的蓄水池、液壓蓄能器和水泵組成。ECCS管道與一般操作下的的冷卻管道是同樣的。當完全丟失外部供電後，ECCS泵會以渦輪發電機轉子的慣性推動（大約維持45~50秒[4]），直到柴油發電機開始正常工作。切爾諾貝利事故發生時，該系統正在進行測試。ECCS有三套系統，分別連接到冷卻系統的分配頭。冷卻系統出現故障時，ECCS第一子系統將對故障的循環提供100秒的冷卻能力，之後由另兩個子系統負責長期的冷卻工作[4]。

ECCS第一子系統由兩組蓄水池組成，每組6個，內含氮氣，內部壓強為10兆帕，經快速釋放閥與反應堆連接。每組可提供反應堆最大冷卻液流量的四分之一。還有一組電動水泵從除氣裝置中抽水。該子系統可由渦輪發電機轉子的慣性推動[4]。

ECCS第二子系統負責故障處理故障的冷卻循環，由3對電動水泵組成。它們從減壓槽中抽水到冷卻系統。這些水由熱交換器的進水管經電廠的冷卻用水冷卻。每對電動水泵均可提供反應堆最大冷卻液流量的四分之一。ECCS第三子系統負責協助處理剩下的正常的冷卻循環，由三個水泵組成。水泵從冷凝水貯藏箱取水，每個水泵可提供反應堆最大冷卻液流量的四分之一。ECCS系統的水泵由內部6千伏常備線驅動，該線路有備用的柴油發電機。一些需要不間斷供電的閥門還有備用電池[4]。

反應爐控制及管理系統

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反應堆的功率分布由在核心內外的離子室監測。物理核心功率分布控制系統（Physical Power Density Distribution Control System，PPDDCS）在核心中有傳感器，反應堆控制與保護系統（Reactor Control and Protection System，RCPS）使用在核心和側保護壁上的傳感器。這些保護殼中的外部傳感器位於反應堆中部平面的外圍，因此無法獲取垂直方向上的功率分布，也無法得到反應堆核心中部的情況。除了這些傳感器以外，反應堆還有100個徑向和12個軸向功率分布傳感器。放射性強度傳感器和可移除的啟動器僅用於監測反應堆的啟動過程。反應堆總功率通過計算各個離子室中的電流之和得出。管道中循環的水和蒸汽的溫度則是由加壓管完整性檢查系統監測。

PPDCSS與RCPS被設計為兩套互補的系統。RCPS由211根控制棒構成。兩套系統均有缺陷，在反應堆工作在低功率的時候更為顯著。PPDDCS設計用於保持在10~120%正常功率下保證功率均勻分布，以及保持反應堆總功率在5~120%正常功率下運行。RCPS的本地自動控制防護子系統（Local Automatic Control and Local Automatic Protection，LAC-LAP）依賴於反應堆中的離子室，並且僅在反應堆功率達到正常功率的10%時才啟動。低於此水平時，自動系統將全數關閉，並且無法獲取反應堆內的傳感器的讀數，此時對反應堆的控制會變得十分困難和危險。由於缺失必要數據，操作員必須憑直覺來控制反應堆。在無中子毒物的常規啟動下，缺乏這些數據並無大礙，因為反應堆的運行模式是可以預測的。但若是中子毒物分布不均，功率分布會出現一邊倒的情況，並且可能帶來潛在的災難性後果。

反應堆應急保護系統（Reactor Emergency Protection System，REPS）用於在反應堆的工作參數超出容許值時立刻自動關閉反應堆，用於應對燃料組件溫度低於265°C時的蒸汽崩潰（水不能被加熱為蒸汽）、冷堆狀態時冷卻劑氣化，以及一些應急保護用控制棒卡住的情況。但是，由於控制棒移動速度緩慢，並且存在設計缺陷，可能在一些特殊情況下產生神奇的效果：REPS由於反應堆失控而啟動，結果導致反應堆進一步失控。

用於計算反應強度的計算機系統從4000餘個來源採集數據，用以輔助操作員對反應堆進行穩定控制。完成一次對所有的傳感器的訪問並計算出結果需要10到15分鐘。

操作員可以禁用部分安全系統、抑制一部分警告信息和繞過自動報警系統，只需要將相應的電纜插入控制板上對應的接口即可。在一部分情況下此行為是被允許的。

反應堆配有燃料泄漏檢測設備。一台對放射性物質敏感的閃爍計數器安裝於一特殊輪車上，並在有燃料的管道上方移動，檢測到放射性強度上升時就會發出警報。

圍阻設計

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RBMK在設計之初的宗旨是功率大、建設快、維護簡單，完整的安全殼會需要雙倍的資金和建設時間，並且蘇聯的核科學部已經對這種設計進行過論證，蘇聯官方認為只要不出現違章操作的情況，是不可能發生事故的，因此RBMK最初的設計甚至沒有圍阻體。不過，自從三哩島核泄漏事故後，RBMK的設計也加入了一個部分圍阻體（不是一個完整的核反應堆安全殼）來處理緊急事態。反應堆下方的管道被封閉於一個大量含水的箱子。一旦這些管線漏水或是斷裂，放射性材料就會留在這個空間里。但是，反應堆的設計中允許在不關閉反應堆的情況下更換燃料棒（與使用重水的壓水反應爐CANDU一樣，一是為了加料方便，二是為了武器級鈈的生產），所以需要在反應堆上方設置一個巨大的龍門起重機（大約7米高）。這樣一來，建造一個完整圍阻體就會變得異常困難，而且需要大量資金，因此反應堆上方的保護殼就被取消了。切爾諾貝利核事故中，反應堆內的壓力過大導致了其頂部爆裂並且損壞了反應堆上方的管線，反應堆中極熱的石墨接觸到空氣瞬間燃起大火。事故後，部分RBMK反應堆進行了改造，是直接在反應堆上方增加了水層來防止放射性粒子逃逸。

反應堆底部被封閉在一個不漏水的隔間裡。反應堆底部到下方地板有一定的空間。反應堆過壓防護系統包括一個地板中包含的蒸汽釋放裝置，釋放裝置連接到配有安全膜的蒸汽頭，蒸汽頭再連接到反應堆下方的蒸汽釋放通道。該套系統安置在+6深度處。通道的底部有通往+3至+0深度處的減壓池的豎直管道的入口。因為連接到減壓池的管道的容量有限，該系統僅能對付兩根加壓管道爆裂的情況。發生事故時，蒸汽被導向減壓池，並在那裡冷卻為水，以此降低隔間中的壓力。如果有2根以上的管道破裂，產生的壓力將足夠將反應堆的生物防護蓋頂開、割開附近的管道、摧毀控制棒的插入機構，甚至可能把控制棒頂出反應堆[12]。圍阻體設計上用於解決冷卻水的排出、泵入、分配、輸送問題。水泵周圍的隔間可以承受0.45兆帕斯卡的壓強差，分配頭與入水口可以承受0.08兆帕斯卡的壓強差，反應堆坑可以承受0.18兆帕斯卡的壓強差，二者都經各自的防倒吸閥與隔間連接。每個減壓系統可以處理一條破裂管道，或一個故障的水泵出水口，或一個故障的分配頭，但不會處理蒸汽管線與分離器中出現的泄漏，除非蒸汽管通道和分離器中保持一個比反應堆大廳略低的壓強。這些隔間設計上不是用於承受壓力的。蒸汽釋放通道中有類似冷凝管的裝置。反應堆還有一套長期運行的的自動灑水系統用於冷卻減壓池上方的空氣。該系統的水從減壓池中獲取，並通過熱交換器經發電廠用水冷卻。氣冷設備則安裝在隔間的最上方，用以冷卻空氣並移除蒸汽和放射性氣體粒子[4]。

去除氫氣的目的通過每小時從隔間排出800立方米的氣體達成。氣體在過濾後排放至大氣。當冷卻劑泄漏時該操作自動停止，需要人工恢復。根據設計估算，氫氣最多會以每小時2噸的速度產生。

反應堆的設計中有多個用於一般運行的圍阻設備。反應堆有一個封閉的圍阻結構，內部充滿惰性氣體，可以防止氧氣和石墨接觸（工作時石墨的溫度會達到700°C）。還有許多防護殼以吸收反應堆核心放出的核輻射，包括反應堆頂部和底部的混凝土厚板和側邊的混凝土和沙子。反應堆內部的大多數構建都連接在頂部的混凝土上，包括水管。

其它系統

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以下將以切爾諾貝利核電站的情況介紹反應堆非核系統部分。

電力系統

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發電廠連接到330千伏和750千伏電網。兩個發電機經過一台出口變壓器連接至750千伏電網。發電機經兩個開關連接到共用的出口變壓器，二者之間則有單元廠用變壓器來給反應堆自身系統供電。因此每個發電機都可以連接到單元廠用變壓器來給發電廠供電，亦可同時連接至出口變壓器來給電網供電。330千伏的線路平常不會使用，僅作為備用外部供電線路。此線路連接至一個站變壓器來驅動發電廠的電力系統。發電廠可以由自己的發電機供電，或是由750千伏電網經出口變壓器供電，還可以由330千伏電網經站變壓器供電，亦可以從其他的發電機組經過兩條預留母線供電。若是所有這些電力來源全部失效，一些基礎的必需系統還可以由柴油發電機供電。每個單元廠用變壓器都連接至2個主接線板，命名為A和B（比如7號發電機連接接線板的稱為7A和7B）。接線板給外圍設備供電並與變壓器連接以給4千伏主電路和4千伏預留母線供電。其中7A、7B、8B接線板同時與三條給冷卻泵供電的線路連接（這三條線路均擁有自己的柴油發電機）。當冷卻泵電路的外部供電悉數斷開時，必要的電力可以由發電機在慣性下繼續提供45~50秒，在此期間柴油發電機組將會啟動。柴油發電機組會在外部供電斷開15秒後啟動[4]。

渦輪發電機組

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電力由一對500百萬瓦(MW)氫冷卻渦輪發電機產生。它們位於600米長的設備房中，緊鄰反應堆建築。渦輪是哈爾科夫渦輪廠提供的過時的五缸K-500-65/3000，發電機是TBB-500。渦輪和發電機轉子安裝在同一根軸上，總重200噸，通常轉速為每分鐘3000轉。發電機總長39米，重1200噸，冷卻劑流量82880噸每小時，產生的電力為20千伏、50赫茲的交流電。發電機定子由水冷卻，轉子由氫氣冷卻。氫氣直接在機房中電解製得[2]。渦輪機的設計與可靠性獲得了1979年的烏克蘭國家獎。

哈爾科夫渦輪廠（現為Turboatom）之後發展出了的渦輪機型號K-500-65/3000-2以降低貴金屬的使用量。切爾諾貝利核電站同時擁有這兩種渦輪。4號機組使用的是該新型渦輪。但新渦輪比原先的對環境更為敏感，軸承更經常受到震動的困擾[13]。

安全性

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RBMK反應堆有多種應對一般操作或緊急情況的安全措施。核心內部的傳感器會監視並反饋當前的反應活度；檢測到功率的上升後可以自動將控制棒插入以降低功率，當檢測到功率降低會升起控制棒以增加功率。傳感器甚至可以在檢測到突然的能量上升後插入所有211根控制棒。除此之外，還有一個獨立的反應堆保護系統。該系統在需要時自動啟動，也可以由操作員人工啟動。反應堆還擁有一個可以檢測工廠及其周邊環境的放射性監測站。大量的保護層被用來吸收日常運行及緊急狀況下產生的輻射。反應堆還擁有一個故障局部化系統以遏制事故。然而，該系統只能處理一般的管線損壞，甚至有可能讓反應堆的功率劇烈提高從而產生爆炸。此系統對突發狀況的無能為力，在切爾諾貝利核事故中被展現出來（雖然事件當下安全系統因演習被關閉）。

高空泡係數

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輕水(H2O)同時是中子減速劑和中子吸收劑。這表示他不僅會使中子減速來平衡周圍的分子速率（「熱化」他們並讓他們變為低能量中子，相對於裂變產生的高能量中子有更高幾率和鈾-235反應），而且會直接吸收一部分。重水也是一個好的中子減速劑，但並不會輕易吸收中子，不過其造價昂貴，不符合RBMK的設計宗旨。

RBMK反應堆中，輕水用於冷卻，而中子減速則由石墨進行。由於石墨已經使中子減速，輕水對他們的減速作用變小了很多，但是仍然會吸收他們。這表示反應堆的減速能力（可由適當的中子吸收棒控制）必須另外算上被輕水吸收掉的中子。

當水變為蒸汽，由於密度變得很低（標準狀況下約1350分之一，具體取決於壓力和溫度），輕水的吸收中子的能力幾乎完全喪失。這會使更多的中子與鈾-235反應，並增加反應堆功率，而這又讓更多的水變成蒸汽，造成一個惡性循環。

RBMK反應堆中，冷卻系統中產生的蒸汽實際上將會產生一個空泡，也就是一個不吸收中子的空洞。輕水減速中子的能力於此並不相關，因為石墨仍在減速中子，這樣他們就會繼續反應。這個情況會戲劇性的改變中子產生與消耗的平衡，並會造成失控，中子被越來越多的產生出來並以指數形式增長。這被稱作正空泡係數，而這個數在RBMK反應堆的最初設計中極高，事實上RBMK是所有商用的反應堆中空泡係數最高的，達到+4.7β。

高的空泡係數並不足以使得一個反應堆不安全，因為部分裂變中子（主要是由分裂後的原子放出的中子）會被延遲數秒至數分鐘才放出，所以仍然有方法可以在事態失控前讓裂變減速。但是這個特性，尤其是在低功率下，會讓反應堆變得非常難控制。控制這種狀態下的反應堆需要有可靠性極高的控制系統，和受過嚴格訓練、十分了解反應堆的特性、限制以及構造的人員。切爾諾貝利核電站的人員並不滿足這個條件，因為當時反應堆的具體設計細節是國家機密，而且官方禁止任何人公開或私下討論反應堆的缺陷，包括設計和運行反應堆的人。部分RBMK反應堆的控制棒設計有電磁驅動器，從而可以控制反應速度，如果有必要亦可完全停止反應。但是切爾諾貝利的反應堆控制棒卻是手動操作的。

在切爾諾貝利核事故後，所有運行中的RBMK反應堆都進行了巨大修改，以降低其空泡係數（+0.7β）。這個新的數值降低了反應堆在低冷卻液位時產生堆芯熔毀的可能性。

自切爾諾貝利事故後的發展改進

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庫爾恰托夫研究所的副主任瓦列里·勒加索夫在他的追憶錄中，揭示了研究所的科學家早就知道RBMK反應堆存在巨大的安全缺陷[14][15]。勒加索夫最終因自殺而亡，顯然是由於對當局未能正確面對這些缺陷感到失望，這在整個蘇聯核工業引起了衝擊，使得RBMK設計的問題迅速被接受[16][17] 。

在勒加索夫死後[16]，所有剩餘的RBMK反應爐都已更新以增加其安全性。最大的更新在於RBMK的控制棒設計。先前控制棒末端有長4.5米的石墨置換劑。當控制棒被插入時，下移的石墨反而會增加反應堆底部的反應速率，之後才會使其減緩或停止。切爾諾貝利事故中，當操作員嘗試通過插入控制棒來關閉不穩定的反應堆時，控制棒末端的石墨置換劑引發了第一次爆炸。

改進包括：

  • 燃料濃縮度從2%提高到2.4%以適應新的控制棒和增加的中子吸收劑
  • 人工操作的控制棒數量從30提高到45
  • 80個額外的吸收劑阻止反應堆在低功率下工作，也就是RBMK設計中最危險的情況。
  • 緊急停堆用時從18秒降低到12秒
  • 用於防範對於緊急安全系統的非授權操作的規章制度

除此之外，RBMK-1500系列中還發展出RELAP5-3D這一型號，通過在反應堆中安裝溫度、水流和中子流傳感器以及計算、分析設備來應對反應堆核心中中子情況發生瞬變的情況[18]。

變形的石墨減速塊

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從2012年5月起，到2013年12月為止，列寧格勒1號機組被暫時關閉，以修復變形的石墨減速塊。在為期18個月的修復過程中還研究並發展了一些維護和監視反應堆用的機器和系統。剩下的還在工作中的反應堆都將進行這項工作[19]。

發展

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RBMK的一個發展型號是MKER（俄語：МКЭР, Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор 意為「多循環壓力管式反應堆」），改良了安全與故障遏制設計[20][21]。MKER-1000的原型為庫爾斯克5號機組，但是否建造仍未確定[22]。列寧格勒核電站計劃有MKER-800、MKER-1000和MKER-1500的建造[23][24][24][25]。

關閉

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17座建造的RBMK反應堆中（庫爾斯克核電站有一座仍在建造中），切爾諾貝利核電站剩餘的三座已經關閉(第四座在事故中被摧毀)，5號和6號機組在事發時依然在建，因事故地區的高放射劑量而中止。立陶宛伊格納利納核電站的兩座反應堆亦已關閉[26]。俄羅斯是僅有的仍在使用這些反應堆的國家（見下表）[27]。

在冊反應堆清單

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服役狀態圖例：

  – 工作中   – 已退役
  – 建設中   - 已損毀   – 建設被擱置或取消
地點[28] 反應堆類型 狀態 電功率
(MW) 		總功率
(MW)
切爾諾貝利1號機組 RBMK-1000 於1996年關閉 740 800
切爾諾貝利2號機組 RBMK-1000 於1991年關閉 925 1,000
切爾諾貝利3號機組 RBMK-1000 於2000年關閉 925 1,000
切爾諾貝利4號機組 RBMK-1000 於1986年事故中被摧毀 925 1,000
切爾諾貝利5號機組 RBMK-1000 於1988年取消建設 950 1,000
切爾諾貝利6號機組 RBMK-1000 於1988年取消建設 950 1,000
伊格納利納1號機組 RBMK-1500 於2004年12月關閉 1,185 1,300
伊格納利納2號機組 RBMK-1500 於2009年12月關閉 1,185 1,300
伊格納利納3號機組 RBMK-1500 於1988年取消建設 1,380 1,500
伊格納利納4號機組 RBMK-1500 於1988年取消計劃 1,380 1,500
科斯特羅馬1號機組 RBMK-1500 於1988年取消建設 1,380 1,500
科斯特羅馬2號機組 RBMK-1500 於1988年取消建設 1,380 1,500
庫爾斯克1號機組 RBMK-1000 運行中，預計於2022年關閉[29] 925 1,000
庫爾斯克2號機組 RBMK-1000 運行中，預計於2024年關閉[29] 925 1,000
庫爾斯克3號機組 RBMK-1000 運行中，預計於2029年關閉[29] 925 1,000
庫爾斯克4號機組 RBMK-1000 運行中，預計於2030年關閉[29] 925 1,000
庫爾斯克5號機組 MKER-1000 於2012年取消建造 925 1,000
庫爾斯克6號機組 RBMK-1000 於1993年取消計劃 925 1,000
列寧格勒1號機組 RBMK-1000 於2018-12-21轉為VVER-1200/491 925 1,000
列寧格勒2號機組 RBMK-1000 運行中，預計於2021年關閉[29] 925 1,000
列寧格勒3號機組 RBMK-1000 運行中，預計於2025年6月關閉[29] 925 1,000
列寧格勒4號機組 RBMK-1000 運行中，預計於2026年8月關閉[29] 925 1,000
斯摩棱斯克1號機組 RBMK-1000 運行中，預計於2028年關閉[30][29] 925 1,000
斯摩棱斯克2號機組 RBMK-1000 運行中，預計於2030年關閉[29] 925 1,000
斯摩棱斯克3號機組 RBMK-1000 運行中，預計於2034年關閉[29] 925 1,000
斯摩棱斯克4號機組 RBMK-1000 於1993年取消建設 925 1,000

參考

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  1. ^ Houlton, Susan. Lithuania shuts down last reactor. Deutsche Welle. 2009-12-31 [2009-12-31]. （原始內容存檔於2010-07-25）. 
  2. ^ 2.0 2.1 2.2 2.3 Energoatom Concern OJSC› Smolensk NPP › About the Plant › Generation. Snpp.rosenergoatom.ru. 2008-04-30 [2010-03-22]. （原始內容存檔於2020-05-05） （俄語）.  引用錯誤：帶有name屬性「rosenergo」的<ref>標籤用不同內容定義了多次
  3. ^ 3.0 3.1 3.2 3.3 3.4 Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Graphite Moderated Boiling Water RBMK Reactors (PDF). [2010-03-22]. （原始內容存檔 (PDF)於2020-04-06）.  引用錯誤：帶有name屬性「pub1211」的<ref>標籤用不同內容定義了多次
  4. ^ 4.0 4.1 4.2 4.3 4.4 4.5 4.6 4.7 4.8 Chernobyl: a technical appraisal ... - Google Books. Books.google.cz. [2010-03-22]. （原始內容存檔於2012-02-22）. 
  5. ^ 5.0 5.1 5.2 5.3 Fuel Channel. Insc.anl.gov. [2010-03-22]. （原始內容存檔於2010-01-30）. 
  6. ^ :: RBMK-1000 AND RBMK-1500 NUCLEAR FUEL. Elemash.ru. [2010-03-22]. （原始內容存檔於2011-10-08）. 
  7. ^ 7.0 7.1 Information Bridge: DOE Scientific and Technical Information - Sponsored by OSTI (PDF). Osti.gov. [2010-03-22]. （原始內容存檔於2021-09-01）. 
  8. ^ Fuel Assembly. Insc.anl.gov. [2010-03-22]. （原始內容存檔於2010-05-27）. 
  9. ^ 存档副本 (PDF). [2011-03-27]. （原始內容存檔 (PDF)於2013-12-27）. 
  10. ^ Brief Description of the Plant. Lei.lt. [2010-03-22]. （原始內容存檔於2019-06-26）. 
  11. ^ Schema principu AES. Pavrda.cz. [2010-03-22]. （原始內容存檔於2020-02-17）. 
  12. ^ 存档副本 (PDF). [2011-03-27]. （原始內容存檔 (PDF)於2018-10-20）. 
  13. ^ Последняя командировка [Архив] - Forum on pripyat.com. Forum.pripyat.com. [2010-03-22]. （原始內容存檔於2011-07-15）. 
  14. ^ The Ukrainian Weekly, page 2, Sunday January 26, 2003 (PDF). [2011-03-27]. （原始內容存檔 (PDF)於2012-02-18）. 
  15. ^ History of the International Atomic Energy Agency: The First Forty Years （頁面存檔備份，存於網際網路檔案館）, page 194, David Fischer
  16. ^ 16.0 16.1 Surviving Disaster: Chernobyl Nuclear Disaster, BBC, first broadcast January 24, 2006
  17. ^ The Bulletin of the Atomic Scientists, September 1993, page 40.
  18. ^ 存档副本 (PDF). [2013-08-02]. （原始內容 (PDF)存檔於2012-09-24）. 
  19. ^ Restored RBMK back on line. World Nuclear News. 2 December 2013 [3 December 2013]. （原始內容存檔於2019-12-16）. 
  20. ^ World Nuclear Association - Nuclear Power in Russia. [2011-03-27]. （原始內容存檔於2013-02-13）. 
  21. ^ NIKET - Department of Pressure-Tube Power Reactors. [2011-03-27]. （原始內容存檔於2006-10-10）. 
  22. ^ LNPP - The proposed NPP design meets the following requirements. [2011-03-27]. （原始內容存檔於2009-04-02）. 
  23. ^ LNPP - LNPP REPLACING CAPACITIES. [2011-03-27]. （原始內容存檔於2011-10-05）. 
  24. ^ 24.0 24.1 THE PRESSURE-TUBE LINE IN RUSSIAN NUCLEAR ENGINEERING. [2006-10-11]. （原始內容存檔於2006-10-11）. 
  25. ^ Bellona - Statistics from Leningrad Nuclear Power Plant. [2011-03-27]. （原始內容存檔於2009-07-04）. 
  26. ^ 存档副本. [2005-10-31]. （原始內容存檔於2005-10-24）. 
  27. ^ 存档副本. [2011-03-27]. （原始內容存檔於2011-01-07）. 
  28. ^ * Chernobyl 1 （頁面存檔備份，存於網際網路檔案館）
  29. ^ 29.00 29.01 29.02 29.03 29.04 29.05 29.06 29.07 29.08 29.09 Nuclear Power in Russia. World Nuclear Association. 15 April 2016 [26 April 2016]. （原始內容存檔於2019-08-04）. 
  30. ^ 存档副本. [2014-02-16]. （原始內容存檔於2015-09-24）. 
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