RBMK

RBMK原子炉クラス
スモレンスク原子力発電所の敷地の眺め。稼働中の RBMK-1000 原子炉 3 基がある。4 基目の原子炉は完成前に中止された。
世代	第2世代原子炉
原子炉のコンセプト	黒鉛減速軽水冷却炉
リアクターライン	RBMK (リアクター ボリショイ モシュチノスティ カナリヌイ)
原子炉の種類	RBMK-1000 RBMK-1500 RBMKP-2400 (未製造)
状態	26 ブロック: 7 運用中 1 事故に巻き込まれた 1 部分的に破損 9件キャンセル 10 廃止 3台の小型EGP-6黒鉛減速BWRが稼働中 （2021年12月現在）[1] [2]
原子炉コアの主なパラメータ
燃料（核分裂性物質）	235 U (ノルウェー/スウェーデン/フランス)
燃料状態	固体
中性子エネルギースペクトル	サーマル
主な制御方法	制御棒
主なモデレーター	黒鉛
一次冷却材	液体（軽水）
原子炉の使用
主な用途	発電
電力（熱）	RBMK-1000: 3,200MW th RBMK-1500: 4,800MW th RBMKP-2400: 6,500MW th
電力（電気）	RBMK-1000: 1,000MW e RBMK-1500: 1,500MW e RBMKP-2400: 2,400MW e

RBMK （ロシア語： реа́ктор большо́й мо́щности кана́льный、РБМК; reaktor bolshoy moshchnosti kanalnyy、「高出力チャネル型原子炉」）は、ソビエト連邦によって設計・建造された黒鉛減速型原子炉の一種である。圧力管内で水が沸騰するため、沸騰水型原子炉に似ている。1970年代にソビエト連邦で量産に入った2種類の原子炉のうちの1つで、もう1つはVVER原子炉である。^[3]この名称は、その設計に由来している。 ^{[4 ] 炉心全体を取り囲む大きな鋼鉄製の}圧力容器の代わりに、炉心はコンクリート製の地下室の中の円筒状の環状鋼鉄製タンクで取り囲まれ、各燃料集合体は直径8cmの個別のパイプ（「技術チャネル」と呼ばれる）に囲まれている。チャネルには冷却剤も入っており、グラファイトで囲まれています。

RBMKは初期の第2世代原子炉であり、現在でも広く稼働している最も古い商業用原子炉設計である。オリジナルのRBMK原子炉設計には、大きな正のボイド係数、制御棒の「正のスクラム効果」^{[6] 、低出力レベルでの不安定性など、いくつ}かの欠点があった。これが1986年のチェルノブイリ原発事故の一因となり、RBMKは制御不能な核連鎖反応を起こし、水蒸気と水素の爆発、大火災、それに続く炉心メルトダウンを招いた。放射性物質は、ソ連外で初めて原子力災害の証拠が記録されたスウェーデンを含む南北ヨーロッパの大部分に放出され、その後、チェルノブイリ事故がソ連から世界に最終的に伝えられた。^{[7] [8]}この災害により、世界中で原子炉の完全廃止を求める声が上がったが、ロシアでは依然としてRBMK施設の電力への依存度が高い。 RBMK-1000原子炉の設計上の欠陥のほとんどはチェルノブイリ事故後に修正され、それ以来12基の原子炉が30年以上にわたって重大な事故もなく稼働している。^[9]

RBMK原子炉は、原子炉がいつ建設され、稼働を開始したかによって、3つの異なる世代に分類されます。^{[10] [11]}

• 第 1 世代 - 1970 年代前半から中頃、ソ連で OPB-82 一般安全規定が導入される前。
• 第 2 世代 - 1970 年代後半から 1980 年代前半にかけて、1982 年に発行された OPB-82 規格に準拠しました。
• 第 3 世代 - 1986 年のチェルノブイリ事故後、ソビエトの安全基準が OPB-88 に改訂されました。スモレンスク 3 のみがこの基準に従って建設されました。

チェルノブイリ原発事故後、建設中だった9つのRBMKブロックは中止され、チェルノブイリ原子力発電所に残っていた3つのRBMKブロックのうち最後の1つは2000年に閉鎖された。

2024年4月現在、ロシアではまだ7基のRBMK原子炉（レニングラード3号機と4号機、スモレンスク1号機、2号機、 3号機、クルスク3号機と4号機）と3基の小型EGP-6黒鉛減速軽水炉（ビリビノ2号機、3号機、4号機）が稼働している。 ^{[1] [12]いずれも安全性向上のための改修が行われている。1986年以降に稼働を開始したRBMK原子炉は、}イグナリナ2号機（リトアニアにあり、現在は廃止）とスモレンスク3号機の2基のみである。

RBMKは、グラファイト減速プルトニウム生産軍用原子炉をベースに、水冷式発電炉と二重利用の可能性を秘めた原子炉を生産するというソ連の原子力発電計画の集大成であった。最初の原子炉であるオブニンスクAM-1（「Атом Мирный」、アトム・ミールヌイ、ロシア語で「平和の原子」、アメリカのアトムズ・フォー・ピースに類似） は、30MWの熱出力から5MWの電力を生成し、1954年から1959年までオブニンスクに電力を供給した。その後のプロトタイプは、AMB-100原子炉とベロヤルスク原子力発電所のAMB-200原子炉。

冷却には通常の（軽）水、減速にはグラファイトを使用する最小限の設計を使用することで、より低濃縮度の燃料（かなり高価な4%濃縮ではなく1.8%濃縮ウラン）を使用することができました。これにより、専門工場ではなく現場で主に部品を製造して、非常に大きく強力な原子炉を迅速に建設できるようになりました。当初の1000MWeの設計には、さらに強力な原子炉への開発の余地もありました。たとえば、リトアニアのイグナリナ原子力発電所のRBMK原子炉は、それぞれ1500MWeの定格で、当時としては、そして21世紀初頭としても非常に大きなサイズでした。比較すると、EPRの正味電気銘板容量は1600MW（_熱容量は4500MW ）で、これまでに建設された原子炉の中で最も強力なタイプの1つです。

RBMK-1000 の設計は 1968 年に完成しました。当時、この原子炉は世界最大の設計で、出力と物理的サイズにおいて西側諸国の設計やVVER (旧ソ連の PWR 原子炉設計) を上回り、当時の西側諸国の原子炉の 20 倍の容積がありました。CANDU 原子炉と同様に、 VVER原子炉で使用されるような大型で厚い壁の原子炉圧力容器に必要な専門産業がなくても製造できるため、RBMK 原子炉の部品を製造できる工場の数が増えました。RBMK のプロトタイプは製造されず、直接大量生産されました。

RBMK は、その独特な設計、大型サイズ、出力から、おそらくは国家主義から、ソ連の国民的原子炉であると宣言された。一方、VVER 設計は、多くの西側諸国の原子炉と共通する加圧水型 (PWR) 設計のため、「アメリカの原子炉」と呼ばれた。RBMK 設計の極秘発明特許は、原子炉設計の功績を個人的に主張するクルチャトフ原子力研究所のアナトリー・アレクサンドロフによってソ連の特許庁に申請された。RBMK は大型であるため、格納容器は非常に大きく高価になる必要があり、ユニットごとのコストが 2 倍になるため、当初は設計から除外されていた。設計者らは、各燃料集合体を冷却水が流れる独自のチャネルに配置するという RBMK の戦略は、格納容器の許容可能な代替案であると主張した。

RBMKは主に、1964年から1966年にかけて、アナトリー・アレクサンドロフが所長を務めるクルチャトフ原子力研究所とニコライ・ドレジャルが所長を務めるNIKIET  [ru]で設計されました。RBMKは、大型で分厚い原子炉圧力容器や比較的複雑な関連蒸気発生器が不要なため製造が容易で、出力も大きく、ソ連政府が中央経済計画の目標を容易に達成できることから、VVERよりもソ連に好まれました。^[13]

当初のRBMK設計の欠陥は、最初のユニットが建設される前からクルチャトフ研究所内を含む他の人々によって認識されていたが、レニングラードにあった最初のRBMKユニットの建設命令は、ソ連共産党中央委員会とソ連閣僚会議に懸念が届いた時には、すでに1966年にソ連政府から出されていた。これがRBMKの突然の見直しを促した。RBMKでのプルトニウム生産は、原子炉を特別な熱パラメータで運転することで達成できたが、この機能は早い段階で放棄された。^{[14]これが1968年に最終決定された設計であった。再設計では、何年も後まで発見されなかったさらなる欠陥は解決されなかった。}レニングラード原子力発電所にあった最初のRBMKの建設は1970年に始まった。レニングラード1号機は1973年に開業した。

レニングラードでは、RBMK は高い正のボイド係数のため、ウラン燃料が消費または燃焼するにつれて制御が難しくなり、3 年後にメンテナンスのために停止される頃には予測不能になっていることが判明しました。これにより、RBMK の制御は非常に骨の折れる、精神的にも肉体的にも過酷な作業となり、毎分数十のパラメータをタイムリーに調整する必要があり、24 時間体制で、制御棒に使用されるスイッチなどのスイッチが絶えず摩耗し、オペレーターは汗をかきました。これらの問題を緩和するために、濃縮率は 1.8% から 2.0% に引き上げられました。

ソ連の一部では、チェルノブイリ1号機の稼働開始直後から、RBMKはすでに時代遅れであると考えられていた。アレクサンドロフとドレジャルは、RBMKの問題についてさらに調査したり、深く理解したりすることはなく、原子炉のマニュアルではボイド係数の分析は行われなかった。チェルノブイリ1号機の技術者は、給水停止に対する保護の欠如など、RBMKの多くの欠陥に対する解決策を考え出さなければならなかった。レニングラードとチェルノブイリの1号機はどちらも部分的なメルトダウンを起こしたが、これは発電所の他の原子力事故と同様に国家機密として扱われ、同じ発電所の他の労働者にも知られていなかった。

1980年までにNIKIETは極秘の研究を終え、RBMKでは通常の運転中でも事故が起きる可能性があると認識したが、RBMKの欠陥を修正する措置は取られなかった。その代わりにマニュアルが改訂され、厳密に従う限り安全な運転を保証するのに十分であると考えられていた。しかし、マニュアルは曖昧で、ソ連の原子力発電所の職員は、不十分な機器や故障した機器があるにもかかわらず、経済目標を達成するために規則を曲げる習慣があった。重要なことは、事故を防ぐために、一定数の制御棒を常に原子炉内に残しておかなければならないことが明確にされていなかったことであり、これは運転反応度余裕（ORM）パラメータによって大まかに表現されていた。^[15]チェルノブイリ事故後、 ORMチャートレコーダーとディスプレイがRBMK制御室に追加された。

当初、耐用年数は30年と予想されていたが、後に中間改修（グラファイトスタックの変形の問題の修正など）により45年に延長され、最終的には一部のユニットでは50年の耐用年数が提案された（交換不可能な要素の状態のため、それ以上の延長は計画されていない）。^[16]

原子炉ピットまたは原子炉室は鉄筋コンクリートで造られており、寸法は21.6m×21.6m×25.5mです。原子炉容器は環状で、内外の円筒壁と、容器に囲まれた空間を覆うことなく内外壁の間の空間を覆う上部と下部の金属板で構成されています。原子炉容器は中空壁の環状鋼製円筒で、窒素ガスで加圧されており、内径と高さは14.52m×9.7m、壁の厚さは16mmです。

軸方向の熱膨張負荷を吸収するために、内壁と外壁の間の空間に、上部と下部に 1 つずつ、計2 つのベローズ補償器が装備されています。容器は、減速材として機能するグラファイト コア ブロック スタックを囲んでいます。グラファイト スタックはヘリウムと窒素の混合物に保持され、グラファイトに不活性雰囲気を提供して火災の危険から保護し、グラファイトから冷却チャネルへの余分な熱の伝達を促進します。

減速材ブロックは原子炉用黒鉛で作られており、その寸法はチャネルに垂直な平面では 25 cm × 25 cm で、スタック内の位置に応じて 20 cm から 60 cm の間のいくつかの縦方向の寸法があります。ブロックの縦軸には、燃料チャネルと制御チャネル用の直径 11.4 cm の穴があります。ブロックは、原子炉容器に囲まれて、直径と高さが 14 m × 8 m の円筒形のコアに積み重ねられます。^[17]黒鉛の最高許容温度は 730 °C です。^[18]

原子炉には直径11.8メートル、高さ7メートルの活性コア領域があり、RBMK-1000原子炉には1700トンのグラファイトブロックが入っています。^[15]容器内の加圧窒素は、グラファイトスタックを冷却するために使用されるヘリウム窒素混合物の漏れを防ぎます。

原子炉容器の外側には、一体型の円筒形の環状水タンク^[19]があり、厚さ3cmの壁を持つ溶接構造で、内径16.6m、外径19mで、内部は16の垂直な区画に分割されています。水は下部から区画に供給され、上部から排出されます。水は緊急時の原子炉冷却に使用できます。タンクには、水温を感知するための熱電対と、原子炉出力を監視するための電離箱があります。 [ ^20]タンクは、タンクの外側とピットの内側の間の環状の砂の層^[15]と、原子炉ピットの比較的厚いコンクリートとともに、側面の生物学的シールドとして機能します。

原子炉の上部は、上部生物遮蔽体（UBS）で覆われている。これは「スキーマE」とも呼ばれ、爆発（チェルノブイリ原子炉4号機）後はエレナとも呼ばれている。UBSは、3m×17mの大きさで2000トンの重さの円筒形のディスクである。^[15]燃料および制御チャネルアセンブリ用のスタンドパイプがそれを貫通している。上部と下部は、ヘリウムを通さないよう溶接された厚さ4cmの鋼板で覆われ、さらに構造サポートによって結合されている。プレートとパイプの間の空間は、蛇紋岩で満たされている。 ^[15]蛇紋岩は、大量の結合水を含む岩石である。蛇紋岩は生物遮蔽体の放射線遮蔽を提供し、特殊なコンクリート混合物として適用された。ディスクは、補強された円筒形の水タンクの上部にある16個のローラーで支えられている。UBSの構造は、燃料および制御チャネル、中央ホールの原子炉上部の床、および蒸気水パイプを支えている。^{[20] [21]}

原子炉炉心の底部の下には、UBSに似た下部生物遮蔽体（LBS）があるが、大きさはわずか2m×14.5mである。圧力チャネルの下端のチューブが貫通し、グラファイトスタックと冷却材入口配管の重量を支える。LBSの中心の下で直角に交差し、LBSに溶接された2枚の重いプレートからなる鋼鉄構造がLBSを支え、機械的負荷を建物に伝達する。^[21]

UBSの上には、上部チャネル配管と計装・制御（I&C）または制御・監視ケーブルが敷かれた空間がある。その上には、上部シールドカバーまたはチャネルカバーで構成されたアセンブリ11がある。その上面は原子炉ホールの床の一部を形成し、生物学的シールドの一部として、また原子炉空間の断熱材として機能している。それらは蛇紋岩コンクリートブロックで構成されており、チャネルの上部にある取り外し可能な個々のスチールグラファイトプラグを覆い、格子模様の円に似た形状を形成している。^[21]そのため、原子炉上部の床は、5コペイカ硬貨にちなんで、RBMKプラントの作業員によってピャタチョクと呼ばれている。^[15]プラグごとにカバー（蓋/ブロック）が1つ、チャネルごとにプラグが1つある。

燃料チャンネルは、内径 8 cm、壁厚 4 mm の溶接ジルカロイ圧力管で構成され、グラファイト減速材ブロックの中央のチャンネルを通って導かれます。チューブの上部と下部はステンレス鋼で作られ、ジルコニウム鋼合金カップリングで中央のジルカロイセグメントと結合されています。圧力管は、2 つの交互に配置された高さ 20 mm の分割グラファイトリングでグラファイトスタックチャンネルに保持されます。1 つはチューブに直接接触し、グラファイトスタックとのクリアランスは 1.5 mm です。もう 1 つはグラファイトスタックに直接接触し、チューブとのクリアランスは 1.3 mm です。このアセンブリにより、中性子による膨張、ブロックの熱膨張、およびその他の要因によって圧力管に伝達される機械的負荷が軽減され、グラファイトブロックからの熱伝達が容易になります。圧力管は、原子炉容器の上部プレートと下部プレートに溶接されています。^[21]

核分裂プロセスによる熱エネルギーのほとんどは燃料棒で生成されるが、約5.5%は核分裂で生成された高速中性子を減速させるグラファイトブロックに蓄積される。このエネルギーはグラファイトの過熱を避けるために除去する必要がある。グラファイトに蓄積されたエネルギーの約80～85%は、グラファイトリングを介した伝導を利用して燃料棒冷却チャネルによって除去される。残りのグラファイトの熱は、ガス回路を介した強制ガス循環によって制御棒チャネルから除去される。^[22]

第一世代のRBMK炉心には1693本の燃料チャネルと170本の制御棒チャネルがある。第二世代の炉心（クルスクやチェルノブイリ3/4など）には1661本の燃料チャネルと211本の制御棒チャネルがある。^[23] 燃料集合体はシールプラグ付きのブラケット上の燃料チャネルに吊り下げられている。シールプラグは遠隔操作のオンライン燃料交換機による取り外しと取り付けを容易にするためにシンプルな設計になっている。

燃料チャネルには、燃料の代わりに固定された中性子吸収材が取り付けられているか、冷却水で完全に満たされている可能性があります。また、半導体のドーピングを目的として、燃料アセンブリの代わりにシリコンが充填されたチューブが取り付けられている場合もあります。これらのチャネルは、対応するサーボ リーダーによって識別できます。サーボ リーダーはブロックされ、シリコンの原子記号に置き換えられます。

圧力チャネルとグラファイト ブロック間の隙間が小さいため、グラファイト コアが損傷を受けやすくなります。圧力チャネルが変形すると (たとえば内部圧力が高すぎる場合)、グラファイト ブロックに大きな圧力負荷がかかり、損傷につながる可能性があります。

燃料ペレットは二酸化ウランの粉末を適切な結合剤で焼結して直径11.5 mm、長さ15 mmのペレットに作られている。この材料には、新しい燃料集合体と部分的に使用済みの燃料集合体との間の反応性の差を小さくするために、可燃性核毒物として酸化ユーロピウムが添加されていることがある。 ^[24]熱膨張の問題と被覆管との相互作用を減らすために、ペレットには半球形のくぼみがある。ペレットの軸を貫通する2 mmの穴は、ペレット中心部の温度を下げ、気体核分裂生成物の除去を容易にする役割を果たす。 1980年の濃縮度は2%（集合体の端のペレットでは0.4%）であった。燃料ペレットの最大許容温度は2100 °Cである。

燃料棒はジルカロイ（ニオブ1% ）管で、外径13.6mm、厚さ0.825mmである。燃料棒には0.5MPaのヘリウムが充填され、密閉されている。保持リングはペレットを管の中央に置き、ペレットから管への熱伝達を容易にするのに役立つ。ペレットはバネによって軸方向に保持されている。各燃料棒には3.5kgの燃料ペレットが入っている。燃料棒の長さは3.64mで、そのうち有効長は3.4mである。燃料棒の最高許容温度は600℃である。^[22]

燃料集合体は、18 本の燃料棒と 1 本のキャリア棒からなる 2 セット (「サブ集合体」) で構成されています。燃料棒は、外径 1.3 cm の中央キャリア棒に沿って配置されています。燃料集合体のすべての棒は、360 mm 間隔で 10 個のステンレス鋼スペーサーで固定されています。2 つのサブ集合体は集合体中央のシリンダーで結合されています。原子炉の運転中、燃料のないこのデッド スペースにより、原子炉の中央面における中性子束が低下します。燃料集合体に含まれるウランの総質量は 114.7 kg です。燃料の燃焼度は 20 MW·d/kg です。燃料集合体の全長は 10.025 m で、そのうち 6.862 m がアクティブ領域です。

通常の燃料集合体に加えて、中央キャリアに中性子束検出器を備えた計装化された燃料集合体があります。この場合、棒は壁厚2.5mm、外径15mmの管に置き換えられます。^[25]

長方形の PWR/BWR 燃料集合体や六角形の VVER 燃料集合体とは異なり、RBMK 燃料集合体は円形の圧力チャネルに適合するように円筒形になっています。

燃料交換機はガントリークレーンに搭載され、遠隔操作されます。燃料集合体は原子炉を停止せずに交換できます。これは兵器級プルトニウムの生産にとって重要な要素であり、民間では原子炉の稼働率向上につながります。燃料集合体を交換する必要がある場合、機械は燃料チャネルの上に配置されます。次に、機械は燃料チャネルに接続し、内部の圧力を均等にし、燃料棒を引き抜いて新しい燃料棒を挿入します。使用済みの燃料棒は冷却池に置かれます。原子炉が公称出力レベルのとき、燃料交換機の容量は 1 日あたり 2 個の燃料集合体で、ピーク容量は 1 日あたり 5 個です。

定常状態での燃料総量は192トンである。^[23] RBMK炉心は、チャネルと燃料集合体間の間隔が25cmであるため、少なくとも部分的には比較的低い出力密度となっている。

原子炉制御棒のほとんどは上から挿入されます。24 本の短縮された棒は下から挿入され、炉心の軸方向出力分布制御を増強するために使用されます。12 本の自動棒を除き、制御棒の端には 4.5 m (14 フィート 9 インチ) の長さのグラファイト部分があり、1.25 m (4 フィート 1 インチ) の長さの望遠鏡 (グラファイトと吸収体の間に水で満たされた空間を作ります) と炭化ホウ素中性子吸収体部分で区切られています。「ディスプレーサー」と呼ばれるグラファイト部分の役割は、挿入された棒と引き込まれた棒の中性子束減衰レベルの差を拡大することです。グラファイトは、炭化ホウ素よりもはるかに弱いものの、中性子吸収体として機能する水を置換します。グラファイトで満たされた制御棒チャネルは、水で満たされた場合よりも中性子の吸収が少ないため、挿入された制御棒と引き込まれた制御棒の差が大きくなります。

制御棒が完全に引き込まれたとき、グラファイト ディスプレイサーは炉心の高さの中央に位置し、その両端には 1.25 m の水が入っています。制御棒が下がったときに炉心下部 1.25 m の水が移動し、制御棒のグラファイト部分がその部分を通過すると、炉心底の反応度が局所的に上昇する可能性があります。この「ポジティブ スクラム」効果は、1983 年にイグナリナ原子力発電所で発見されました。制御棒チャネルは独立した水回路によって冷却され、40～70 °C (104～158 °F) に保たれます。

棒とチャンネルの間の狭い空間は、棒が動くときに棒の周りの水の流れを妨げ、流体ダンパーとして機能します。これが、挿入時間が遅い主な原因です（原子炉制御および保護システムの棒の場合、公称18〜21秒、または約0.4 m/s）。チェルノブイリ事故後、他のRBMK原子炉の制御棒サーボが交換され、棒の動きが速くなりました。さらに、内側のジャケットとチャンネルのジルカロイ管の間に薄い水の層を作り、制御棒チャンネルを冷却することで、棒自体がガス中を動くようにし、さらに速い動きを実現しました。

制御棒を手動保護グループと緊急保護グループに分割したのは任意であり、原子炉の運転中に、技術的または組織的な問題なく、制御棒をあるシステムから別のシステムに再割り当てすることができた。

炉心に新しい燃料を装填する際に、追加の静的ホウ素ベースの吸収材が炉心に挿入されます。最初の炉心装填時に約 240 個の吸収材が追加されます。これらの吸収材は燃焼度が上がるにつれて徐々に除去されます。原子炉のボイド係数は炉心の内容によって異なり、最初の吸収材がすべて装填されている場合は負の値になり、吸収材がすべて除去された場合は正の値になります。

通常の反応度余裕は制御棒43～48本です。

原子炉はヘリウム-窒素雰囲気（体積比で70～90%のヘリウム、10～30%の窒素_{）で稼働している。} ^[22]ガス回路は、コンプレッサー、エアロゾルおよびヨウ素フィルター、二酸化炭素、一酸化炭素、アンモニアの吸着装置、放出前にガス状の放射性生成物を崩壊させる貯蔵タンク、固体の崩壊生成物を除去するエアロゾルフィルター、換気スタック（クルスクやチェルノブイリ3/4などの第2世代RBMKでは原子炉間の空間の上部、クルスクやチェルノブイリ1/2などの第1世代RBMKでは原子炉から少し離れた場所にある象徴的な煙突）で構成されている。^[27]

ガスは低流量で下から炉心スタックに注入され、個別のパイプを通って各チャネルのスタンドパイプから排出される。排出ガスの水分と温度が監視されており、それらの増加は冷却材の漏れの指標である。^[18]単一のガス回路は2基のRBMK-1000原子炉または1基のRBMK-1500原子炉に供給され、RBMK原子炉は常に2台で建造された。ガス回路は、チェルノブイリ3/4、クルスク3/4、スモレンスク1～4などの第2世代RBMK原子炉2基の間に収容されている。

原子炉には2つの独立した冷却回路があり、それぞれに4つの主循環ポンプ（3台が稼働、1台が待機）があり、原子炉の半分に供給されている。冷却水は下部水管から共通圧力ヘッダー（各冷却回路に1つ）を経て原子炉に供給され、22のグループ分配ヘッダーに分割され、各ヘッダーは38～41の圧力チャネルに供給して冷却材が沸騰する炉心を通過する。蒸気と水の混合物は、各圧力チャネルに1つずつある上部蒸気管によって原子炉上部から蒸気分離器に導かれる。蒸気分離器は、原子炉上部上部の側面コンパートメントにある一対の厚い水平ドラムで、直径2.8m（9フィート2インチ）、長さ31m（101フィート8インチ）、壁厚10cm（3.9インチ）、重量240t（260ショートトン）で ある。[ 17 ^]

蒸気品質が約15%の蒸気が、分離器上部から分離器あたり2つの蒸気コレクターによって取り出され、結合されてタービンホールの2つのタービン発電機に導かれ、次に凝縮器に送られ、165 °C (329 °F) に再加熱され、復水ポンプによって脱気器に送られ、ここで気相の残留物と腐食誘発ガスが除去されます。結果として得られた給水は、給水ポンプによって蒸気分離器に導かれ、出口で分離器からの水と混合されます。給水は、蒸気分離器の下部から、12本の縦樋（各分離器から）によって主循環ポンプの吸引ヘッダーに導かれ、原子炉に戻されます。^{[28]給水から不純物を取り除くために、ループ内に}イオン交換システムが含まれています。

タービンは、1つの高圧ローター（シリンダー）と4つの低圧ローターで構成されています。5つの低圧セパレーター-予熱器は、タービンの次の段階に送られる前に、新鮮な蒸気で蒸気を加熱するために使用されます。凝縮されていない蒸気はコンデンサーに送られ、セパレーターからの凝縮水と混合され、第1段階の凝縮ポンプによって化学（イオン交換）精製器に送られ、次に第2段階の凝縮ポンプによって4つの脱気装置に送られ、溶解および混入ガスが除去されます。脱気装置は給水の貯蔵タンクとしても機能します。脱気装置から、水はフィルターを通って蒸気分離ドラムの底部にポンプで送られます。^[29]

主循環ポンプの容量は 5,500～12,000 m ^{3 /h で、6 kV の}電動モーターで駆動されます。通常の冷却材流量はポンプ 1 台あたり 8000 m ³ /h ですが、原子炉出力が 500 MWt 未満の場合は、制御弁によって 6,000～7,000 m ³ /hに絞られます。各ポンプには、出口に流量制御弁と逆流防止チェック弁があり、入口と出口の両方に遮断弁があります。炉心内の各圧力チャネルには独自の流量制御弁があり、炉心内の温度分布を最適化できます。各チャネルにはボール型流量計があります。

原子炉を通過する冷却材の公称流量は46,000～48,000 m3/hである^。全出力時の蒸気流量は5,440～5,600 t（6,000～6,170ショートトン）/hである。^[18]

原子炉入口での冷却材の公称温度は約 265～270 °C (509～518 °F)、出口温度は 284 °C (543 °F) で、ドラム分離器と原子炉内の圧力は 6.9 メガパスカル (69 bar、1,000 psi) です。^{[18] [15]}圧力と入口温度によって、原子炉内で沸騰が始まる高さが決まります。冷却材の温度がシステム圧力で沸点より十分に低くない場合、沸騰は原子炉の上部ではなく下部から始まります。チェルノブイリ事故のときのように原子炉心に吸収材がほとんどない場合、原子炉のボイド係数が正であるため、原子炉は給水温度に非常に敏感になります。沸騰した水の泡は出力の増加につながり、その結果、泡の形成が増加します。

冷却材の温度が沸点に近すぎると、ポンプ内でキャビテーションが発生し、ポンプの動作が不安定になったり、完全に停止したりすることがある。給水温度は蒸気生産量に依存する。蒸気相部分はタービンと凝縮器に導かれ、蒸気分離器から直接戻ってくる水（284 °C）よりも大幅に低い温度（155～165 °C（311～329 °F））で戻ってくる。したがって、原子炉出力が低い場合、入口温度が危険なほど高くなる可能性がある。膜沸騰とそれに伴う熱伝達率の低下を防ぐため、水は飽和温度以下に保たれる。 ^[17]

原子炉は、蒸気分離器内の水位が高い場合または低い場合（2つの低水位閾値を選択可能）、蒸気圧が高い場合、給水流量が低い場合、または両側の2つの主冷却ポンプが失われた場合にトリップします。これらのトリップは手動で無効にすることができます。^[20]

蒸気分離器内の水位、原子炉圧力管内の蒸気の割合、原子炉炉心で水が沸騰し始める水位、原子炉内の中性子束と電力分布、炉心を通る給水流量を注意深く制御する必要があります。蒸気分離器内の水位は主に給水供給によって制御され、脱気タンクは水貯蔵庫として機能します。

原子炉と冷却材の最大許容加熱速度は10℃（18℉）/時、最大許容冷却速度は30℃（54℉）/時である。^[18]

原子炉には、専用の貯水タンク、油圧アキュムレータ、ポンプからなる緊急炉心冷却システム（ECCS）が装備されています。ECCSの配管は通常の原子炉冷却システムと統合されています。ECCSには3つのシステムがあり、冷却システムヘッダーに接続されています。損傷が発生した場合、最初のECCSサブシステムは、損傷した冷却回路の半分に最大100秒間の冷却を提供し（残りの半分は主循環ポンプによって冷却されます）、他の2つのサブシステムが原子炉の長期冷却を処理します。^[20]

短期ECCSサブシステムは、6つのアキュムレータタンクの2つのグループで構成され、10メガパスカル（1,500psi）の圧力で窒素で覆われた水が高速作動バルブで原子炉に接続されています。各グループは、原子炉の損傷した半分に最大冷却剤流量の50％を供給できます。3番目のグループは、脱気装置から水を引き出す電気ポンプのセットです。短期ポンプは、メインタービン発電機の回転停止によって駆動できます。^[20]

損傷した回路を長期冷却するための ECCS は、圧力抑制プールから水を汲み上げる 3 組の電動ポンプで構成され、その水は吸込ラインの熱交換器を介してプラントサービス水で冷却されます。各組は最大冷却剤流量の半分を供給できます。損傷のない回路を長期冷却するための ECCS は、凝縮液貯蔵タンクから水を汲み上げる 3 つの独立したポンプで構成され、各ポンプは最大流量の半分を供給できます。ECCS ポンプは、ディーゼル発電機によってバックアップされた必須の内部 6 kV ラインから電力供給されます。無停電電源を必要とする一部のバルブもバッテリーによってバックアップされます。^[20]

原子炉内の電力密度分布は、炉心の内側と外側にある電離箱によって測定されます。物理的電力密度分布制御システム (PPDDCS) は炉心内にセンサーがあり、原子炉制御保護システム (RCPS) は炉心と側面の生物遮蔽タンク内のセンサーを使用します。タンク内の外部センサーは原子炉の中央面の周囲に配置されているため、軸方向の電力分布や炉心中央部分の電力に関する情報は示されません。

自己発電型検出器を採用した放射状出力分布モニターが 100 台以上、軸方向出力分布モニターが 12 台あります。反応度計と取り外し可能な起動チャンバーは、原子炉の起動を監視するために使用されます。原子炉の総出力は、横方向の電離チャンバーの電流の合計として記録されます。チャネル内を循環するガスの水分と温度は、圧力管完全性監視システムによって監視されます。

PPDDCS と RCPS は相互に補完し合うことになっています。RCPS システムは 211 本の可動制御棒で構成されています。ただし、どちらのシステムにも欠陥があり、原子炉出力レベルが低い場合に最も顕著になります。PPDDCS は、原子炉出力密度分布を公称レベルの 10 ～ 120% に維持し、原子炉全体の出力を公称レベルの 5 ～ 120% に制御するように設計されています。LAC-LAP (ローカル自動制御およびローカル自動保護) RPCS サブシステムは、原子炉内の電離箱に依存しており、出力レベルが 10% を超えるとアクティブになります。

これらのレベル以下では、自動システムは無効になり、炉心内センサーにアクセスできなくなります。自動システムがなく、横方向の電離箱だけに頼ると、原子炉の制御が非常に難しくなります。オペレーターは原子炉を確実に制御するための十分なデータがなく、直感に頼らざるを得なくなります。毒のない炉心を持つ原子炉の起動中は、原子炉が予測どおりに動作するため、この情報不足は管理可能ですが、不均一に毒が入った炉心は、出力分布の大きな不均一性を引き起こし、壊滅的な結果を招く可能性があります。

原子炉緊急保護システム (EPS) は、運転パラメータを超えた場合に原子炉を停止するように設計されました。この設計では、燃料要素の温度が 265 °C 未満に低下した場合の炉心内の蒸気崩壊、原子炉冷温状態での燃料チャネル内の冷却材の蒸発、および一部の緊急保護棒の固着が考慮されていました。しかし、制御棒の挿入速度が遅いことと、ディスプレーサーが炉心の下部を移動する際に局所的な正反応を引き起こす設計により、EPS の起動自体が原子炉の暴走を引き起こしたり悪化させたりする可能性のある状況がいくつか発生しました。

反応度余裕を計算するためのSKALAまたはSCALAコンピュータシステムは、約4,000のソースからデータを収集していました。その目的は、原子炉の定常制御でオペレータを支援することでした。すべての測定を循環して結果を計算するには10〜15分かかりました。SKALAは原子炉を制御することはできず、代わりにオペレータに推奨事項を提示するだけで、1960年代のコンピュータ技術を使用していました。^[30]

オペレーターは、アクセス可能な端末にパッチ ケーブルを接続することで、一部の安全システムを無効にし、一部の警報信号をリセットまたは抑制し、自動スクラムをバイパスすることができました。この方法は、特定の状況下で許可されていました。

原子炉には燃料棒漏れ検出器が装備されています。短寿命核分裂生成物のエネルギーに敏感なシンチレーションカウンタ検出器が特別な台車に取り付けられ、燃料チャネルの出口の上を移動し、蒸気水の流れで放射能の増加が検出されると警告を発します。

RBMK 制御室には、原子炉の上面図を示す 2 つの大きなパネルまたは模擬ディスプレイがあります。ディスプレイの 1 つは、ほとんどまたは完全に (第 1 世代 RBMK の場合) 色付きのダイヤルまたは棒位置表示器で構成されています。これらのダイヤルは原子炉内の制御棒の位置を表し、ダイヤルのハウジングの色は制御棒の色と一致しています。制御棒の色は機能に対応しており、たとえば自動制御棒は赤です。もう 1 つのディスプレイはコア マップまたはコア チャネル カルトグラムで、円形でタイルで構成されており、原子炉のすべてのチャネルを表しています。各タイルは、チャネル番号^[31]が付いた単一のライト カバーと白熱電球で構成されており、各電球が点灯すると、規格外 (通常よりも高いまたは低い) のチャネル パラメーターを表します。

オペレータは影響を受けるチャンネルの番号を入力し、次に計器を表示して、どのパラメータが規格外であるかを正確に見つける必要があります。コアマップは、SKALAコンピュータからの情報を表しています。各ユニットには、別の部屋に設置された独自のコンピュータがありました。制御室にはチャートまたはトレンドレコーダーもあります。一部のRBMK制御室は、ミミックディスプレイとほとんどのチャートレコーダーに代わるビデオウォールでアップグレードされており、チャンネル番号を入力する必要がなくなり、オペレータは（現在は代表的な）タイルの上にカーソルを置くと、ビデオウォールの下側に表示されるパラメータが表示されます。^[32]制御室は脱気室の床下にあります。両方の部屋は、原子炉建屋とタービン建屋の間のスペースにあります。

RBMKの設計は、主に強力で、建設が早く、保守が容易であることを目的としていた。各原子炉に完全な物理的封じ込め構造物を設けると、各プラントのコストと建設期間が2倍以上に増加した。また、設計はソ連の原子力科学省によって、定められたパラメータ内で運転する場合に本質的に安全であると認定されていたため、ソ連当局は、作業員が教義を適切に遵守すれば事故は起こり得ないと想定していた。RBMK原子炉は、加圧重水CANDU原子炉と同様に、燃料棒を全出力で停止させることなく交換できるように設計されており、燃料交換と核兵器用プルトニウム製造の両方に使用できる。これには、炉心の上に大型クレーンが必要だった。

RBMK 原子炉の炉心は非常に高い (約 7 メートル (23 フィート 0 インチ)) ため、重い格納容器を建設するコストと難しさから、炉心上部の配管用の追加の緊急格納容器を建設することができませんでした。チェルノブイリ事故では、圧力が原子炉の上部を吹き飛ばすほどに上昇し、その過程で燃料チャネルが破損し、過熱したグラファイト コアに空気が接触して大規模な火災が発生しました。チェルノブイリ事故後、一部の RBMK 原子炉は、完全な格納容器建屋の代わりに部分的な格納容器構造で改造され、放出された放射性粒子を捕捉するために燃料チャネルをウォーター ジャケットで囲んでいます。

原子炉の底部は防水区画で囲まれています。原子炉の底部と床の間には空間があります。原子炉空洞の過圧保護システムは、床に埋め込まれ、破裂板で覆われた蒸気分配ヘッダーにつながり、レベル +6 の原子炉の下の蒸気分配通路に通じている蒸気リリーフ アセンブリで構成されています。通路の床には、レベル +3 と +0 にある圧力抑制プール (「バブラー」プール) の底につながる多数の垂直パイプの入り口があります。最大で 1 つまたは 2 つの圧力チャネルの破裂であると予測される事故が発生した場合、蒸気は水に泡立ち、そこで凝縮され、漏れのない区画の過圧が軽減されます。プールへのパイプの流量容量により、保護容量は 2 つの圧力チャネルの同時破裂に制限されていました。故障回数が増えると、カバープレート（爆発にちなんで「エレナ」というニックネームが付けられた「構造E」、ロシアのエレナ原子炉と混同しないように）が持ち上がるほどの圧力上昇を引き起こし、残りの燃料チャネルが切断され、制御棒挿入システムが破壊され、場合によっては制御棒が炉心から引き抜かれることになる。^[33]

格納容器は、ダウンカマー、ポンプ、給水配管と給水入口の故障に対応できるように設計されている。ポンプ周囲の密閉区画は、0.45 MPa (65 psi) の過圧に耐えることができる。分配ヘッダーと入口エンクロージャは 0.08 MPa (12 psi) を処理でき、チェックバルブを介して密閉区画に通気される。原子炉キャビティは 0.18 MPa (26 psi) の過圧を処理でき、チェックバルブを介して密閉区画に通気される。圧力抑制システムは、1 つの原子炉チャネル、ポンプ圧力ヘッダー、または分配ヘッダーの故障に対応できる。^[20]

蒸気配管と分離器の漏れは、ライザーパイプギャラリーと蒸気ドラム区画の圧力を原子炉ホールよりもわずかに低く維持することを除いて、処理されません。これらのスペースも過圧に耐えられるようには設計されていません。蒸気分配通路には表面コンデンサーがあります。事故時と通常時の両方の運転時に動作する消火スプリンクラーシステムは、プラントサービス水で冷却された熱交換器を介して圧力抑制プールから供給され、プールの上部の空気を冷却します。ジェットクーラーは区画の最上部にあり、空気を冷却し、蒸気と放射性エアロゾル粒子を除去する役割を果たします。^[20]

密閉区画からの水素除去は、毎時800m3（28,000立方フィート）の空気を除去し、濾過し、大気中に放出することによって行われる^。冷却剤が漏れた場合は空気除去は自動的に停止し、手動で復旧する必要がある。通常の運転中は冷却剤の漏れ（毎時最大2t（2.2ショートトン）と想定）により水素が存在する。^[20]

ここで説明する原子力システムでは、チェルノブイリ原子力発電所を例として使用します。

発電所は330kVと750kVの電力網に接続されている。このブロックには2台の発電機があり、1台の発電機用変圧器で750kVの電力網に接続されている。発電機は2つのスイッチで共通の変圧器に直列に接続されている。発電機間では、ユニット変圧器が接続され、発電所のシステムに電力を供給する。したがって、各発電機はユニット変圧器に接続して発電所に電力を供給することも、ユニット変圧器と発電機変圧器に接続して電力網にも電力を供給することもできる。330kVラインは通常は使用されず、発電所の電気システムにステーション変圧器で接続された外部電源として機能している。^[20]

発電所は、独自の発電機で電力を供給することも、発電機用変圧器を介して750kV系統から電力を得ることも、発電所用変圧器を介して330kV系統から電力を得ることも、2本の予備母線を介して他の発電所ブロックから電力を得ることもできる。外部電源が完全に失われた場合には、ディーゼル発電機で重要なシステムに電力を供給することができる。各ユニット変圧器は、2つの6kV主電源盤AとB（発電機7と8の場合は7A、7B、8A、8Bなど）に接続され、主要な非必須ドライバーに電力を供給し、4kV主電源と4kV予備母線用の変圧器に接続されている。^[20]

7A、7B、8Bボードは、それぞれディーゼル発電機を備えた冷却ポンプ用の3つの重要な電力線にも接続されています。冷却回路が故障し、同時に外部電源が失われた場合、約45〜50秒間、タービン発電機の回転を落とすことで重要な電力を供給でき、その間にディーゼル発電機が起動します。発電機は、外部電源が失われると15秒以内に自動的に起動します。^[20]

電気エネルギーは、500MWの水素冷却タービン発電機2台によって生成されます。これらは、原子炉建屋に隣接する長さ600メートル（1,968フィート6インチ）の機械室に設置されています。タービンは、由緒ある5気筒K-500-65/3000で、ハリコフタービン工場から供給されています。発電機はTVV-500です。タービンと発電機のローターは同じシャフトに取り付けられています。ローターの合計重量はほぼ200トン（220ショートトン）で、公称回転速度は3000rpmです 。 [ ^17]

タービン発電機は長さ39メートル（127フィート11インチ）、総重量1,200トン（1,300ショートトン）である。各タービンの冷却水流量は82,880トン（91,360ショートトン）/時である。発電機は20kV 50Hzの交流電力を生成する。発電機の固定子は水で冷却され、回転子は水素で冷却される。発電機用の水素は現地で電気分解によって製造される。^[17]タービンの設計と信頼性により、1979年にウクライナ国家賞を受賞した。

ハリコフタービン工場（現在のターボアトム）は、後に貴重な金属の使用を減らすために、タービンの新しいバージョンであるK-500-65/3000-2を開発した。チェルノブイリ原子力発電所には両方のタイプのタービンが装備されていたが、ブロック4には新しい方のタービンがあった。

RBMK-1000とRBMK-1500原子炉の主な違いは、RBMK-1500は冷却水量が少なく、チャネルを通る純粋な層流ではなくらせん状の層流を採用していることです。RBMK-1500はウラン使用量も少なくなっています。らせん状の流れは燃料集合体のタービュレータによって生成され、熱除去を増加させます。^{[34] [35]} RBMKの正のボイド係数のため、冷却水量が減少すると出力が増加します。名前が示すように、1500MWの電力出力用に設計されました。このタイプと出力の原子炉はイグナリナ原子力発電所の原子炉のみです。^[36]

RBMK-2000 ^[34]と RBMK-3600 ^[37]は、それぞれ 2000 MW と 3600 MW の電力を生産するように設計されました。RBMK-2000 は、RBMK-1000 および RBMK-1500 と同じ炉心寸法を維持しながら、チャネル直径と燃料集合体あたりの燃料棒の数を増やしていました。RBMK-3600 は、RBMK-1500 と同様に、熱除去を向上させるために RBMK-2000 の設計にタービュレータを追加していたと思われます。

RBMKP-2400は円筒形ではなく長方形で、垂直蒸気分離器を備えたモジュラー式で理論的には縦方向に無限に拡張可能な設計であり、工場でセクションごとに製造され、現場で組み立てられることになっていた。出力2400MWe、および一般的なジルカロイ被覆管ではなくステンレス鋼被覆管の燃料棒を使用した特殊な燃料チャンネルで原子炉心内で直接蒸気が過熱されるため熱効率が高く、蒸気出口温度が450℃になるように設計された。これほどの出力を持つ原子炉はこれまでに建造されたことがなく、2018年現在最も強力なのは1750MWeのEPRである。^[36]この設計の開発はチェルノブイリ原発事故の余波で中止された。RBMKP-4800では蒸発および過熱チャンネルの数が増え、出力が向上していたはずである。^{[38] [39]}コストロマ原子力発電所には2基のRBMK-2400が計画されていた。^[40]

1950 年代のソビエト技術に基づく初期の第 2 世代原子炉である RBMK 設計は、冗長性よりも生産速度を優先して最適化されました。設計仕様外で運転すると危険なほど不安定になるいくつかの設計特性を備えて設計、建設されました。天然ウラン燃料を使用したグラファイト コアの使用を決定したことで、メンテナンスが煩雑で起動時に大量の高価な重水を必要とする重水原子炉の 4 分の 1 の費用で大規模な発電が可能になりました。しかし、 1986 年の チェルノブイリ原発事故まで完全には明らかにならなかった予期せぬ悪影響ももたらしました。

軽水（通常の H ₂ O）は、中性子減速材と中性子吸収材の両方の役割を果たします。つまり、軽水は中性子を周囲の分子と平衡状態にある速度まで減速させる（中性子を「熱化」して、核分裂によって最初に生成された高速中性子よりもウラン 235 の原子核と相互作用する可能性がはるかに高い、熱中性子と呼ばれる低エネルギー中性子に変換する）だけでなく、中性子の一部を吸収するのです。

RBMK シリーズの原子炉では、軽水は冷却材として機能し、減速は主にグラファイトによって行われます。グラファイトはすでに中性子を減速させるので、軽水は中性子を減速させる効果は小さいですが、それでも中性子を吸収する可能性があります。つまり、原子炉の反応性 (適切な中性子吸収棒によって調整可能) は、軽水によって吸収される中性子を考慮する必要があります。

水が蒸発して水蒸気になった場合、水が占めていた場所は水蒸気によって占められることになりますが、水蒸気の密度は液体の水の密度よりもはるかに低くなります（正確な数値は圧力と温度によって異なり、標準状態では、水蒸気の密度は液体の水の約1 ⁄ 1350です）。この密度（質量の密度、したがって中性子を吸収できる原子核の密度）が低いため、軽水が沸騰すると中性子を吸収する能力は実質的になくなります。これにより、より多くの中性子がより多くのウラン 235 原子核を核分裂させ、原子炉の出力を増加して温度が上昇し、さらに多くの水が沸騰して、熱フィードバック ループが形成されます。

RBMK 原子炉では、冷却水中の蒸気の発生によって、実際にはボイド (中性子を吸収しない泡) が生成されます。軽水による減速の減少は、グラファイトが依然として中性子を減速するため、無関係です。ただし、吸収の喪失によって中性子生成のバランスが劇的に変化し、中性子がどんどん生成され、密度が指数関数的に増加する暴走状態を引き起こします。このような状態は「正のボイド係数」と呼ばれ、RBMK 原子炉シリーズは、これまでに設計された商用原子炉の中で最も高い正のボイド係数を備えています。

ボイド係数が高いからといって、必ずしも原子炉が本質的に安全でないというわけではない。核分裂中性子の一部は数秒または数分遅れて放出される（娘核からの核分裂後の中性子放出）ため、核分裂率が高くなりすぎる前にそれを下げる措置を講じることができるからである。しかし、この状況では、特に低出力の場合、原子炉の制御がかなり難しくなる。したがって、制御システムは非常に信頼性が高くなければならず、制御室の職員はシステムの特殊性と限界について厳密な訓練を受けていなければならない。チェルノブイリではこれらの要件はどちらも実施されていなかった。原子炉の実際の設計はクルチャトフ研究所の承認を受けており、国家機密とみなされていたため、原子炉の欠陥について議論することは、実際にプラントを操作している職員の間でも禁止されていた。その後のRBMK設計には、電磁グラップルに制御棒が取り付けられたものがあり、これにより反応速度を制御し、必要に応じて反応を完全に停止させることができた。しかし、チェルノブイリのRBMK原子炉には手動クラッチ制御棒が備わっていた。

チェルノブイリ原発事故後、RBMK原子炉はすべて大きな変更を受けた。正のボイド係数は+  4.5βから+0.7βに減少し^{[41] [42]}、ウラン燃料の濃縮度要件が上昇する代わりに、さらなる反応性事故の可能性が減少した。^[43]

クルチャトフ原子力研究所第一副所長のヴァレリー・レガソフは、死後に出版された回顧録の中で、研究所の科学者たちはRBMKに重大な設計上の欠陥があることをずっと以前から知っていたことを明らかにした。 ^{[44] [45]}原子力および産業安全改革を推進する試みが挫折した後の1988年のレガソフの自殺は、科学界全体に衝撃を与えた。RBMKの設計上の問題はますます公然と議論されるようになった。^[46]

チェルノブイリ事故後、残存するRBMK原子炉はすべて安全性向上のため改修された。これらの改修の中で最も大きなものは、RBMK制御棒の設計を修正したものだ。制御棒には4.5メートル（14フィート9インチ）のグラファイト製ディスプレーサーが付いており、これにより、制御棒を引き抜いた際に空いた空間に冷却水が入り込むのを防ぐ。当初の設計では、これらのディスプレーサーは炉心の高さよりも短かったため、制御棒が完全に引き抜かれたときに底部に1.25メートル（4.1フィート）の水柱が残り、上部にも1.25メートル（4.1フィート）の水柱が残った。^[6]

挿入中、グラファイトはまず下部の水を押しのけ、局所的に反応度を増加させる。また、燃料棒が最も高い位置にあるとき、吸収体の端は炉心の外側にあったため、反応度を大幅に下げるには比較的大きな押しのけが必要だった。^{[47]これらの設計上の欠陥がチェルノブイリ事故の最初の爆発の最終的な引き金となり、運転員が燃料棒を再挿入して非常に不安定な原子炉を停止しようとしたときに、炉心の下部が}即座に臨界状態になった。最新情報は以下のとおり。

• 制御棒の改造と追加の吸収装置の導入を補うために、燃料濃縮度を 2% から 2.4% に増加しました。
• 手動制御棒の数が 30 本から 45 本に増加しました。
• 80 個の追加吸収体が、RBMK 設計が最も危険な低電力での動作を抑制します。
• AZ-5（緊急原子炉停止またはSCRAM）シーケンスが18秒から12秒に短縮されました。
• БАЗまたはBAZ*システム^[48]（迅速な原子炉緊急保護）の追加により、改良された駆動機構を介して1.8～2.5秒以内に均一に分散された24本の燃料棒が原子炉の炉心に挿入される。
• 緊急安全システムへの不正アクセスに対する予防措置。

さらに、 RBMK-1500原子炉のRELAP5-3Dモデルは、炉心の中性子応答が重要となる特定の過渡現象の解析のための統合熱水力中性子計算に使用するために開発された。^[49]

*BAZ ボタンは、AZ-5 が作動する前に反応度を下げ、RBMK の安全で安定した緊急停止を可能にするための予防措置として意図されています。

2012年5月から2013年12月まで、レニングラード1号機は変形した黒鉛減速材ブロックの修理のためオフラインとなった。18か月のプロジェクトには、メンテナンス機器と監視システムの研究と開発が含まれていた。同様の作業が、残りの稼働中のRBMKにも適用される予定である。^{[50] RBMKの黒鉛減速材ブロックは、他の現在の大型黒鉛減速炉である}先進ガス冷却炉とは異なり、その場で修理および交換することができる。^[51]

耐用年数延長改修工事中に一部のグラファイト柱を縦方向に切断すると、グラファイトスタックを当初の設計形状に戻すことができます。^[52]

ソ連崩壊後にRBMKを再設計したものがMKER（ロシア語：МКЭР、Многопетлевой Канальный Энергетический Реаctorор [Mnogopetlevoy Kanalniy Energeticheskiy Reaktor]、多重ループ圧力管式原子炉の意）で、安全性が向上し、格納容器が備えられている。^{[53] [54]} MKER-1000の物理的なプロトタイプは、クルスク原子力発電所の5番目のユニットです。クルスク5号機の建設は2012年に中止されました。^[55] MKER-800、MKER-1000、およびMKER-1500は、レニングラード原子力発電所向けに計画されました。^{[56] [57] [58]}

建設された17基のRBMKのうち、チェルノブイリ原発で生き残った3基はすべて現在閉鎖されている。1号機は1996年に閉鎖され、3号機は2000年に閉鎖され、4号機は事故で破壊され、2号機は1991年の水素爆発後に機能停止となった。チェルノブイリ事故当時、チェルノブイリ5号機と6号機は建設中だったが、敷地内の高レベルの汚染により長期的な将来性が制限されたため、それ以上の建設は中止された。リトアニアのイグナリナにある2基の原子炉も閉鎖された。^[59]

ロシアは、この設計の原子炉を現在も稼働させている唯一の国である：レニングラード（RBMK-1000 2基）、スモレンスク（RBMK-1000 3基）、クルスク（RBMK-1000 2基）である。クルスク1号機は、2021年12月19日にBSMキーによって停止され、この発電所が4基すべてを並行して稼働させる最後の時となった。^{[60]現在、ロシアではこれ以上のRBMK原子炉は建設されていない。ロシア最後のRBMK原子炉は、2034年に}スモレンスク3号機で停止する予定である。

カラーキー:

北朝鮮の寧辺核科学研究センターにはグラファイト減速マグノックス炉が存在する。^[64]ガス冷却マグノックス炉、AGR炉、ペブルベッド炉（ウィンフリスのドラゴン炉など）は減速材としてグラファイトを使用するが、熱伝達流体としてガス（マグノックス炉とAGR炉では二酸化炭素、ドラゴン炉ではヘリウム）を使用するため、ボイド係数がない。

• RBMKデザイン局長、ニコライ・ドレジャル氏。

• イグナリナ原子力発電所の RBMK-1500 原子炉の技術データ– 廃止された RBMK 原子炉。
• チェルノブイリ – カナダの視点 – 原子炉全般、特に RBMK 設計について説明したパンフレット。RBMK とCANDU原子炉の安全性の違いに焦点を当てています。発行元: カナダ原子力公社。