RBMK
RBMK原子炉クラス
スモレンスク原子力発電所の敷地。稼働中のRBMK-1000型原子炉3基が見える。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： （2025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 (核/硫黄/低酸素)
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: 3,200 MW th RBMK-1500: 4,800 MW th RBMKP-2400: 6,500 MW th
電力（電気）RBMK-1000: 1,000 MW e RBMK-1500: 1,500 MW e RBMKP-2400: 2,400 MW e

RBMK （ロシア語： Реактор большой мощности канальный、РБМК; reaktor bolshoy moshchnosti kanalnyy、「高出力チャンネル型原子炉」）は、ソビエト連邦で設計・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つであり、もう1つはVVER原子炉である。[ 3 ]この名称は、その設計に由来する[ 3 ] 。設計では、炉心全体を囲む大きな鋼鉄製の圧力容器の代わりに、コンクリート製の貯蔵庫内にある円筒状の環状鋼鉄タンクが炉心を囲み、各燃料集合体が内径8cmの個別のパイプ（「技術チャンネル」と呼ばれる）に収納されている。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」[ 4 ] 、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。これらは1986年のチェルノブイリ原発事故の一因となり、 RBMKで制御不能な核連鎖反応が起こり、水蒸気および水素爆発、大火災、続いて炉心メルトダウンが発生した。放射性物質は北欧と南欧の広い範囲に放出され、その中には原子力災害の証拠がソ連外で初めて記録されたスウェーデンも含まれ、チェルノブイリ事故がソ連から世界に伝えられる前に放出された。[ 5 ] [ 6 ]この災害をきっかけに、世界中で原子炉の完全な廃止を求める声が上がった。しかし、ロシアでは依然としてRBMK施設への電力依存度が高く、稼働中の原子炉の総設備容量は約7GWに達しています 。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年以上にわたり深刻な事故なく稼働しています。[ 7 ]

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つの異なる世代のいずれかに分類されます。[ 3 ] [ 8 ]

  • 第 1 世代 - 1970 年代前半から中頃、ソビエト連邦で 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、ソ連の安全基準が OPB-88 に改訂されましたが、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。

寿命

当初、耐用年数は30年と見込まれていたが、その後、中間改修（グラファイトスタックの変形問題の修正など）により45年に延長され、最終的に一部のユニット（クルスク1-3と1-4、レニングラード1-3と1-4、スモレンスク1-1、1-2、1-3）では50年の耐用年数が採用された。すべてのユニットの免許を延長する取り組みが進行中であり、2024年7月にはレニングラード3号機の免許が2025年から2030年に延長された。[ 9 ] [ 10 ] [ 11 ]現在、すべての原子炉はロスアトムの子会社であるロスエネルゴアトムによって運営されている。

歴史

RBMKは、黒鉛減速プルトニウム生産軍用原子炉を基盤として、軍民両用可能な水冷式発電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（「アトム・ミールニー」（ロシア語で「平和の原子」の意、アメリカの平和のための原子力発電所に類似） は、30MWの熱出力で5MWの電力を発電し、1954年から1959年までオブニンスクに電力を供給した。その後の試作型原子炉はAMB-100とAMB-200で、いずれもベロヤルスク原子力発電所に設置された。

冷却には通常の（軽）水、減速には黒鉛を使用する最小限の設計を採用することで、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することで、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の正味電気銘板出力は1600MW（熱出力4500MW ）で、これまでに建造された原子炉の中で最も強力なタイプの原子炉の1つです。

RBMK-1000の設計は1968年に完成しました。当時、世界最大の原子炉設計となり、西側諸国の設計やVVER（旧ソ連のPWR原子炉設計）を出力と物理的サイズで凌駕し、容積は当時の西側諸国の原子炉の20倍の大きさでした。CANDU原子炉やインドのIPHWR原子炉と同様に、 VVER原子炉で使用されるような大型で厚肉の原子炉圧力容器に必要な専門技術を必要とせずに製造できたため、RBMK原子炉の部品を製造できる工場の数が増加しました。RBMKの試作機は製造されず、すぐに量産が開始されました。

RBMKは、その独特な設計、大型化、そして高出力から、おそらくはナショナリズムの高まりから、ソ連の国民的原子炉と称された。一方、VVERの設計は、西側諸国の多く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設計に関する極秘の発明特許は、原子炉設計の功績を自ら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特許庁に出願された。RBMKの大型化に伴い、格納容器建屋は非常に大規模で高価になり、ユニットごとのコストが倍増する可能性があるため、当初は設計から除外されていた。設計者たちは、各燃料集合体を冷却水が流れる専用のチャネルに配置するというRBMKの戦略は、格納容器として許容できる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で設計されました。RBMKは、大型で厚肉の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、また出力も大きく、ソ連政府が中央経済計画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。[ 12 ]

オリジナルのRBMK設計の欠陥は、最初のユニットが建造される前からクルチャトフ研究所内部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ユニットの建造命令は、その懸念がソ連共産党中央委員会とソ連閣僚会議に届く頃には、ソ連政府によって1966年に既に出されていた。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。[ 13 ]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年に稼働した。

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困難になり、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な状態になっていることが判明しました。そのため、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ました。毎分数十ものパラメータをタイムリーに調整する必要があり、制御棒などのスイッチ類は常に摩耗し、操作員は汗をかき続けました。これらの問題を緩和するため、濃縮度は1.8%から2.0%に引き上げられました。

ソ連では、チェルノブイリ1号機の稼働開始直後から、RBMKは既に時代遅れであると考える者もいた。アレクサンドロフとドレジャルはRBMKの問題点について更なる調査や深い理解を示さず、原子炉のマニュアルではボイド係数の分析も行われていなかった。チェルノブイリ1号機の技術者たちは、給水停止に対する保護機能の欠如など、RBMKの多くの欠陥に対する解決策を自ら考え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両発電所で部分的なメルトダウンが発生したが、これは他の原子力発電所の事故と同様に国家機密として扱われ、同じ発電所の他の作業員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、厳密に従えば安全な運転を保証でき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ている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すでにあった。決定的に重要なのは、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る。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。[ 14 ]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。

原子炉の設計と性能

原子炉容器、減速材、遮蔽体

RBMKの概略図
RBMK炉心配置の概略側面図
RBMK 原子炉の原子炉ホールと配管システム。

原子炉ピットまたは原子炉格納庫は鉄筋コンクリート造で、寸法は21.6 m×21.6 m×25.5 mです。原子炉容器は環状構造で、内壁と外壁の円筒形壁、そして内壁と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が、原子炉容器で囲まれた空間は覆っていません。原子炉容器は中空壁を持つ環状の鋼鉄製円筒で、窒素ガスで加圧されており、内径と高さは14.52 m×9.7 m、壁の厚さは16 mmです。

軸方向の熱膨張荷重を吸収するため、内壁と外壁の間の空間に、上部と下部にそれぞれ1つずつ、環状のベローズ補償器が備えられています。この容器は、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ガス中に保持され、グラファイトに不活性雰囲気を供給して火災の危険性から保護するとともに、グラファイトから冷却水チャネルへの余剰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、チャネルに垂直な面における寸法は25cm×25cm、長手方向の寸法はスタック内の位置に応じて20cmから60cmの範囲である。ブロックの長手方向軸には、燃料チャネルと制御チャネル用の直径11.4cmの穴が開けられている。ブロックは原子炉容器に囲まれ、直径14m×高さ8mの円筒状の炉心部を形成するように積み重ねられる[ 15 ] 。黒鉛の最高許容温度は730℃である[ 16 ] 。

この原子炉は、直径11.8m、高さ7mの活性炉心領域を有しています。RBMK-1000型原子炉には1700トンのグラファイトブロックが積まれています。[ 14 ]容器内の加圧窒素は、グラファイトスタックの冷却に使用されるヘリウムと窒素の混合物の漏洩を防止します。

原子炉容器の外側には円筒形の環状水タンクが一体化しており、[ 17 ]溶接構造で壁厚3cm、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る。水は下から区画に供給され、上から排出される。この水は緊急時の原子炉冷却に使用できる。タンクには水温を感知する熱電対と原子炉出力を監視する電離箱が設置されている。[ 18 ]このタンクは、タンクの外側とピットの内側の間にある環状の砂の層[ 14 ]と原子炉ピットの比較的厚いコンクリートとともに、側面の生物学的遮蔽物として機能している。

リトアニア、イグナリナ原子力発電所RBMK-1500の原子炉室。上部生物遮蔽体（UBS）は原子炉室の床下数メートルに位置している。原子炉の燃料チャンネルにはチャンネルカバーがなく、制御棒駆動装置は色付きのカバーの下に設置されている。
燃料チャネルカバー付きRBMK原子炉

原子炉の上部は、上部生物遮蔽体（UBS）で覆われています。これは「スキーマE」とも呼ばれ、チェルノブイリ原子炉4号機の爆発後には「エレナ」とも呼ばれています。UBSは、3m×17mの大きさで、重量は2000トンの円筒形の円盤です。[ 14 ]燃料系統と制御系統の配管が貫通しています。上部と下部は厚さ4cmの鋼板で覆われ、ヘリウムを封入するために溶接され、さらに構造支持材で接合されています。鋼板と配管の間の空間は、蛇紋岩[ 14 ]で満たされています。蛇紋岩は、多量の結合水を含む岩石です。蛇紋岩は生物遮蔽体の放射線遮蔽を担っており、特殊なコンクリート混合物として使用されています。円盤は、補強された円筒形の水槽の上部にある16個のローラーで支えられています。UBSの構造は、燃料系統と制御系統、中央ホールの原子炉上部の床、そして蒸気水配管を支えています。[ 18 ] [ 19 ]

原子炉炉心の底部には、下部生物遮蔽体（LBS）が設けられています。これはUBSに似ていますが、大きさは2m×14.5mです。圧力チャネルの下端の配管がLBSを貫通し、グラファイトスタックと冷却材入口配管の重量を支えています。LBSの中心の下で直角に交差し、LBSに溶接された2枚の厚板からなる鋼鉄構造がLBSを支え、機械的荷重を建屋に伝達します。[ 19 ]

UBS の上には、上部チャネル配管と計装制御 (I&C) または制御および監視ケーブル配線のある空間があります。その上には、上部シールド カバーまたはチャネル カバーで構成されるアセンブリー 11 があります。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のために使用されます。これらは、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 プラグを覆う蛇紋岩コンクリート ブロックで構成されており、格子模様の円に似た形状を形成しています。[ 19 ]そのため、原子炉上部の床は、5 コペイカ硬貨を指して、 RBMK プラントの作業員によってpyatachokと呼ばれています。 [ 14 ]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 つあります。

燃料チャネル

燃料チャンネルは、内径8cm、壁厚4mm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ています。圧力管の上部と下部はステンレス鋼で作られており、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種類の交互に配置された高さ20mm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ています。1つは圧力管に直接接触し、グラファイトスタックとの隙間は1.5mm、もう1つはグラファイトスタックに直接接触し、圧力管との隙間は1.3mmです。この構造により、中性子誘起膨張、ブロックの熱膨張などによって引き起こされる機械的負荷が圧力管に伝達されることが低減され、グラファイトブロックからの熱伝達が促進されます。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。[ 19 ]

核分裂過程における熱エネルギーの大部分は燃料棒で発生しますが、約5.5%は核分裂で生成された高速中性子を減速するグラファイトブロックに蓄積されます。このエネルギーはグラファイトの過熱を防ぐために除去する必要があります。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熱伝導を利用して燃料棒冷却材チャネルから除去されます。残りのグラファイトの熱は、ガス回路を通じた強制ガス循環によって制御棒チャネルから除去されます。[ 20 ]

第一世代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ります。第二世代炉心（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ります。[ 21 ]燃料集合体は、シールプラグを介してブラケットに吊り下げられ、燃料チャネル内に設置されています。シールプラグはシンプルな設計で、遠隔操作のオンライン燃料交換装置 による取り外しと取り付けを容易にしています。

燃料チャネルには、燃料の代わりに固定式の中性子吸収材が取り付けられるか、冷却水で完全に満たされる。また、半導体へのドーピングを目的として、燃料集合体の代わりにシリコンを充填した管が取り付けられる場合もある。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される。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る。

圧力チャネルとグラファイトブロック間の隙間が狭いため、グラファイトコアは損傷を受けやすくなります。例えば、内部圧力が高すぎるなどして圧力チャネルが変形すると、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

RBMK 原子炉燃料棒ホルダー 1 – 距離測定アーマチュア、2 – 燃料棒シェル、3 – 燃料タブレット。
RBMK 原子炉燃料棒ホルダー ウラン燃料ペレット、燃料チューブ、距離測定用アーマチュア、グラファイト ブリック。

燃料ペレットは二酸化ウラン粉末を適切なバインダーで焼結し、直径11.5 mm、長さ15 mmのペレット状に成形される。このペレットには、新規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差を低減するため、可燃性核毒物として酸化ユーロピウムが添加される場合がある。 [ 22 ]熱膨張の問題と被覆管との相互作用を低減するため、ペレットには半球状の窪みが設けられている。ペレットの軸に2 mmの穴を開けることで、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している。 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。燃料ペレットの最高許容温度は2100 °Cである。

燃料棒はジルカロイ（ニオブ1%含有）管で、外径13.6 mm、厚さ0.825 mmである。燃料棒には0.5 MPaのヘリウムが充填され、気密に封入されている。保持リングはペレットを管の中央に保持し、ペレットから管への熱伝達を促進する。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3.5 kgの燃料ペレットが封入されている。燃料棒の長さは3.64 mで、そのうち有効長は3.4 mである。燃料棒の最高許容温度は600 °Cである。[ 20 ]

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組（「サブアセンブリ」）で構成されています。燃料棒は、外径1.3cm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燃料棒は、360mm間隔で配置された10本のステンレス鋼製スペーサーによって固定されています。2つのサブアセンブリは、集合体中央の円筒で接合されています。原子炉の運転中、この燃料のないデッドスペースによって、原子炉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114.7kgです。燃料の燃焼度は20MW・d/kgです。これは、燃焼度が約28MW・d/kgの最新のBWRや、約34MW・d/kgのPWRよりも低い値です。燃料集合体の全長は10.025mで、有効領域は6.862mです。

通常の燃料集合体に加えて、中央担体に中性子束検出器を備えた計装化燃料集合体も存在する。この場合、燃料棒は壁厚2.5mm、外径15mmの管に置き換えられる。[ 23 ]

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円筒形です。

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。原子炉を停止させることなく燃料集合体の交換が可能であり、これは兵器級プルトニウムの製造において、また民生用途においては原子炉の稼働率向上に大きく貢献します。燃料集合体の交換が必要な場合、交換機は燃料チャンネルの上部に配置されます。チャンネルと接続し、内部の圧力を均一化した後、燃料棒を引き抜き、新しい燃料棒を挿入します。使用済みの燃料棒は冷却プールに収納されます。原子炉が公称出力で稼働している状態での燃料交換機の交換能力は、1日あたり燃料集合体2体、ピーク時には1日あたり5体です。

定常状態での燃料総量は192トンである。[ 21 ] RBMK炉心は、チャネル間、ひいては燃料集合体間の間隔が25cmであることもあって、少なくとも部分的には比較的低い出力密度を有する。

制御棒

チェルノブイリRBMK原子炉4号機の炉心配置の概略平面図。（括弧内は各燃料棒タイプの数量） 中性子検出器（12） 制御棒（167） 原子炉下部の短い制御棒（32） 自動制御棒（12） 燃料棒が入った圧力管（1661-1691）（第1～第2世代炉心（RBMK））画像内の数字は、原子炉が爆発する78秒前の01:22:30、[ 24 ]における各制御棒の位置（挿入深さはセンチメートル）を示しています。

原子炉制御棒の大部分は上から挿入されます。一方、24本の短縮された制御棒は下から挿入され、炉心の軸方向出力分布制御を補助するために使用されます。12本の自動挿入棒を除き、制御棒の先端には長さ4.5mの黒鉛部分があり、この部分は長さ1.25mのテレスコープ（黒鉛と吸収体の間に水で満たされた空間を作る）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」と呼ばれる黒鉛部分の役割は、黒鉛が本来は中性子吸収体として機能する水を置換することで、挿入された制御棒と引き抜かれた制御棒の中性子束減衰レベルの差を拡大することです。黒鉛で満たされた制御棒チャンネルは、水で満たされた制御棒チャンネルよりも中性子吸収量が少なくなるため、挿入された制御棒と引き抜かれた制御棒の間の減衰レベル差が拡大されます。

制御棒が完全に引き込まれた状態では、グラファイト製のディスプレーサーは炉心高さの中央に位置し、その両端にはそれぞれ1.25mの水が充填されています。制御棒が下降するにつれて炉心下部1.25mの水が変位するため、制御棒のグラファイト部分がその部分を通過する際に炉心底部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。制御棒チャンネルは独立した水回路によって冷却され、40～70℃に保たれています。

制御棒とチャンネル間の狭い空間は、移動中に制御棒周囲の水の流れを妨げ、流体ダンパーとして作用します。これが、制御棒挿入時間が遅い主な原因です（原子炉制御・保護系制御棒の場合、公称18～21秒、約0.4 m/s）。チェルノブイリ原発事故後、他のRBMK原子炉の制御棒サーボは交換され、より高速な制御棒移動が可能になりました。さらに、制御棒チャンネルを内側ジャケットとジルカロイ管の間に薄い水層を設けて冷却することで、制御棒自体はガス中で移動したまま、より高速な移動が可能になりました。

手動防護グループと緊急防護グループ間の制御棒の分割は任意であり、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。

炉心に新燃料を装荷する際には、静的なホウ素系吸収材が追加で挿入されます。初期の装荷時には約240本の吸収材が追加されます。これらの吸収材は燃焼度が上昇す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構成に依存し、初期吸収材がすべて装荷されている場合は負の値、すべて除去された場合は正の値となります。

通常の反応度余裕は制御棒43～48本です。

ガス回路

原子炉はヘリウム-窒素雰囲気（体積比70～90% He、10～30% N 2 ）で稼働している。 [ 20 ]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、放射性気体生成物を放出前に崩壊させる貯蔵タンク、固体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、または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。[ 25 ]

ガスは低流量で炉心スタックの下部から注入され、各チャネルのスタンドパイプから個別の配管を通って排出される。排出ガスの水分と温度は監視されており、それらの上昇は冷却材の漏れの兆候である。[ 16 ] 1つのガス回路は、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基ずつで建設された。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原子炉では、ガス回路は2基の原子炉の間に設置されている。

一次冷却回路

RBMK 発電所の冷却システムとターボ発電機の概略図。
RBMK の循環システム。蒸気分離器 (赤)、ポンプ (黄色)、パイプ ネットワークを示しています。

原子炉には 2 つの独立した冷却回路があり、各回路には原子炉の半分にサービスを提供する 4 台の主循環ポンプ（3 台が運転中、1 台が待機中）があります。冷却水は下部水ラインを通って共通圧力ヘッダー（各冷却回路に 1 台）に原子炉に供給され、この共通圧力ヘッダーは 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 の圧力チャネルに冷却材を供給して炉心で冷却材が沸騰します。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ラインによって原子炉上部から蒸気分離器に導かれます。蒸気分離器は原子炉上部上部の側部区画にある 2 対の厚い水平ドラムです。各ドラムの直径は 2.8 m（9 フィート 2 インチ）、長さは 31 m（101 フィート 8 インチ）、壁の厚さは 10 cm（3.9 インチ）、重量は 240  t（260ショートトン）です。[ 15 ]

蒸気品質が約 15% の蒸気は、分離器ごとに 2 つの蒸気コレクターによって分離器の上部から取り出され、結合されてタービンホールの2 つのタービン発電機に送られ、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、ここで残りの気相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送られ、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送られ、原子炉に戻されます。[ 26 ]ループには、給水から不純物を取り除く 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、タービンの次の段に送られる前に、蒸気を新鮮な蒸気で加熱するために使用されます。凝縮されなかった蒸気は凝縮器に送られ、セパレーターからの凝縮水と混合され、第1段の凝縮水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段の凝縮水ポンプによって4つの脱気装置に送られ、そこで溶解ガスと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。脱気装置から送られた水はフィルターを通過し、蒸気分離器ドラムの底部に送られます。[ 27 ]

主循環ポンプは5,500～12,000 m 3 /hの容量があり、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8,000 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専用の流量制御弁があり、原子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 m 3 /時である。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）/時である。[ 16 ]

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。[ 16 ] [ 14 ]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の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は、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。沸騰水の泡は出力の増加につながり、今度は泡の形成が増えます。

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可能性があります。給水温度は蒸気発生量に依存します。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℃）よりも大幅に低い温度（155～165℃（311～329°F））で戻ります。そのため、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ります。膜沸騰とそれに伴う熱伝達率の低下を防ぐため、給水温度は飽和温度以下に保たれます。 [ 15 ]

原子炉は、蒸気分離器の水位が高すぎる場合または低すぎる場合（低水位閾値は2段階に設定可能）、蒸気圧力が高い場合、給水流量が低い場合、または両側の主冷却ポンプが2台とも停止した場合にトリップします。これらのトリップは手動で解除できます。[ 18 ]

蒸気分離器内の水位、原子炉圧力管内の蒸気の割合、原子炉心部で水が沸騰し始める水位、原子炉内の中性子束と出力分布、そして炉心を通過する給水流量は、厳密に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量によって制御され、脱気タンクは水タンクとして機能します。

原子炉と冷却材の最大許容加熱速度は10℃（18℉）/時、最大冷却速度は30℃（54℉）/時である。[ 16 ]

ECCS

原子炉には、専用の貯水タンク、油圧アキュムレータ、およびポンプで構成され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一体化されています。ECCSは3つのシステムで構成され、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を最大100秒間冷却します（残りの半分は主循環ポンプによって冷却されます）。その後、他の2つのサブシステムが原子炉の長期冷却を担当します。[ 18 ]

短期ECCSサブシステムは、6基の蓄圧タンクからなる2つのグループで構成され、10メガパスカル（1,500psi）の圧力下で窒素で包まれた水が高速作動弁によって原子炉に接続されている。各グループは、原子炉の損傷した半分に最大冷却流量の50%を供給することができる。3つ目のグループは、脱気装置から水を汲み出す電動ポンプのセットである。短期ポンプは、主タービン発電機の回転停止によって駆動することができる。[ 18 ]

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、その水は吸込管内の熱交換器を介してプラントサービス水で冷却される。各組は最大冷却流量の半分を供給できる。損傷のない回路を長期冷却するためのECCSは、凝縮水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る。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、不可欠な内部6kVラインから電力を供給されている。また、無停電電源を必要とする一部のバルブは、バッテリーによってもバックアップされている。[ 18 ]

原子炉制御・監視システム

クルスク原子力発電所の第一世代RBMKの制御室
チェルノブイリ3号機の制御室。第2世代RBMKであり、チェルノブイリ4号機の双子である。左側には、すべてのチャンネルまたはコアマップ用の大きな円形のミミックディスプレイがある。

原子炉内の電力密度分布は、炉心の内外に設置された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を設置しており、原子炉制御保護システム（RCPS）は炉心内および側面生物遮蔽タンク内にセンサーを設置しています。タンク内の外部センサーは原子炉中央面付近に設置されているため、軸方向の電力分布や炉心中心部の電力に関する情報は提供できません。

自己発電型検出器を備え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台設置されています。反応度計と着脱式起動チャンバーは、原子炉の起動監視に使用されます。原子炉全体の出力は、横方向電離箱の電流値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、圧力管健全性監視システムによって監視されます。

PPDDCSとRCPSは互い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。しかし、どちらのシステムにも欠陥があり、特に原子炉出力が低い場合に顕著になります。PPDDCSは、原子炉の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（局所自動制御および局所自動保護）RPCSサブシステムは、原子炉内の電離箱に依存しており、10%を超える出力レベルで作動します。

これらのレベル以下では、自動システムは停止し、炉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、横方向の電離箱のみに頼る場合、原子炉の制御は非常に困難になります。運転員は原子炉を確実に制御するための十分なデータを得ることができず、直感に頼らざるを得なくなります。原子炉の起動時には、原子炉が予測通りに挙動するため、この情報不足は管理可能ですが、不均一に原子炉に毒が付着していると、出力分布に大きな不均一性が生じ、壊滅的な結果を招く可能性があります。

原子炉緊急保護装置（EPS）は、運転パラメータを超えた場合に原子炉を停止させるように設計されました。この設計では、燃料要素温度が265℃を下回った場合の炉心内の蒸気崩壊、原子炉冷温状態における燃料チャネル内の冷却材の蒸発、そして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、そしてディスプレーサーが炉心下部を移動する際に局所的に正反応度が生じる設計となっていることから、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数多く発生しました。

反応度余裕計算用のSKALA（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、原子炉の定常制御において運転員を支援することでした。すべての測定値を循環的に処理し、結果を計算するには10分から15分かかりました。SKALAは原子炉を制御することはできず、運転員に勧告を行うことしかできず、1960年代のコンピュータ技術を使用していました。[ 28 ]

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化し、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備え付けられています。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は、特殊な台車に搭載され、燃料チャンネルの出口上を移動します。蒸気水流中の放射能の増加が検出されると、警報が発せられます。

RBMK 制御室には、原子炉の上面図を示す 2 つの大型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、大部分または全体 (第 1 世代 RBMK) が色付きのダイヤルまたは制御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示し、ダイヤルのハウジングの色は制御棒の色と一致しており、制御棒の色は機能に対応しています (たとえば、自動制御棒は赤)。もう 1 つのディスプレイは炉心マップまたは炉心チャネル 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示しています。各タイルは、チャネル番号[ 29 ]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 (正常よりも高いまたは低い) のチャネル パラメータが表示されます。

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 ウォールに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 (今では代表的な) 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。[ 30 ]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。

封じ込め

RBMKの設計は、主に強力で、建設が迅速で、保守が容易であることを目的としていました。各原子炉に完全な物理的格納構造物を設置すると、各プラントのコストと建設期間が2倍以上に増加します。また、設計はソビエト原子力科学省によって、規定のパラメータ内で運転する場合は本質的に安全であると認定されていたため、ソビエト当局は、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ました。RBMK原子炉は、加圧重水CANDU原子炉やインドのIPHWR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されていました。これには、炉心上に大型のクレーンが必要でした。

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困難さから、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、圧力が原子炉の頂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、過熱した黒鉛炉心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、古いRBMK原子炉の一部には、チェルノブイリ4号機が誇る事故格納容器システムに類似したシステムが後付けで設置されました。

原子炉の底部は水密区画で囲まれています。原子炉底部と床面の間には空間があります。原子炉キャビティ過圧保護システムは、床面に埋め込まれた蒸気逃しアセンブリで構成され、破裂板で覆われた蒸気分配ヘッダーに通じ、原子炉下層（レベル+6）の蒸気分配通路に開口しています。通路の床面には、レベル+3とレベル+0にある圧力抑制プール（「バブラー」プール）の底部につながる多数の垂直パイプの入口があります。最大で1つまたは2つの圧力チャネルの破裂と予測される事故が発生した場合、蒸気は水中を泡状に通過して凝縮し、漏れのない区画内の過圧を低減することになっています。プールへのパイプの流量容量により、保護能力は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（「構造E」、爆発のニックネーム「エレナ」にちなんで名付けられたが、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を切断し、制御棒挿入システムを破壊し、場合によっては制御棒を炉心から引き抜くことになるだろう。[ 31 ]

格納容器は、ダウンカマー、ポンプ、給水配管および入口の故障に対応できるよう設計されている。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。配管ヘッダーと入口エンクロージャは0.08 MPa（12 psi）の過圧に耐えることができ、チェックバルブを介して密閉区画に排気される。原子炉キャビティは0.18 MPa（26 psi）の過圧に耐えることができ、チェックバルブを介して密閉区画に排気される。圧力抑制システムは、原子炉チャネル1つ、ポンプ圧力ヘッダー1つ、または配管ヘッダー1つの故障に対応できる。[ 18 ]

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以外は、対処されていません。これらの空間も過圧に耐えられるように設計されていません。蒸気分配通路には表面凝縮器が設置されています。火災スプリンクラーシステムは、事故時および通常運転時に作動し、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設置されており、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ています。[ 18 ]

密閉区画からの水素除去は、毎時800立方メートル（28,000立方フィート）の空気を抜き取り、ろ過した後、大気中に放出することによって行われます。冷却材の漏洩が発生した場合、空気の除去は自動的に停止し、手動で再開する必要があります。通常運転中も、冷却材の漏洩（毎時最大2トン（2.2ショートトン）と想定）により水素が発生します。[ 18 ]

その他のシステム

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。

電気システム

発電所は330 kVおよび750 kVの電力網に接続されている。ブロック内には2台の発電機があり、1台の発電機用変圧器を介して750 kV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。発電機間にあるユニット変圧器は、発電所のシステムに電力を供給するために接続されている。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用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。330 kVラインは通常は使用されず、外部電源として使用され、発電所の変圧器を介して発電所の電気システムに接続されている。[ 18 ]

発電所は、自前の発電機で電力を供給するか、発電機用変圧器を介して750 kV系統から、発電所用変圧器を介して330 kV系統から、あるいは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ができます。外部電源が完全に失われた場合、必須システムはディーゼル発電機で駆動できます。各ユニット変圧器は、2つの6 kV主電源盤AとB（例：発電機7と8の場合は7A、7B、8A、8B）に接続され、主要な非必須駆動装置に電力を供給します。また、4 kV主電源と4 kV予備母線用の変圧器に接続されています。[ 18 ]

7A、7B、8B基板は、冷却ポンプ用の3本の主要電力線にも接続されており、それぞれにディーゼル発電機が搭載されています。冷却回路の故障と外部電源の同時喪失が発生した場合、タービン発電機の回転停止により約45～50秒間、主要電力を供給できます。この間にディーゼル発電機が起動します。発電機は、外部電源の喪失から15秒以内に自動的に起動します。[ 18 ]

ターボ発電機

電力は、500MWの水素冷却タービン発電機2基によって発電されます。これらは、原子炉建屋に隣接する全長600m（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軸に取り付けられています。ローターの総重量は約200t（220ショートトン）で、公称回転速度は3000rpm です。[ 15 ]

タービン発電機の長さは39メートル（127フィート11インチ）、総重量は1,200トン（1,300ショートトン）です。各タービンの冷却水流量は毎時82,880トン（91,360ショートトン）です。発電機は20kV 50Hzの交流電力を発電します。発電機の固定子は水冷され、回転子は水素冷却されます。発電機用の水素は、現地で電気分解によって製造されます。[ 15 ]タービンの設計と信頼性が高く評価され、1979年にウクライナ国家賞を受賞しました。

ハリコフ・タービン工場（現ターボアトム）は後に、貴金属の使用量を削減するため、新型タービンK-500-65/3000-2を開発しました。チェルノブイリ原子力発電所には両タイプのタービンが設置されていましたが、ブロック4には新型タービンが設置されていました。

デザインのバリエーション

RBMK-1500

RBMK-1000型原子炉とRBMK-1500型原子炉の主な違いは、RBMK-1500型は冷却水量が少なく、チャネルを通る直線層流ではなく螺旋層流を採用していることです。RBMK-1500型はウラン使用量も少なくなっています。この螺旋流は燃料集合体内のタービュレーターによって生成され、除熱効果を高めます。 [ 32 ] [ 33 ] RBMK型原子炉はボイド係数が正であるため、冷却水量が少なくなり、より高い出力が得られます。その名の通り、1500MWの電力出力を実現するように設計されました。このタイプでこの出力を持つ原子炉は、イグナリナ原子力発電所の原子炉のみです。[ 34 ]

RBMK-2000およびRBMK-3600

RBMK-2000 [ 32 ]と RBMK-3600 [ 35 ]は、それぞれ2000MWと3600MWの電力を発電するように設計された。RBMK-2000は、RBMK-1000およびRBMK-1500と同じ炉心寸法を維持しながら、燃料集合体当たりの燃料棒数と燃料チャネル径を増加させる予定だった。RBMK-3600は、RBMK-1500と同様に、熱除去能力を向上させるためにRBMK-2000の設計にタービュレーターを追加したと推測される。

RBMKP-2400

RBMKP -2400は円筒形ではなく長方形で、垂直の蒸気分離器を備えたモジュール式で、理論的には長さ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して現場で組み立てることを想定していました。出力は2400MWeで、一般的なジルカロイ被覆ではなくステンレス鋼被覆の燃料棒を使用した特殊な燃料チャンネルで原子炉心で直接蒸気を過熱することにより、蒸気出口温度が450℃になるため、熱効率が高くなるように設計されました。この出力の原子炉はこれまでに建造されたことがなく、2018年時点で最も強力なのは1750MWeのEPRです。[ 34 ]この設計の開発はチェルノブイリ事故の余波で中止されました。RBMKP-4800では蒸発および過熱チャンネルの数が増え、出力が向上していました。[ 36 ] [ 37 ]コストロマ原子力発電所には2基のRBMKP-2400が計画されていた。[ 38 ]

設計上の欠陥と安全性の問題

1950年代のソビエト技術をベースとした初期の第二世代原子炉であるRBMKの設計は、生産速度を最適化したものの、冗長性を犠牲にしていました。その設計特性のいくつかは、設計仕様外で運転すると危険なほど不安定になることが判明しました。天然ウラン燃料とグラファイト炉心を使用するという決定により、重水炉のわずか4分の1のコストで大規模な発電が可能になりました。重水炉はメンテナンスに手間がかかり、起動には大量の高価な重水が必要でした。しかし、その意図せぬ影響が完全に明らかになるのは、1986年の チェルノブイリ原発事故が起こるまで待たなければなりませんでした。

高い正の空隙係数

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する速度まで減速させる（中性子を「熱化」して、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、一部の中性子を吸収するのです。熱中性子は、核分裂によって最初に生成される高速中性子よりも、ウラン235の原子核と相互作用する可能性がはるかに高くなります。

RBMKシリーズの原子炉では、軽水は冷却材として機能し、減速は主に黒鉛によって行われます。黒鉛は既に中性子を減速させるため、軽水は中性子を減速させる効果は小さいものの、吸収することができます。つまり、原子炉の反応度（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ます。水蒸気の密度は液体の水の密度よりもはるかに低いです（正確な数値は圧力と温度に依存します。標準状態では、水蒸気の密度は液体の水の約1/1350です）。この低い密度（質量密度、ひいては中性子を吸収できる原子核の密度）のため、軽水は沸騰すると中性子を吸収する能力が実質的に失われます。これにより、より多くの中性子がより多くのウラン235の原子核を核分裂させ、原子炉の出力が増加します。その結果、温度が上昇してさらに多くの水が沸騰し、熱フィードバックループが形成されます。

RBMK原子炉では、冷却水中の蒸気発生によって、実際にはボイド（中性子を吸収しない気泡）が発生します。軽水による減速効果の低下は、グラファイトが依然として中性子を減速するため、問題になりません。しかし、吸収力の低下は中性子生成のバランスを劇的に変化させ、中性子がますます多く生成され、その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誇ります。

ボイド係数が高くても、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、特に低出力時に原子炉の制御がかなり困難になる。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印があり、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、実際に発電所を操作している職員の間でも禁じられていた。後のRBMK設計の中には、電磁グラップルに制御棒を取り付けたものがあり、これによって反応速度を制御し、必要に応じて反応を完全に停止させるものもあった。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え付けられていた。

チェルノブイリ原発事故後、RBMK原子炉はすべて大幅な変更を受けました。正ボイド係数は+4.5βから + 0.7βに低下し[ 39 ] 、 [ 40 ]、ウラン燃料の濃縮度要件が引き上げられる代わりに、さらなる反応度事故の発生確率が低下しました[ 41 ] 。

チェルノブイリ事故以降の改善

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以前から認識していたことを明らかにした。[ 42 ] [ 43 ]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、1988年にレガソフが自殺したことは、科学界全体に衝撃を与えた。RBMKの設計上の問題は、ますますオープンに議論されるようになった。[ 44 ]

チェルノブイリ事故後、残存するRBMK原子炉はすべて、安全性向上のための数々の改修工事が行われた。これらの改修の中で最も大規模なものは、RBMK制御棒の設計修正であった。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取り付けられており、これにより、制御棒が引き抜かれ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際に、底部に1.25メートル（4.1フィート）、上部に1.25メートル（4.1フィート）の水柱が残っていた。[ 4 ]

挿入の際、グラファイトはまず下部の水を置換し、局所的に反応度を上昇させる。また、燃料棒が最上部にあるとき、吸収体の端部は炉心の外側に位置していたため、反応度を大幅に低下させるには比較的大きな変位が必要であった。[ 45 ]これらの設計上の欠陥は、チェルノブイリ事故における最初の爆発の最終的な引き金となった可能性が高い。運転員が燃料棒の再挿入によって高度に不安定化した原子炉を停止させようとした際に、炉心の下部が即座臨界状態となった。最新情報は以下のとおりである。

  • 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 設計が最も危険となる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[ 46 ]（迅速原子炉緊急保護システム）の追加により、改良された駆動機構を介して1.8～2.5秒以内に均一に分布した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を解析するための統合熱流体中性子計算に使用するために開発された。[ 47 ]

*BAZ ボタンは、AZ-5 が作動する前に反応度を下げて、RBMK の安全かつ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。

変形した黒鉛減速材ブロック

2012年5月から2013年12月まで、レニングラード1号炉は、変形した黒鉛減速材ブロックの修理のため、運転停止状態でした。この18ヶ月間のプロジェクトには、保守機器と監視システムの研究開発が含まれていました。同様の作業が、残りの稼働中のRBMKにも適用される予定です。[ 48 ] RBMKの黒鉛減速材ブロックは、現在稼働している他の大型黒鉛減速炉である先進ガス冷却炉とは異なり、現場で修理・交換が可能です。[ 49 ]

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。[ 50 ]

さらなる発展

ソ連後の RBMK の再設計はMKER (ロシア語: МКЭР , Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор [Mnogopetlevoy Kanalniy Energeticheskiy Reaktor]) であり、マルチループ圧力を意味します。管状動力炉）、安全性が向上し、格納容器が備えられています。MKER-800、MKER-1000、MKER-1500がレニングラード原子力発電所用に計画されていた[ 51 ] [ 52 ] 。 [ 53 ] [ 54 ] [ 55 ]

RBMK原子炉のリスト

カラーキー:

 –稼働中の原子炉（現在停止中の原子炉を含む）      – 原子炉の廃止 –事故で原子炉が破壊された –原子炉建設の 放棄または中止
場所[ 56 ]現在の国 原子炉の種類 オンライン 状態 正味容量（MW e） 総容量（MW e）
チェルノブイリ-1 ウクライナ RBMK-1000 1977 1996年に閉鎖 740 800 [A]
チェルノブイリ2 ウクライナ RBMK-1000 1978 1991年にタービン火災により閉鎖 925 1,000
チェルノブイリ3 ウクライナ RBMK-1000 1981 2000年に閉鎖 925 1,000
チェルノブイリ4 ウクライナ RBMK-1000 1983 1986年に破壊された 925 1,000
チェルノブイリ5 ウクライナ RBMK-1000 該当なし 1988年に建設中止 925 1,000
チェルノブイリ6号 ウクライナ RBMK-1000 該当なし 1988年に建設中止 925 1,000
イグナリナ-1 リトアニア RBMK-1500 1983 2004年に閉鎖 1,185 1,300 [B]
イグナリナ2 リトアニア RBMK-1500 1987 2009年に閉鎖 1,185 1,300 [B]
イグナリナ3 リトアニア RBMK-1500 該当なし 1988年に建設中止 1,380 1,500
イグナリナ4 リトアニア RBMK-1500 該当なし 1988年に計画は中止された 1,380 1,500
コストロマ-1 ロシア RBMKP-2400 該当なし 1980年代に建設中止 2,260 2,400
コストロマ2 ロシア RBMKP-2400 該当なし 1980年代に建設中止 2,260 2,400
クルスク-1 ロシア RBMK-1000 1977 2021年に閉鎖 925 1,000
クルスク2 ロシア RBMK-1000 1979 2024年に閉鎖 925 1,000
クルスク3 ロシア RBMK-1000 1984 2033年まで運用予定[ 10 ]925 1,000
クルスク4 ロシア RBMK-1000 1985 2035年まで運用予定[ 10 ]925 1,000
クルスク5 [ 51 ]ロシア RBMK-1000 [B]該当なし 2012年に建設中止 925 1,000
クルスク6 ロシア RBMK-1000 該当なし 1993年に建設中止 925 1,000
レニングラード-1 ロシア RBMK-1000 1974 2018年に閉鎖[ 57 ]925 1,000
レニングラード2 ロシア RBMK-1000 1976 2020年に閉鎖[ 58 ]925 1,000
レニングラード3 ロシア RBMK-1000 1979 2030年まで運用（2025年に5年間延長）[ 59 ]925 1,000
レニングラード4 ロシア RBMK-1000 1981 2031年まで運用（2026年に5年間延長）[ 60 ]925 1,000
スモレンスク-1 ロシア RBMK-1000 1983 2028年まで運用予定[ 59 ]925 1,000
スモレンスク2 ロシア RBMK-1000 1985 2030年まで運用予定[ 59 ]925 1,000
スモレンスク3 ロシア RBMK-1000 1990 2034年まで運用予定[ 59 ]925 1,000
スモレンスク4 ロシア RBMK-1000 該当なし 1993年に建設中止 925 1,000
総出力 1,000MWで建設された原子炉1号機は、1982年の部分メルトダウン事故後、出力が800MWeに低下しました。
B総 1,500 MW で建造されたRBMK-1500 は、チェルノブイリ原発事故後、出力が 1,360 MW に引き下げられました。

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。[ 61 ]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、伝熱流体としてガス（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の縮小版であるEGP-6黒鉛水炉3基が現在（2025年5月現在）、世界で2番目に北に位置する原子力発電所、すなわちビリビノ原子力発電所で稼働しています。1基は2020年に永久停止されました。

既知の事件

RBMK原子炉を稼働させていた様々な発電所で、多くの事故が発生しました。そのほとんどは隠蔽されました。資材の盗難、設備の故障、それらによる度重なる運転停止などが発生しました。レニングラード1号機とチェルノブイリ1号機の部分溶融といった最も深刻な事故は深刻に受け止められず、科学者や専門家の勧告も実施されず、1986年の大惨事へと繋がりました。以下は、RBMK原子炉で発生した既知の事故の一部です。

  • 1975年1月、レニングラード原子力発電所1号機で放射性ガスを貯蔵していたタンクが爆発した。
  • 1975年のレニングラード原子力発電所1号機の部分的なメルトダウン
  • 1980年のクルスク原子力発電所の停電
  • 1982年のチェルノブイリ原子力発電所1号機の部分的なメルトダウン
  • 1983年にイグナリナ原子力発電所 1号機とチェルノブイリ原子力発電所4号機でスクラム効果が発見された。
  • 1984年のチェルノブイリ原子力発電所3号機と4号機のコンクリート横木の移動
  • 1986年のチェルノブイリ原発事故
  • 1991年にチェルノブイリ原子力発電所2号機でタービン火災が発生し、永久停止に至った。
  • 1991年、チェルノブイリ1号機で保守停止中に電離箱の試験中にケーブルが溶解し、AZ-MM信号中に自動制御棒が反応せず、低電力保護システムが故障した。
  • チェルノブイリ1号機の主循環ポンプのシールプラグが故障し、放射能汚染水が放出された。
  • チェルノブイリ3号機は1993年3月に蒸気分離器ドラム内の水位が上昇したためスクラムした。
  • チェルノブイリ3号機は1994年に短絡事故を起こし、緊急炉心冷却システム（ECCS）の水が蒸気分離器ドラムに流入してスクラムを起こした。
  • チェルノブイリ3号機は、1981年に組み立て中の溶接不良により燃料経路の1つで蒸気漏れが検出された後、スクラムした。
  • チェルノブイリ1号機は1995年に燃料交換機が水路の一つに引っかかったためスクラムした。

2009年8月27日、レニングラード原子力発電所3号機は、ポンプの排出口に穴が開いていることが発見されたため、運転を停止した。[ 62 ]自動放射線管理システムによると、発電所とその周囲30キロメートル（19マイル）の監視区域の放射線状況は正常であった。[ 62 ]発電所の経営陣は事故の噂を否定し、3号機は「短期間の予定外のメンテナンス」のために停止しており、2009年8月31日に再稼働する予定であると述べた。[ 63 ]

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