压力管かん式しき石墨せきぼく慢化沸にえ水すい反はん应炉

压力管かん式しき石墨せきぼく慢化沸にえ水すい反はん应堆
斯摩棱斯克かつ核かく电站共きょう建けん设过4座ざRBMK-1000型がた反はん应堆，但ただし第だい四座在完成前就被取消了。
世代せだい	第だい二に代だい反はん应堆
反はん应堆原理げんり	石墨せきぼく慢化反はん应堆 沸にえ水すい反はん应堆
反はん应堆类型	压力管かん式しき石墨せきぼく慢化沸にえ水すい反はん应堆 (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy)
反はん应堆型がた号ごう	RBMK-1000 RBMK-1500 RBMKP-2400
目前もくぜん状じょう态	计划26台だい机つくえ组: 11台だい运行中ちゅう 1台だい损毁 9台だい取消とりけし 5台だい退役たいえき (截至2013年ねん)
反はん应堆堆うずたか芯しん
核かく燃料ねんりょう (可か裂きれ变物质)	235U (天然てんねん铀/浓缩铀/低てい浓缩铀)
燃料ねんりょう形がた态	固体こたい
中子なかご温度おんど	热中子なかご反はん应堆
控ひかえ制せい方式ほうしき	控ひかえ制せい棒ぼう
中子なかご慢化剂	石墨せきぼく
冷却れいきゃく剂	液体えきたい（控ひかえ制せい棒ぼう）
反はん应堆用途ようと
主要しゅよう用途ようと	发电
热功率りつ	RBMK-1000: 3,200 MWth RBMK-1500: 4,800 MWth RBMKP-2400: 6,500 MWth
电功率りつ	RBMK-1000: 1,000 MWe RBMK-1500: 1,500 MWe RBMKP-2400: 2,400 MWe

RBMK反はん应堆示しめせ意い图

压力管かん式しき石墨せきぼく慢化沸にえ水すい反はん应炉（俄にわか語ご：РБМК，羅ら馬うま化か：RBMK；全ぜん名めい为俄語ご：Реактор Большой Мощности Канальный，羅ら馬うま化か：reaktor bolshoy moshchnosti kanalnyy，直ちょく译：大功たいこう率りつ管かん式しき反はん应炉）是ぜ一いち种苏联建造けんぞう的てき用よう于核かく电站的てき石墨せきぼく慢化沸にえ水すい反はん应堆，也是目前もくぜん仍有在ざい运行的てき最早もはや的てき反はん应堆和わ最早もはや的てき第だい二に代だい核かく反はん应堆（第だい一代是那些试验性质的研究用反应堆）。

RBMK反はん应堆是ぜ苏联核かく能のう项目的もくてき最高峰さいこうほう，其為一种基于苏联的石墨慢化军事级鈽生なま产反应堆的てき水冷すいれい反はん应堆。其中的てき第だい一いち台だい机つくえ型がた，奥おく布ぬの宁斯克かつ核かく电站的てきAM-1（俄にわか語ご：Атом Мирный，直ちょく译：和平わへい核かく能のう）可か以产生せい5百ひゃく萬まん瓦かわら(MW)电能，并在1954至いたり1959年ねん间為奥おく布ぬの宁斯克かつ供應きょうおう电力。

由よし于其使用しよう轻水（也就是ぜ普通ふつう水すい）作さく冷却れいきゃく剂、石墨せきぼく做减速そく剂，所以ゆえん可か以使用しよう天然てんねん铀作さく为燃料ねんりょう，不ふ需要じゅよう通どおり过分ぶん离同位どうい素もと来らい获取浓缩铀和わ重水じゅうすい，而暴露ばくろ式しき的てき反應はんのう爐ろ只ただ有ゆう簡單かんたん的てき圍かこえ壁かべ構造こうぞう，甚至可か以一邊核反應同時更換燃料，因いん此大大だい降くだ低てい了りょう建けん设和维护的てき难度，也就降くだ低てい了りょう成本なりもと，同どう时还能のう提供ていきょう很高的てき功こう率りつ，例れい如立陶すえ宛あて的てき伊い格かく纳利纳核电站中なか，每まい台たい机つくえ组可发电1500百ひゃく萬まん瓦かわら(MW)，无论在ざい当とう时還是ぜ现今都と已やめ是ぜ很大的てき功こう率りつ。

反はん应堆的てき设计和わ运行

RBMK反はん应堆结构示しめせ意い

采さい用ようRBMK反はん应堆的てき电站结构

切きり尔诺贝利核かく事故じこ发生时的RBMK反はん应堆控ひかえ制せい棒ぼう位置いち。蓝色=启动中子なかご源げん(12)，黄色おうしょく=底部ていぶ的てき短たん控ひかえ制せい棒ぼう(32)，灰色はいいろ=冷却れいきゃく水通すいどう道どう(1661)，绿色=手て动控制せい棒ぼう(167)，红色=自じ动控制せい棒ぼう(12)。图為事しごと发前约1分ふん30秒びょう时控制せい棒ぼう插入そうにゅう的てき深度しんど，单位为厘米まい。

通つう过使用しよう真空しんくう隔へだた离的石墨せきぼく作さく为减速そく剂和用よう天然てんねん铀作为燃料ねんりょう，RBMK的てき运行成本なりもと只ただ有ゆう同どう功こう率りつ的てき重水じゅうすい反應はんのう爐ろ的てき四よん分ふん之の一いち，爲ため了りょう可か以在反應はんのう時じ操作そうさ核かく燃料ねんりょう循環じゅんかん更さら換かわ燃料ねんりょう棒ぼう，故こ取消とりけし了りょう圍かこえ阻體改あらため為ため設置せっち了りょう起重機きじゅうき，操作そうさ方便ほうべん外がい，建造けんぞう又また更さら加か的てき便宜べんぎ了りょう，然しか而RBMK的てき设计上じょう就存在そんざい很多安全あんぜん隐患，比ひ如在控ひかえ制せい棒ぼう尖端せんたん附着ふちゃく了りょう石墨せきぼく，由ゆかり此导致其空そら泡あわ系けい数すう偏へん高だか并且在ざい低てい功こう率りつ下か不ふ稳定。这些隐患最さい终导致了切きり尔诺贝利核かく事故じこ的てき发生。

RBMK的てき设计是ぜ典型てんけい的てき50年代ねんだい苏联模も式しき，也是一些第二代反应堆的共性，就是更さら偏重へんちょう于建设简单而不ふ注ちゅう重じゅう冗余性せい。RBMK的てき设计使し得とく如果操作そうさ员违规操作そうさ，反はん应堆将しょう会かい进入一个极为不稳定的危险状态。故こ后きさき，世界せかい上じょう许多国家こっか要求ようきゅう关闭这些反はん应堆，但ただし是ぜ不ふ少しょう原げん苏联的てき成なり员国的てき电力供きょう应十分依赖这些反应堆，比ひ如切尔诺贝利的てき反はん应堆直ちょく到いた2000年ねん才ざい关闭。截至2013年ねん，俄にわか罗斯境内けいだい仍有11台だい这种反はん应堆在ざい运行，但ただし是ぜ并没有ゆう再さい新建しんたけ此类型がた反はん应堆的てき计划（此技术于20世せい纪50年代ねんだい发明，现在已やめ被ひ认为过时）并且国こく际社会かい上じょう有ゆう关于关闭剩余じょうよ那な些反应堆的てき要求ようきゅう。

反はん应堆的てき容器ようき、减速剂、保ほ护外墙

反はん应堆坑あな由ゆかり钢筋混こん凝しこり土ど制せい成なり，外形がいけい大小だいしょう21.6×21.6×25.5米めーとる，是ぜ一いち个圆柱ばしら体たい，上下じょうげ置おけ有ゆう金属きんぞく板ばん，内部ないぶ则放置ほうち反はん应堆容器ようき。容器ようき中ちゅう则有石墨せきぼく堆うずたか，并填充たかし氦氮混合こんごう气体，以提供ていきょう一个惰性环境并帮助将石墨上的热量带到冷却管中。

减速剂块由よし核かく能のう级石墨すみ制せい成なり，大小だいしょう250×250×500毫米。其纵向こう方位ほうい有ゆう直径ちょっけい114毫米的てき孔あな以便燃料ねんりょう棒ささげ和かず控ひかえ制せい棒ぼう插入そうにゅう。这些石墨せきぼく块则放置ほうち在ざい一いち个14米めーとる直径ちょっけい、8米べい高だか的てき圆柱形がた反はん应堆容器ようき中ちゅう。这些石墨せきぼく最高さいこう能のう承うけたまわ受730°C。

反はん应堆容器ようき是ぜ一个圆柱形钢铁，外がい径みち14.52米めーとる，厚あつ16毫米，高こう9.75米めーとる，并有伸しん缩缝以对抗こう各かく方向ほうこう上じょう的てき热膨胀/收おさむ缩应力りょく。

减速剂放在ざい一いち个圆柱ばしら形がた的てき，内径ないけい16米めーとる，外そと径みち19米まい的てき中空なかぞら水槽すいそう。水槽すいそう壁かべ厚あつ30毫米，内ない部分ぶぶん为16个垂直ちょく单元。水みず从单元もと底部ていぶ泵入并从顶部流出りゅうしゅつ。这些水すい亦また可か被ひ用よう于紧急きゅう冷却れいきゃく反はん应堆。水槽すいそう有ゆう热电藕はす器き来らい监视水すい温和おんわ离子室しつ以监控ひかえ反はん应堆功こう率りつ。水槽すいそう、沙すな层和反はん应堆坑あな中ちゅう的てき混こん凝しこり土ど亦また被ひ作さく为额外的がいてき生物せいぶつ防ぼう护层。

反はん应堆顶部被ひ“上うえ层生物せいぶつ防ぼう护层”覆くつがえ盖，又また被ひ称しょう为“Schema E”，“Pyatachok”，在ざい切きり尔诺贝利核かく事故じこ后きさき亦また被ひ称しょう为“Elena”。这是一いち个厚3米めーとる，直径ちょっけい17米まい的てき圆柱体たい，并有立りつ管かん钻孔以供安あん装そう燃料ねんりょう棒ささげ和かず控ひかえ制せい棒ぼう。防ぼう护层上下じょうげ以40毫米厚あつ的てき钢板覆くつがえ盖，并焊牢ろう起おこり來らい以防氦气逸出いっしゅつ，同どう时起到いた加か强きょう结构的てき功こう能のう。保ほ护板与あずか管かん道どう间的空隙くうげき用よう含大量りょう束たば缚水的てき蛇へび纹岩填はま充たかし。防ぼう护层由よし混こん凝しこり土ど水すい箱ばこ上じょう的てき16个滚轴支撑。防ぼう护层的てき结构提供ていきょう了りょう对控制せい棒ぼう、燃料ねんりょう棒ぼう、反はん应堆房ぼう的てき地ち板いた以及蒸ふけ汽管道どう的てき支ささえ撑。

反はん应堆下部かぶ则有“下しも层生物せいぶつ防ぼう护层”，与あずか上うわ层的类似，但ただし是ぜ只ただ有ゆう14.5米めーとる直径ちょっけい和わ2米めーとる厚あつ度たび。其同样有穿孔せんこう以便压力管かん通どおり过、承うけたまわ载石墨すみ堆うずたか和やわ提供ていきょう冷却れいきゃく管かん道どう的てき入口いりくち。下した层防护层下か焊有两块成なり直角ちょっかく的てき两块钢板，用よう于支撑防护层并将结构负荷传递到建けん筑上。

上うえ层防护层之の上うえ有ゆう“上うえ防ぼう护盖”。其上表面ひょうめん即そく为反应堆房ぼう的てき地ち板いた。它是防ぼう护层的てき一いち部分ぶぶん，并用于隔离反应堆的てき热量。其位于反应堆上方かみがた的てき中央ちゅうおう部ぶ分有ぶんゆう独立どくりつ的てき可か移うつり除じょ的てき金属きんぞく-石墨せきぼく棒ぼう。

加か压管道どう

加か压燃料ねんりょう棒ささげ由ゆかり焊死的てき锆合金ごうきん制せい成なり，内径ないけい80毫米，壁かべ厚あつ4毫米，穿ほじ过石墨すみ减速剂中央ちゅうおう的てき通どおり道どう。燃料ねんりょう棒ぼう上下じょうげ端はし由ゆかり不ふ锈钢制せい成なり，并与锆合金きん以碳-铁-锆合金きん过渡连接。加か压的管かん道どう由よし两片交叠的てき20毫米厚あつ的てき石墨せきぼく支ささえ撑。其中一いち片へん直接ちょくせつ接触せっしょく管かん道どう，与あずか石墨せきぼく堆うずたか有ゆう1.5毫米空隙くうげき，另一片直接接触石墨堆并与管道有1.3毫米空隙くうげき。这種結構けっこう减轻了りょう由よし于中子なかご膨胀、热膨胀与压力管かん道どう的てき其他因いん素もと造成ぞうせい的てき负载转移，并促进石墨すみ堆うずたか中なか热能的てき转移。这些管かん道どう被ひ焊接到いた反はん应堆外がい壳的底部ていぶ与あずか顶部的てき金属きんぞく盘上。

据すえ估计核かく心中しんちゅうの约有5.5%的てき热能以石墨すみ热能的てき形式けいしき存在そんざい，其中约80~85%由よし燃料ねんりょう冷却れいきゃく通どおり道どう经石墨すみ圈けん带走，剩あま下した的てき热能则由控ひかえ制せい棒ぼう冷却れいきゃく管かん道どう带走。反はん应堆周しゅう围的气体辅助将はた这些热能带至周しゅう边的冷却れいきゃく管かん道どう，但ただし是ぜ其自身じしん没ぼつ有ゆう起おこり到いた任にん何なに散ち热效果こうか。

反はん应堆核心かくしん有ゆう1661个燃料ねんりょう通どおり道和みちかず211个控制せい棒ぼう通どおり道どう。

燃料ねんりょう组件被ひ挂在一いち个支架か上じょう，悬在燃料ねんりょう通どおり道どう里さと，并用有ゆう一いち个密封みっぷう栓せん。密封みっぷう栓せん设计简单以方便びん由よし机つくえ器き人じん安あん装そう和わ移うつり除じょ。

燃料ねんりょう通どおり道中どうちゅう除じょ了りょう燃料ねんりょう亦また可か以放置ほうち中子なかご吸收きゅうしゅう剂，也可以空置おけ放置ほうち冷却れいきゃく水すい。

加か压管道和みちかず石墨せきぼく间的空隙くうげき使し石墨せきぼく对于损坏很易感かん。如果加か压管道どう变形了りょう（例れい如在内部ないぶ压力过高时），会かい造成ぞうせい很大的てき负载并使其损坏，甚至可能かのう影かげ响周围的管かん道どう。

核かく燃料ねんりょう

RBMK反はん应堆的てき燃料ねんりょう棒ぼう 1-衔铁;2-燃料ねんりょう棒ぼう外がい壳;3-核かく燃料ねんりょう

燃料ねんりょう由ゆかり二に氧化铀粉末ふんまつ组成, 与あずか粘ねば结剂烧结为直径ちょっけい11.5毫米，长15毫米的てき桶おけ状じょう。原料げんりょう中ちゅう可能かのう含有がんゆう二に氧化铕作さく为可燃かねん烧的中子なかご毒物どくぶつ来き降ぶ低てい新しん的てき和わ用よう了りょう一いち部分ぶぶん的てき燃料ねんりょう的てき差さ别。为了减轻热膨胀以及和外がい壳反应的问题，这些颗粒有半ゆうはん球形きゅうけい凹陷，中心ちゅうしん还有一いち个2毫米直径ちょっけい的てき孔あな。这个孔あな还有助じょ于对气态裂きれ变产物的ぶってき排出はいしゅつ。其使用しよう的てき浓缩铀的浓缩等とう级为2%（末端まったん颗粒为0.4%）。燃料ねんりょう可か以耐受2100°C的てき高温こうおん。

燃料ねんりょう棒ささげ由ゆかり锆合金きん(1%铌)制せい成なり，外そと径みち13.6毫米，厚あつ度たび0.825毫米。燃料ねんりょう棒ぼう中ちゅう充たかし有ゆう压强为0.5 MPa的てき氦气并完全ぜん密封みっぷう。保持ほじ环使得とく燃料ねんりょう呆ほけ在ざい燃料ねんりょう棒ぼう中央ちゅうおう并辅助すけ散ち热。燃料ねんりょう在ざい竖直方向ほうこう上うえ由ゆかり弹簧支ささえ撑。每まい支ささえ燃料ねんりょう棒ぼう中ちゅう含有がんゆう3.5公おおやけ斤きん的てき燃料ねんりょう。燃料ねんりょう棒ぼう长3.64米めーとる，其中有效ゆうこう部分ぶぶん（含有がんゆう燃料ねんりょう的てき部分ぶぶん）长3.4米まい。燃料ねんりょう棒ぼう可か以耐受600°C高温こうおん。

燃料ねんりょう构件由よし两组共ども18根ね燃料ねんりょう棒ぼう构成。这些燃料ねんりょう棒ぼう被ひ摆放在中ざいちゅう心的しんてき支ささえ撑棒（外そと径みち13毫米）周しゅう围，由よし10个间隔36厘りん米まい的てき不ふ锈钢隔板ばん支ささえ撑。两个子こ构件在ざい其中心ちゅうしん由よし一根圆柱体连接。反はん应堆运行时这一段无核燃料的区域降低了反应堆中心区域的中子流。燃料ねんりょう构件中ちゅう铀的てき总质量りょう为114.7 kg。燃料ねんりょう的てき燃もえ烧度为20 MW·d/kg。整せい个燃料ねんりょう构件总长10.025米めーとる，其中有效ゆうこう长度6.862米まい。

除じょ了りょう常つね规的燃料ねんりょう构件，还有一些燃料构件在其中心安装了仪器来探测中子流。这种情じょう况下，燃料ねんりょう棒ささげ由一ゆいち根ね15毫米外がい径みち，2.5毫米厚あつ的てき探測たんそく管かん替がえ代だい。

与あずか常つね规压水すい/沸にえ水すい反はん应堆不同ふどう的てき是ぜ，RBMK反はん应炉的てき燃料ねんりょう构件為ため圆柱型がた以适应加压管道どう。

遥はるか控ひかえ的てき再さい装そう料りょう机つくえ器き安あん装そう在ざい一个龙门吊车上。燃料ねんりょう更さら换可以在不ふ关闭反はん应炉的てき情じょう况下进行，这是生せい产武器き级钚的てき一いち个重要因よういん素もと，对民用よう来らい说，亦また能のう提ひさげ高だか反はん应堆的てき发电时间。当とう一根燃料棒需要更换时，机つくえ器き会かい被ひ放置ほうち在ざい燃料ねんりょう管かん道どう上方かみがた并与之の对接，然しか后きさき平衡へいこう其内部ぶ压力，拉ひしげ出で旧きゅう的てき燃料ねんりょう棒ぼう并换一いち根ね新しん的てき进去。用よう过的燃料ねんりょう棒ぼう被ひ放置ほうち在ざい冷却れいきゃく池ち中ちゅう。在ざい标称功こう率りつ下か，再さい装そう料りょう机つくえ器き的てき运行能力のうりょく是ぜ每ごと天てん2根ね燃料ねんりょう构件，峰みね值为每ごと天てん5根ね燃料ねんりょう构件。

控ひかえ制せい棒ぼう

反はん应堆的てき大だい多数たすう控ひかえ制せい棒ぼう都と是ぜ从上方かみがた插入そうにゅう的てき，另外有ゆう24根ね短たん棒ぼう则是从下方かた插入そうにゅう以用来らい增加ぞうか对核心こころ纵向输出分布ぶんぷ的てき控ひかえ制せい。除じょ了りょう12根ね自じ动控制せい的てき控ひかえ制せい棒ぼう，所有しょゆう控ひかえ制せい棒ぼう在ざい末端まったん都と有ゆう4.5米めーとる长的石墨せきぼく，并以1.25米めーとる长的嵌入かんにゅう物ぶつ隔へだた开以在ざい石墨せきぼく与あずか碳化硼中子なかご吸收きゅうしゅう剂间建立こんりゅう一いち个充满水的てき部分ぶぶん。石墨せきぼく部分ぶぶん（称しょう为置おけ换剂）被ひ用もちい来らい增强ぞうきょう在ざい控ひかえ制せい棒ぼう插入そうにゅう和わ取出とりで时中子なかご流りゅう衰おとろえ减的差さ异，因いん为水也是一种中子吸收剂（虽然比ひ碳化硼弱得とく多た），而石墨すみ会かい将はた水みず置おけ换出来でき。控ひかえ制せい棒ぼう的てき通どおり道中どうちゅう在ざい充たかし满水的てき时候比ひ填はま满石墨すみ的てき时候能のう吸收きゅうしゅう的てき中子なかご要よう多た，所以ゆえん会かい增加ぞうか在ざい控ひかえ制せい棒ぼう插入そうにゅう和わ取出とりで时中子なかご流りゅう衰おとろえ减的差さ异。当とう控ひかえ制せい棒ぼう完全かんぜん收おさむ回かい时，石墨せきぼく部分ぶぶん则位于核心しん的てき中央ちゅうおう高度こうど，两侧各かく有ゆう1.25米めーとる深ふか的てき水みず。当とう控ひかえ制せい棒ささげ伸しん入にゅう时，由ゆかり于石墨ぼく将すすむ底部ていぶ的てき水みず置おけ换出来でき，会かい使し得とく石墨せきぼく所在しょざい位置いち的てき反はん应速率りつ上じょう升ます。这个效こう应在1983年ねん于伊い格かく纳利纳核电站被ひ发现。控ひかえ制せい棒ぼう的てき管かん道どう使用しよう单独的てき冷却れいきゃく水すい，温度おんど被ひ控ひかえ在ざい40到いた70°C。控ひかえ制せい棒ぼう与あずか管かん道どう间的狭小きょうしょう缝隙使し得とく水すい会かい阻碍そがい控ひかえ制せい棒ぼう的てき移うつり动，这便是ぜ控ひかえ制せい棒ぼう插入そうにゅう很缓慢的主要しゅよう原因げんいん（通常つうじょう需要じゅよう18~21秒びょう，约0.4米めーとる每秒まいびょう）。在ざい切きり尔诺贝利事故じこ后きさき，其他RBMK反はん应堆的てき控ひかえ制せい棒ぼう伺服器き被ひ更さら换以加速かそく插入そうにゅう过程，让控制せい棒ぼう插入そうにゅう更さら快かい的てき方法ほうほう是ぜ仅使用しよう一层水膜来冷却控制棒的管道，这样控ひかえ制せい棒ぼう就可以在气体中ちゅう移うつり动。

将はた控ひかえ制せい棒ぼう在ざい用よう于手动控制せい和わ应急保障ほしょう间进行ぎょう分配ぶんぱい是ぜ随意ずいい的てき。控ひかえ制せい棒ぼう可か在ざい反はん应堆运行时被重おも新しん分配ぶんぱい至いたり另一个系统而不会带来任何技术或组织上的问题。

另外当とう反はん应堆使用しよう新しん的てき燃料ねんりょう时，固定こてい的てき硼基中子なかご吸收きゅうしゅう剂会被ひ放ひ入いれ。在ざい最初さいしょ装そう料りょう后きさき大だい约会放ひ入にゅう240个吸收きゅうしゅう剂。这些吸收きゅうしゅう剂最后きさき均ひとし会かい被ひ拿走以增加ぞうか燃もえ烧度。反はん应堆的てき空そら泡あわ系けい数すう由よし其中所しょ装填そうてん的てき物品ぶっぴん决定。因よし此其可能かのう从很低ひく的てき值（所有しょゆう的てき吸收きゅうしゅう剂都装そう入にゅう时为负数）一直到很高的值（没ぼつ有ゆう吸收きゅうしゅう剂被装そう入にゅう时）。

通常つうじょう操作そうさ下か使用しよう43~48根ね控ひかえ制せい棒ぼう。

气体回路かいろ

反はん应堆在ざい氦–氮混合こんごう气体中ちゅう工作こうさく（70–90%氦、10–30%氮）。气体回路かいろ由よし压缩机つくえ、气雾剂、碘过滤器、一氧化碳和二氧化碳的吸收剂、氨、一个用于在废弃放射性气体前使其衰变的罐子、一个用于去除固态衰变产物的空气过滤器、一个气体交换器，以及建けん筑上方かみがた的てき标志性せい烟けむり囱。气体由よし交换器き底部ていぶ以低速そく输入，并从各かく气体回路かいろ经独立どくりつ的てき管かん道どう排出はいしゅつ。排出はいしゅつ气体的てき温度おんど与あずか湿度しつど均ひとし受到监控，若わか有ゆう上じょう升ます则意味いみ着ぎ冷却れいきゃく系けい统出現しゅつげん泄漏。

冷却れいきゃく回路かいろ和わ蒸ふけ气回路ろ

反はん应堆拥有两条独立どくりつ的てき冷却れいきゃく回路かいろ，每まい条じょう回路かいろ有ゆう三个主循环泵和一个备用泵。冷却れいきゃく水すい由よし下方かほう的てき水みず管かん注入ちゅうにゅう到いた公共こうきょう压力头（每まい个回路ろ一いち个），之これ后きさき分ぶん离为22个配送はいそう头，每まい个配送はいそう头负责38~41个加压管道どう的てき冷却れいきゃく水すい供きょう应。水みず与あずか蒸ふけ汽的混合こんごう物ぶつ（蒸氣じょうき量りょう约为15%）从反应堆顶部的てき蒸ふけ汽管道どう流出りゅうしゅつ，进入蒸ふけ汽分离器（反はん应堆顶部桶おけ状じょう物ぶつ，直径ちょっけい2.8米めーとる，长31米めーとる，壁かべ厚あつ0.1米まい，重じゅう240吨）。在ざい分ぶん离器顶部，两个独立どくりつ的てき收集しゅうしゅう器き分ぶん别从两个分ぶん离器中ちゅう收集しゅうしゅう蒸ふけ汽。之これ后きさき蒸ふけ汽被混合こんごう并输送至いたり机つくえ房ぼう中ちゅう的てき涡轮发电机つくえ。涡轮机つくえ由よし1个高压转子こ和わ4个低压转子こ组成。五个低压分离预热器则在蒸汽进入下一个涡轮前，以新产生的てき蒸ふけ汽对现有蒸ふけ汽重新しん加か热。最さい后きさき未み冷ひや凝しこり的てき蒸ふけ汽将进入冷ひや凝しこり器き降くだ温ぬる至いたり165°C，再さい由よし给水泵送至いたり蒸ふけ汽分离器的てき出水しゅっすい口こう并与那な里さと的てき水みず混合こんごう。这些水すい由よし12条じょう下水げすい管かん注ちゅう回かい冷ひや凝しこり泵，之これ后きさき经一级冷凝泵送至化学除杂装置，再さい由よし二级冷凝泵送入4具ぐ除じょ气装置おけ去ざ除じょ气中溶解ようかい的てき气体，之これ后きさき再さい通つう过过滤器，最さい后きさき注ちゅう回かい主ぬし循环泵，再さい次回じかい到いた反はん应堆。循环中有ちゅうう一个离子交换机来对冷却水进行去离子化。 除じょ气装置そうち同どう时也用作ようさく冷却れいきゃく水すい的てき储存设备。

主しゅ循环泵由6千伏电动马达驱动，输水能力のうりょく为5500~12000立方りっぽう米まい每ごと小しょう时。通常つうじょう每ごと台だい泵提供ていきょう的てき冷却れいきゃく剂流量りょう为8000立方りっぽう米まい每ごと小しょう时，而当反はん应堆输出功こう率りつ降くだ低てい到いた500百ひゃく萬まん瓦かわら(MW)以下いか时，这个值会降くだ低てい到いた6000~7000立方りっぽう米まい每ごと小しょう时。每まい个泵的てき出口でぐち有ゆう一个流量控制阀（调节阀）和わ一个防倒吸阀（止とめ回かい阀），出入でいり口上こうじょう都と有ゆう一いち个安全ぜん阀。反はん应堆核かく心中しんちゅうの每ごと个加压管道どう都と有ゆう独立どくりつ的てき流量りゅうりょう控ひかえ制せい阀以调节反はん应堆核心かくしん的てき温度おんど分布ぶんぷ。每まい个管道どう都と有ゆう一个球形流量计。

平常へいじょう反はん应堆核心かくしん冷却れいきゃく剂流量りょう为46000~48000立方りっぽう米まい每ごと小しょう时。最高さいこう功こう率りつ下か的てき蒸ふけ汽量为5440~5600吨每小しょう时。

反はん应堆入水じゅすい口こう的てき标称水温すいおん为265~270°C，出口いでぐち处的温度おんど则为284°C，蒸ふけ汽分离器中ちゅう压强为6.9兆ちょう帕。压强与あずか进水温すいおん决定了りょう水すい在ざい反はん应堆何なん处开始はじめ沸にえ腾。反はん应堆设计使し其对冷却れいきゃく水すい水温すいおん十じゅう分ふん敏感びんかん，若わか是ぜ入水じゅすい口こう温度おんど过高，水みず在ざい反はん应堆低てい处就会かい沸にえ腾，导致反はん应堆中ちゅう几乎没ぼつ有ゆう中子なかご吸收きゅうしゅう剂，因いん此反应堆功こう率りつ会かい上じょう升ます，使つかい得とく水温すいおん升ます得どく更さら快かい，如此恶性循环最さい终导致了切きり尔诺贝利核かく事故じこ。事故じこ后きさき，燃料ねんりょう构件中ちゅう加入かにゅう了りょう中子なかご吸收きゅうしゅう剂，以降いこう低てい这种灾害的てき可能かのう性せい，但ただし是ぜ这样一いち来らい，铀需要よう经过一些浓缩才能用于反应堆，因いん此提高だか了りょう运行成本なりもと。

若水わかみず温あつし太ふとし接近せっきん沸点ふってん，泵中会かい出で现气穴あな，使つかい其工作こうさく变得不ふ稳定，甚至会かい停止ていし运行。冷却れいきゃく水温すいおん与あずか蒸ふけ汽量有ゆう关。蒸ふけ汽经过一系列设备后将以较低的温度（155~165°C）返かえし回かい，而直接ちょくせつ从蒸汽分离器返かえし回かい的てき水温すいおん度ど明あきら显要高だか（284°C）。当とう反はん应堆功こう率りつ偏へん低てい的てき时候，入水じゅすい水温すいおん会かい高だか到いた危险的てき地步ちほ。水温すいおん被ひ控ひかえ制せい在ざい沸点ふってん之の下しも以防止ぼうし出で现莱顿弗どる罗斯特とく现象。

反はん应堆将はた在ざい蒸ふけ汽分离器中ちゅう水位すいい过低或ある过高、蒸ふけ汽压过大、给水流量りゅうりょう过小，或ある者もの是ぜ任意にんい一条回路的主冷却泵有2个失效しっこう的てき时候自じ行くだり关闭。这些自じ动关闭设置おけ可か以被人工じんこう取消とりけし。

蒸ふけ汽其中ちゅう的てき水位すいい、反はん应堆加か压管道中どうちゅう的てき蒸ふけ汽量、在ざい反はん应堆中ちゅう开始沸にえ腾的位置いち、中子なかご流りゅう强度きょうど、反はん应堆功こう率りつ分布ぶんぷ以及冷却れいきゃく水すい流量りゅうりょう都と需要じゅよう小心しょうしん控ひかえ制せい。蒸ふけ汽其中ちゅう的てき水位すいい主要しゅよう由よし冷却れいきゃく水流すいりゅう量りょう控ひかえ制せい，同どう时除气机槽そう可か以用作さく蓄水池ち。

反はん应堆与あずか冷却れいきゃく剂的容よう许升温ゆたか速そく率りつ是ぜ10°C每まい小しょう时，最大さいだい降くだ温ゆたか速そく率りつ是ぜ30°C。

紧急堆うずたか芯しん冷却れいきゃく系けい统

反はん应炉配はい备有紧急堆うずたか芯しん冷却れいきゃく系けい统（ECCS），由よし独立どくりつ的てき蓄水池ち、液えき压蓄能のう器き和水わすい泵组成なり。ECCS管かん道どう与あずか一般操作下的的冷却管道是同样的。当とう完全かんぜん丢失外部がいぶ供きょう电后，ECCS泵会以涡轮发电机转子的てき惯性推动（大だい约维持じ45~50秒びょう），直ちょく到いた柴しば油ゆ发电机つくえ开始正常せいじょう工作こうさく。切きり尔诺贝利事故じこ发生时，该系统正在ざい进行测试。ECCS有ゆう三さん套系统，分別ふんべつ连接到いた冷却れいきゃく系けい统的分配ぶんぱい头。冷却れいきゃく系けい统出现故障こしょう时，ECCS第だい一子系统将对故障的循环提供100秒びょう的てき冷却れいきゃく能力のうりょく，之これ后きさき由よし另两个子系けい统负责长期き的てき冷却れいきゃく工作こうさく。

ECCS第だい一子系统由两组蓄水池组成，每まい组6个，内含ないがん氮气，内部ないぶ压强为10兆ちょう帕，经快速そく释放阀与反はん应堆连接。每まい组可提供ていきょう反はん应堆最大さいだい冷却れいきゃく液えき流量りゅうりょう的てき四よん分ふん之の一いち。还有一组电动水泵从除气装置中抽水。该子系けい统可由よし涡轮发电机つくえ转子的てき惯性推动。

ECCS第だい二子系统负责故障处理故障的冷却循环，由よし3对电动水泵组成なり。它们从减压槽中ちゅう抽水到いた冷却れいきゃく系けい统。这些水すい由よし热交换器的てき进水管かん经电厂的冷却れいきゃく用水ようすい冷却れいきゃく。每まい对电动水泵均可か提供ていきょう反はん应堆最大さいだい冷却れいきゃく液えき流量りゅうりょう的てき四よん分ふん之の一いち。ECCS第だい三子系统负责协助处理剩下的正常的冷却循环，由よし三个水泵组成。水みず泵从冷ひや凝しこり水すい贮藏箱ばこ取水しゅすい，每まい个水泵可提供ていきょう反はん应堆最大さいだい冷却れいきゃく液えき流量りゅうりょう的てき四よん分ふん之の一いち。ECCS系けい统的水すい泵由内部ないぶ6千伏常备线驱动，该线路ろ有ゆう备用的てき柴しば油ゆ发电机つくえ。一些需要不间断供电的阀门还有备用电池。

反はん应炉控ひかえ制せい及管理系りけい统

反はん应堆的てき功こう率りつ分布ぶんぷ由よし在ざい核心かくしん内外ないがい的てき离子室しつ监测。物理ぶつり核心かくしん功こう率りつ分布ぶんぷ控ひかえ制せい系けい统（Physical Power Density Distribution Control System，PPDDCS）在ざい核心かくしん中有ちゅうう传感器き，反はん应堆控ひかえ制せい与あずか保ほ护系统（Reactor Control and Protection System，RCPS）使用しよう在ざい核心かくしん和わ侧保护壁上じょう的てき传感器き。这些保ほ护壳中ちゅう的てき外部がいぶ传感器き位い于反应堆中部ちゅうぶ平面へいめん的てき外そと围，因いん此无法ほう获取垂直すいちょく方かた向上こうじょう的てき功こう率りつ分布ぶんぷ，也无法ほう得え到いた反はん应堆核心かくしん中部ちゅうぶ的てき情じょう况。除じょ了りょう这些传感器き以外いがい，反はん应堆还有100个径向こう和わ12个轴向むかい功いさお率りつ分布ぶんぷ传感器き。放射ほうしゃ性せい强度きょうど传感器き和わ可か移うつり除じょ的てき启动器き仅用于监测反应堆的てき启动过程。反はん应堆总功率りつ通どおり过计算さん各かく个离子こ室しつ中ちゅう的てき电流之の和わ得とく出で。管かん道中どうちゅう循环的てき水みず和わ蒸ふけ汽的温度おんど则是由加ゆか压管完かん整せい性せい检查系けい统监测。

PPDCSS与あずかRCPS被ひ设计为两套互补的系けい统。RCPS由よし211根ね控ひかえ制せい棒ぼう构成。两套系けい统均有ゆう缺陷けっかん，在ざい反はん应堆工作こうさく在ざい低てい功こう率りつ的てき时候更さら为显著ちょ。PPDDCS设计用よう于保持ほじ在ざい10~120%正常せいじょう功こう率りつ下保しもぼ证功率りつ均ひとし匀分布ぶんぷ，以及保持ほじ反はん应堆总功率りつ在ざい5~120%正常せいじょう功こう率りつ下か运行。RCPS的てき本地ほんじ自じ动控制せい防ぼう护子系けい统（Local Automatic Control and Local Automatic Protection，LAC-LAP）依よ赖于反はん应堆中ちゅう的てき离子室しつ，并且仅在反はん应堆功こう率りつ达到正常せいじょう功こう率りつ的てき10%时才启动。低てい于此水平すいへい时，自じ动系统将全数ぜんすう关闭，并且无法获取反はん应堆内ない的てき传感器き的てき读数，此时对反应堆的てき控ひかえ制せい会かい变得十分困难和危险。由よし于缺失しつ必要ひつよう数すう据すえ，操作そうさ员必须凭直ちょく觉来控ひかえ制せい反はん应堆。在ざい无中子なかご毒物どくぶつ的てき常つね规启动下，缺乏けつぼう这些数すう据すえ并无大だい碍，因いん为反应堆的てき运行模も式しき是ぜ可か以预测的。但ただし若わか是ぜ中子なかご毒物どくぶつ分布ぶんぷ不ふ均ひとし，功こう率りつ分布ぶんぷ会かい出で现一边倒的情况，并且可能かのう带来潜在せんざい的てき灾难性せい后きさき果はて。

反はん应堆应急保ほ护系统（Reactor Emergency Protection System，REPS）用よう于在反はん应堆的てき工作こうさく参さん数すう超ちょう出で容よう许值时立刻こく自じ动关闭反应堆，用よう于应对燃料ねんりょう组件温度おんど低てい于265°C时的蒸ふけ汽崩溃（水みず不能ふのう被ひ加か热为蒸ふけ汽）、冷ひや堆うずたか状じょう态时冷却れいきゃく剂气化か，以及一些应急保护用控制棒卡住的情况。但ただし是ぜ，由ゆかり于控制せい棒ぼう移うつり动速度そくど缓慢，并且存在そんざい设计缺陷けっかん，可能かのう在ざい一些特殊情况下产生神奇的效果：REPS由よし于反应堆失しつ控ひかえ而启动，结果导致反はん应堆进一いち步ほ失しつ控ひかえ。

用よう于计算さん反はん应强度きょうど的てき计算机つくえ系けい统从4000余あまり个来源げん采さい集しゅう数すう据すえ，用よう以辅助じょ操作そうさ员对反はん应堆进行稳定控ひかえ制せい。完成かんせい一次对所有的传感器的访问并计算出结果需要10到いた15分ふん钟。

操作そうさ员可以禁用よう部分ぶぶん安全あんぜん系けい统、抑制よくせい一部分警告信息和绕过自动报警系统，只ただ需要じゅよう将しょう相しょう应的电缆插入そうにゅう控ひかえ制せい板ばん上じょう对应的てき接せっ口こう即そく可か。在ざい一部分情况下此行为是被允许的。

反はん应堆配はい有ゆう燃料ねんりょう泄漏检测设备。一台对放射性物质敏感的闪烁计数器き安あん装そう於一特殊とくしゅ轮车上じょう，并在有ゆう燃料ねんりょう的てき管かん道どう上方かみがた移うつり动，检测到放射ほうしゃ性せい强度きょうど上じょう升ます时就会かい发出警报。

围阻设计

RBMK在ざい设计之の初はつ的てき宗旨しゅうし是ぜ功こう率りつ大だい、建けん设快、维护简单，完かん整せい的てき安全あんぜん壳会需要じゅよう双そう倍ばい的てき资金和かず建けん设时间，并且苏联的てき核かく科学かがく部ぶ已やめ经对这种设计进行过论证，苏联官かん方かた认为只ただ要よう不出ふしゅつ现违章あきら操作そうさ的てき情じょう况，是ぜ不可能ふかのう发生事故じこ的てき，因いん此RBMK最初さいしょ的てき设计甚至没ぼつ有ゆう围阻体たい。不ふ过，自じ从三哩岛核泄漏事故后きさき，RBMK的てき设计也加入かにゅう了りょう一个部分围阻体（不ふ是ぜ一いち个完整せい的てき核かく反はん应堆安全あんぜん壳）来らい处理紧急事ごと态。反はん应堆下方かほう的てき管かん道どう被ひ封ふう闭于一个大量含水的箱子。一旦这些管线漏水或是断裂，放射ほうしゃ性せい材料ざいりょう就会留とめ在ざい这个空間くうかん里さと。但ただし是ぜ，反はん应堆的てき设计中ちゅう允まこと许在不ふ关闭反はん应堆的てき情じょう况下更さら换燃料ねんりょう棒ぼう（与あずか使用しよう重水じゅうすい的てき压水反はん应炉CANDU一いち样，一是为了加料方便，二是为了武器级钚的まと生せい产），所以ゆえん需要じゅよう在ざい反はん应堆上方かみがた设置一いち个巨大だい的てき龙门起おこり重じゅう机つくえ（大だい约7米べい高だか）。这样一いち来らい，建造けんぞう一个完整围阻体就会变得异常困难，而且需要じゅよう大量たいりょう资金，因いん此反应堆上方かみがた的てき保ほ护壳就被取消とりけし了りょう。切きり尔诺贝利核かく事故じこ中なか，反はん应堆内ない的てき压力过大导致了りょう其顶部ぶ爆裂ばくれつ并且损坏了りょう反はん应堆上方かみがた的てき管かん线，反はん应堆中ちゅう极热的てき石墨せきぼく接触せっしょく到いた空むなし气瞬间燃起おこり大火たいか。事故じこ后きさき，部分ぶぶんRBMK反はん应堆进行了りょう改造かいぞう，是ぜ直接ちょくせつ在ざい反はん应堆上方かみがた增加ぞうか了りょう水すい层来防止ぼうし放射ほうしゃ性せい粒子りゅうし逃逸。

反はん应堆底部ていぶ被ひ封ふう闭在一个不漏水的隔间里。反はん应堆底部ていぶ到いた下方かほう地ち板いた有ゆう一定いってい的てき空そら间。反はん应堆过压防ぼう护系统包括ほうかつ一个地板中包含的蒸汽释放装置，释放装置そうち连接到いた配はい有ゆう安全あんぜん膜まく的てき蒸ふけ汽头，蒸ふけ汽头再さい连接到いた反はん应堆下方かほう的てき蒸ふけ汽释放通どおり道どう。该套系けい统安置あんち在ざい+6深度しんど处。通つう道どう的てき底部ていぶ有ゆう通どおり往+3至いたり+0深度しんど处的减压池ち的てき竖直管かん道どう的てき入口いりくち。因よし为连接せっ到いた减压池ち的てき管かん道どう的てき容量ようりょう有限ゆうげん，该系统仅能のう对付两根加か压管道どう爆裂ばくれつ的てき情じょう况。发生事故じこ时，蒸ふけ汽被导向减压池ち，并在那な里さと冷却れいきゃく为水，以此降くだ低てい隔へだた间中的てき压力。如果有ゆう2根ね以上いじょう的てき管かん道どう破裂はれつ，产生的てき压力将はた足あし够将反はん应堆的てき生物せいぶつ防ぼう护盖顶开、割わり开附近ふきん的てき管かん道どう、摧毁控ひかえ制せい棒ぼう的てき插入そうにゅう机つくえ构，甚至可能かのう把わ控ひかえ制せい棒ぼう顶出反はん应堆。围阻体たい设计上うえ用よう于解决冷却れいきゃく水すい的てき排出はいしゅつ、泵入、分配ぶんぱい、输送问题。水みず泵周围的隔へだた间可以承受0.45兆帕斯卡的压强差，分配ぶんぱい头与入水じゅすい口こう可か以承受0.08兆帕斯卡的压强差，反はん应堆坑あな可か以承受0.18兆帕斯卡的压强差，二者都经各自的防倒吸阀与隔间连接。每まい个减压系统可以处理り一いち条じょう破裂はれつ管かん道どう，或ある一个故障的水泵出水口，或ある一个故障的分配头，但ただし不ふ會かい处理蒸ふけ汽管线与分ぶん离器中出なかいで现的泄漏，除じょ非ひ蒸ふけ汽管通どおり道和みちかず分ぶん离器中ちゅう保持ほじ一个比反应堆大厅略低的压强。这些隔间设计上不ふ是ぜ用よう于承受压力りょく的てき。蒸ふけ汽释放通どおり道どう中有ちゅうう类似冷ひや凝しこり管かん的てき装置そうち。反はん应堆还有一套长期运行的的自動じどう灑水系統けいとう用よう于冷却れいきゃく减压池ち上方かみがた的てき空そら气。该系统的水すい从减压池中ちゅう获取，并通过热交换器き经发电厂用水ようすい冷却れいきゃく。气冷设备则安装そう在ざい隔へだた间的最さい上方かみがた，用よう以冷却れいきゃく空そら气并移うつり除じょ蒸ふけ汽和放射ほうしゃ性せい气体粒子りゅうし。

去さ除じょ氢气的てき目的もくてき通どおり过每小しょう时从隔间排出はいしゅつ800立方りっぽう米まい的てき气体达成。气体在ざい过滤后きさき排はい放ひ至大しだい气。当とう冷却れいきゃく剂泄漏时该操作そうさ自じ动停止ていし，需要じゅよう人工じんこう恢复。根ね据すえ设计估算，氢气最多さいた会かい以每小しょう时2吨的速度そくど产生。

反はん应堆的てき设计中有ちゅうう多た个用于一般运行的围阻设备。反はん应堆有ゆう一个封闭的围阻结构，内部ないぶ充たかし满惰性せい气体，可か以防止ぼうし氧气和わ石墨せきぼく接触せっしょく（工作こうさく时石墨すみ的てき温度おんど会かい达到700°C）。还有许多防ぼう护壳以吸收きゅうしゅう反はん应堆核心かくしん放出ほうしゅつ的てき核かく辐射，包括ほうかつ反はん应堆顶部和わ底部ていぶ的てき混こん凝しこり土ど厚あつ板いた和わ侧边的てき混こん凝しこり土ど和わ沙子いさご。反はん应堆内部ないぶ的てき大だい多数たすう构建都けんと连接在ざい顶部的てき混こん凝しこり土ど上じょう，包括ほうかつ水すい管かん。

其它系けい统

以下いか将はた以切尔诺贝利核かく电站的てき情じょう况介绍反应堆非核ひかく系けい统部分ぶん。

电力系けい统

发电厂连接せっ到いた330千せん伏ふく和わ750千せん伏ふく电网。两个发电机つくえ经过一台出口变压器连接至750千せん伏ふく电网。发电机つくえ经两个开关连接せっ到いた共用きょうよう的てき出口でぐち变压器き，二者之间则有单元厂用变压器来给反应堆自身系统供电。因よし此每个发电机都と可か以连接せっ到いた单元厂用变压器き来らい给发电厂供きょう电，亦また可か同どう时连接せっ至いたり出口でぐち变压器き来らい给电网供电。330千伏的线路平常不会使用，仅作为备用よう外部がいぶ供きょう电线路ろ。此线路ろ连接至いたり一个站变压器来驱动发电厂的电力系统。发电厂可以由自己じこ的てき发电机つくえ供きょう电，或ある是ぜ由よし750千伏电网经出口变压器供电，还可以由330千伏电网经站变压器供电，亦また可か以从其他的てき发电机つくえ组经过两条じょう预留母はは线供きょう电。若わか是ぜ所有しょゆう这些电力来らい源げん全部ぜんぶ失效しっこう，一些基础的必需系统还可以由柴油发电机供电。每まい个单元もと厂用变压器き都と连接至いたり2个主接せっ线板，命名めいめい为A和わB（比ひ如7号ごう发电机つくえ连接接せっ线板的てき称しょう为7A和わ7B）。接せっ线板给外围设备供电并与变压器き连接以给4千伏主电路和4千せん伏ふく预留母はは线供きょう电。其中7A、7B、8B接せっ线板同どう时与三条给冷却泵供电的线路连接（这三条线路均拥有自己的柴油发电机）。当とう冷却れいきゃく泵电路ろ的てき外部がいぶ供きょう电悉数すう断だん开时，必要ひつよう的てき电力可か以由发电机つくえ在ざい惯性下か继续提供ていきょう45~50秒びょう，在ざい此期间柴油ゆ发电机つくえ组将会かい启动。柴しば油ゆ发电机つくえ组会在ざい外部がいぶ供きょう电断开15秒びょう后きさき启动。

涡轮发电机つくえ组

电力由よし一いち对500百ひゃく萬まん瓦かわら(MW)氢冷却れいきゃく涡轮发电机つくえ产生。它们位い于600米めーとる长的设备房ぼう中ちゅう，紧邻反はん应堆建けん筑。涡轮是ぜ哈尔科か夫おっと涡轮厂提供ていきょう的てき过时的てき五ご缸K-500-65/3000，发电机つくえ是ぜTBB-500。涡轮和わ发电机つくえ转子安こやす装そう在ざい同一どういつ根ね轴上，总重200吨，通常つうじょう转速为每分ぶん鐘かね3000轉てん。发电机つくえ总长39米まい，重じゅう1200吨，冷却れいきゃく剂流量りょう82880吨每小しょう时，产生的てき电力为20千せん伏ふく、50赫茲的てき交流こうりゅう电。发电机つくえ定子さだこ由水ゆみ冷却れいきゃく，转子由よし氢气冷却れいきゃく。氢气直接ちょくせつ在ざい机つくえ房ぼう中ちゅう电解制せい得とく。涡轮机つくえ的てき设计与あずか可か靠もたれ性せい获得了りょう1979年ねん的てき乌克兰国家こっか奖。

哈尔科か夫おっと涡轮厂（现为Turboatom）之の后きさき发展出で了りょう的てき涡轮机つくえ型がた号ごうK-500-65/3000-2以降いこう低てい贵金属きんぞく的てき使用しよう量りょう。切きり尔诺贝利核かく电站同どう时拥有ゆう这两种涡轮。4号ごう机つくえ组使用しよう的てき是ぜ该新型がた涡轮。但ただし新しん涡轮比ひ原はら先さき的てき对环境さかい更さら为敏感かん，轴承更さら经常受到震ふるえ动的困こま扰。

安全あんぜん性せい

RBMK反はん应堆有ゆう多た种应对一般操作或紧急情况的安全措施。核心かくしん内部ないぶ的てき传感器き会かい监视并反馈当前まえ的てき反はん应活度ど；检测到功こう率りつ的てき上じょう升ます后きさき可か以自动将控ひかえ制せい棒ぼう插入そうにゅう以降いこう低てい功こう率りつ，当とう检测到功こう率りつ降くだ低てい会かい升ます起おこり控ひかえ制せい棒ぼう以增加ぞうか功こう率りつ。传感器き甚至可か以在检测到いた突然とつぜん的てき能のう量りょう上じょう升ます后きさき插入そうにゅう所有しょゆう211根ね控ひかえ制せい棒ぼう。除じょ此之外がい，还有一个独立的反应堆保护系统。该系统在需要じゅよう时自动啟動どう，也可以由操作そうさ员人工じんこう启动。反はん应堆还拥有ゆう一个可以检测工厂及其周边环境的放射性监测站。大量たいりょう的てき保ほ护层被ひ用もちい来らい吸收きゅうしゅう日常にちじょう运行及紧急きゅう状じょう况下产生的てき辐射。反はん应堆还拥有ゆう一个故障局部化系统以遏制事故。然しか而，该系统只能のう处理一般的管线损坏，甚至有ゆう可能かのう让反应堆的てき功こう率りつ剧烈提ひさげ高だか从而产生爆ばく炸。此系统對突發とっぱつ狀じょう況きょう的てき无能為ため力りょく，在ざい切きり尔诺贝利核かく事故じこ中ちゅう被ひ展てん现出来でき（雖然事件じけん當とう下した安全あんぜん系統けいとう因いん演習えんしゅう被ひ關せき閉）。

高空こうくう泡あわ系けい数すう

轻水(H₂O)同どう时是中子なかご减速剂和わ中子なかご吸收きゅうしゅう剂。这表示ひょうじ他た不ふ仅会使し中子なかご减速来らい平衡へいこう周しゅう围的分子ぶんし速そく率りつ（“热化”他た们并让他们变为低能ていのう量りょう中子なかご，相そう对于裂きれ变产生せい的てき高だか能のう量りょう中子なかご有ゆう更さら高だか几率和わ铀-235反はん应），而且会かい直接ちょくせつ吸收きゅうしゅう一いち部分ぶぶん。重水じゅうすい也是一个好的中子减速剂，但ただし并不会かい轻易吸收きゅうしゅう中子なかご，不ふ过其造づくり价昂贵，不ふ符合ふごうRBMK的てき设计宗旨しゅうし。

RBMK反はん应堆中ちゅう，轻水用よう于冷却れいきゃく，而中子なかご减速则由石墨せきぼく进行。由よし于石墨すみ已やめ经使中子なかご减速，轻水对他们的减速作用さよう变小了りょう很多，但ただし是ぜ仍然会かい吸收きゅうしゅう他た们。这表示ひょうじ反はん应堆的てき减速能力のうりょく（可か由よし适当的てき中子なかご吸收きゅうしゅう棒ぼう控ひかえ制せい）必须另外算さん上じょう被ひ轻水吸收きゅうしゅう掉的中子なかご。

当とう水みず变为蒸ふけ汽，由ゆかり于密度みつど变得很低（标准状じょう况下约1350分ふん之の一いち，具体ぐたい取と决于压力和わ温度おんど），轻水的てき吸收きゅうしゅう中子なかご的てき能力のうりょく几乎完全かんぜん丧失。这会使し更さら多た的中てきちゅう子こ与あずか铀-235反はん应，并增加ぞうか反はん应堆功こう率りつ，而这又また让更多た的てき水みず变成蒸ふけ汽，造成ぞうせい一いち个恶性せい循环。

RBMK反はん应堆中ちゅう，冷却れいきゃく系けい统中产生的てき蒸ふけ汽实际上将しょう会かい产生一いち个空泡あわ，也就是ぜ一个不吸收中子的空洞。轻水减速中子なかご的てき能力のうりょく于此并不相しょう关，因いん为石墨すみ仍在减速中子なかご，这样他た们就会かい继续反はん应。这个情じょう况会戏剧性せい的てき改あらため变中子なかご产生与あずか消耗しょうもう的てき平衡へいこう，并会造成ぞうせい失しつ控ひかえ，中子なかご被ひ越来ごえく越えつ多た的てき产生出来でき并以指数しすう形式けいしき增ぞう长。这被称しょう作さく正せい空そら泡あわ系けい数すう，而这个数在ざいRBMK反はん应堆的てき最初さいしょ设计中ちゅう极高，事こと实上RBMK是ぜ所有しょゆう商用しょうよう的てき反はん应堆中空なかぞら泡あわ系けい数すう最高さいこう的てき，达到+4.7βべーた。

高こう的てき空そら泡あわ系けい数すう并不足ふそく以使得とく一个反应堆不安全，因いん为部分裂ぶんれつ变中子こ（主要しゅよう是ぜ由よし分裂ぶんれつ后きさき的てき原子げんし放出ほうしゅつ的てき中子なかご）会かい被ひ延のべ迟数すう秒びょう至いたり数すう分ふん钟才放出ほうしゅつ，所以ゆえん仍然有ゆう方法ほうほう可か以在事ごと态失控ひかえ前ぜん让裂变减速そく。但ただし是ぜ这个特性とくせい，尤ゆう其是在ざい低てい功こう率りつ下か，会かい让反应堆变得非常ひじょう难控制せい。控ひかえ制せい这种状じょう态下的てき反はん应堆需要じゅよう有可ゆか靠もたれ性せい极高的てき控ひかえ制せい系けい统，和かず受过严格训练、十分じゅうぶん了解りょうかい反はん应堆的てき特性とくせい、限きり制せい以及构造的てき人じん员。切きり尔诺贝利核かく电站的てき人じん员并不ふ满足这个条件じょうけん，因いん为当时反应堆的てき具体ぐたい设计细节是ぜ国家こっか机つくえ密みつ，而且官かん方かた禁止きんし任にん何人なんにん公こう开或私わたし下か讨论反はん应堆的てき缺陷けっかん，包括ほうかつ设计和わ运行反はん应堆的てき人じん。部分ぶぶんRBMK反はん应堆的てき控ひかえ制せい棒ぼう设计有ゆう电磁驱动器き，从而可か以控制せい反はん应速度そくど，如果有ゆう必要ひつよう亦また可か完全かんぜん停止ていし反はん应。但ただし是ぜ切きり尔诺贝利的てき反はん应堆控ひかえ制せい棒ぼう却是手しゅ动操作そうさ的てき。

在ざい切きり尔诺贝利核かく事故じこ后きさき，所有しょゆう运行中ちゅう的てきRBMK反はん应堆都と进行了りょう巨きょ大だい修おさむ改あらため，以降いこう低てい其空泡あわ系けい数すう（+0.7βべーた）。这个新しん的てき数すう值降低てい了りょう反はん应堆在ざい低てい冷却れいきゃく液えき位い时产生せい堆うずたか芯しん熔毁的てき可能かのう性せい。

自じ切きり尔诺贝利事故じこ后きさき的てき发展改あらため进

库尔恰托夫おっと研究所けんきゅうじょ的てき副ふく主任しゅにん瓦かわら列れつ里さと·勒加索さく夫おっと在ざい他た的てき追つい忆录中ちゅう，揭示けいじ了りょう研究所けんきゅうじょ的てき科学かがく家か早はや就知道どうRBMK反はん应堆存在そんざい巨大きょだい的てき安全あんぜん缺陷けっかん。勒加索さく夫おっと最さい终因自じ杀而亡ほろび，显然是ぜ由よし于对当局とうきょく未み能のう正せい确面对这些缺陷けっかん感かん到いた失望しつぼう，这在整せい个苏联核工こう业引起おこり了りょう冲击，使つかい得とくRBMK设计的てき问题迅速じんそく被ひ接受せつじゅ 。

在ざい勒加索さく夫おっと死し后きさき，所有しょゆう剩余じょうよ的てきRBMK反はん应炉都と已やめ更新こうしん以增加ぞうか其安全あんぜん性せい。最大さいだい的てき更新こうしん在ざい于RBMK的てき控ひかえ制せい棒ぼう设计。先さき前ぜん控ひかえ制せい棒ぼう末まつ端はし有ゆう长4.5米まい的てき石墨せきぼく置おけ换剂。当とう控ひかえ制せい棒ぼう被ひ插入そうにゅう时，下した移うつり的てき石墨せきぼく反はん而会增加ぞうか反はん应堆底部ていぶ的てき反はん应速率りつ，之これ后きさき才ざい会かい使し其减缓或停止ていし。切きり尔诺贝利事故じこ中ちゅう，当とう操作そうさ员尝试通过插入そうにゅう控ひかえ制せい棒ぼう来らい关闭不ふ稳定的てき反はん应堆时，控ひかえ制せい棒ぼう末まつ端はし的てき石墨せきぼく置おけ换剂引发了りょう第だい一いち次じ爆ばく炸。

改あらため进包括ほうかつ：

• 燃料ねんりょう浓缩度ど从2%提つつみ高だか到いた2.4%以适应新的てき控ひかえ制せい棒ぼう和わ增加ぞうか的てき中子なかご吸收きゅうしゅう剂
• 人工じんこう操作そうさ的てき控ひかえ制せい棒ぼう数量すうりょう从30提ひさげ高だか到いた45
• 80个额外的がいてき吸收きゅうしゅう剂阻止そし反はん应堆在ざい低てい功こう率りつ下か工作こうさく，也就是ぜRBMK设计中ちゅう最さい危险的てき情じょう况。
• 紧急停とま堆うずたか用よう时从18秒びょう降くだ低てい到いた12秒びょう
• 用よう于防范对于紧急きゅう安全あんぜん系けい统的非ひ授权操作そうさ的てき规章制度せいど

除じょ此之外がい，RBMK-1500系列けいれつ中ちゅう还发展てん出でRELAP5-3D这一いち型がた号ごう，通つう过在反はん应堆中安なかやす装そう温度おんど、水流すいりゅう和かず中子なかこ流りゅう传感器き以及计算、分析ぶんせき设备来らい应对反はん应堆核かく心中しんちゅうの中子なかご情じょう况发生せい瞬まどか变的情じょう况。

变形的てき石墨せきぼく减速块

从2012年ねん5月がつ起おこり，到いた2013年ねん12月为止，列れつ宁格勒1号ごう机つくえ组被ひ暂时关闭，以修复变形がた的てき石墨せきぼく减速块。在ざい为期18个月的てき修おさむ复过程ほど中ちゅう还研究けんきゅう并发展てん了りょう一些维护和监视反应堆用的机器和系统。剩あま下した的てき还在工作こうさく中ちゅう的てき反はん应堆都と将はた进行这项工作こうさく。

发展

RBMK的てき一いち个发展てん型がた号ごう是ぜMKER（俄にわか语：МКЭР, Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор 意い为「多た循环压力管かん式しき反はん应堆」），改良かいりょう了りょう安全あんぜん与あずか故障こしょう遏制设计。MKER-1000的てき原型げんけい为库尔斯克かつ5号ごう机つくえ组，但ただし是ぜ否ひ建造けんぞう仍未确定。列れつ宁格勒核电站计划有ゆうMKER-800、MKER-1000和わMKER-1500的てき建造けんぞう。

关闭

17座ざ建造けんぞう的てきRBMK反はん应堆中ちゅう（库尔斯克核かく电站有ゆう一座いちざ仍在建造けんぞう中ちゅう），切きり尔诺贝利核かく电站剩余じょうよ的てき三座已经关闭(第だい四座在事故中被摧毁)，5号ごう和わ6号ごう机つくえ组在事ごと发时依然いぜん在ざい建けん，因いん事故じこ地区ちく的てき高だか放射ほうしゃ剂量而中止ちゅうし。立たて陶すえ宛あて伊い格かく纳利纳核电站的てき两座反はん应堆亦また已やめ关闭。俄にわか罗斯是ぜ仅有的てき仍在使用しよう这些反はん应堆的てき国家こっか（见下表ひょう）。

在ざい冊さつ反はん应堆清きよし單たん

服役ふくえき狀態じょうたい图例：

– 工作こうさく中ちゅう		– 已やめ退役たいえき
– 建けん设中		- 已やめ損そん毀		– 建けん设被擱置或ある取消とりけし

地点ちてん	反はん应堆类型	状じょう态	电功率りつ (MW)	总功率りつ (MW)
切きり尔诺贝利1号ごう机つくえ组	RBMK-1000	于1996年ねん关闭	740	800
切きり尔诺贝利2号ごう机つくえ组	RBMK-1000	于1991年ねん关闭	925	1,000
切きり尔诺贝利3号ごう机つくえ组	RBMK-1000	于2000年ねん关闭	925	1,000
切きり尔诺贝利4号ごう机つくえ组	RBMK-1000	于1986年ねん事故じこ中ちゅう被ひ摧毁	925	1,000
切きり尔诺贝利5号ごう机つくえ组	RBMK-1000	于1988年ねん取消とりけし建けん设	950	1,000
切きり尔诺贝利6号ごう机つくえ组	RBMK-1000	于1988年ねん取消とりけし建けん设	950	1,000
伊い格かく纳利纳1号ごう机つくえ组	RBMK-1500	于2004年ねん12月关闭	1,185	1,300
伊い格かく纳利纳2号ごう机つくえ组	RBMK-1500	于2009年ねん12月关闭	1,185	1,300
伊い格かく纳利纳3号ごう机つくえ组	RBMK-1500	于1988年ねん取消とりけし建けん设	1,380	1,500
伊い格かく纳利纳4号ごう机つくえ组	RBMK-1500	于1988年ねん取消とりけし计划	1,380	1,500
科か斯特罗马1号ごう机つくえ组	RBMK-1500	于1988年ねん取消とりけし建けん设	1,380	1,500
科か斯特罗马2号ごう机つくえ组	RBMK-1500	于1988年ねん取消とりけし建けん设	1,380	1,500
库尔斯克1号ごう机つくえ组	RBMK-1000	运行中ちゅう，预计于2022年ねん关闭	925	1,000
库尔斯克2号ごう机つくえ组	RBMK-1000	运行中ちゅう，预计于2024年ねん关闭	925	1,000
库尔斯克3号ごう机つくえ组	RBMK-1000	运行中ちゅう，预计于2029年ねん关闭	925	1,000
库尔斯克4号ごう机つくえ组	RBMK-1000	运行中ちゅう，预计于2030年ねん关闭	925	1,000
库尔斯克5号ごう机つくえ组	MKER-1000	於2012年ねん取消とりけし建造けんぞう	925	1,000
库尔斯克6号ごう机つくえ组	RBMK-1000	于1993年ねん取消とりけし计划	925	1,000
列れつ宁格勒1号ごう机つくえ组	RBMK-1000	于2018-12-21转为VVER-1200/491	925	1,000
列れつ宁格勒2号ごう机つくえ组	RBMK-1000	运行中ちゅう，预计于2021年ねん关闭	925	1,000
列れつ宁格勒3号ごう机つくえ组	RBMK-1000	运行中ちゅう，预计于2025年ねん6月がつ关闭	925	1,000
列れつ宁格勒4号ごう机つくえ组	RBMK-1000	运行中ちゅう，预计于2026年ねん8月がつ关闭	925	1,000
斯摩棱斯克かつ1号ごう机つくえ组	RBMK-1000	运行中ちゅう，预计于2028年ねん关闭	925	1,000
斯摩棱斯克かつ2号ごう机つくえ组	RBMK-1000	运行中ちゅう，预计于2030年ねん关闭	925	1,000
斯摩棱斯克かつ3号ごう机つくえ组	RBMK-1000	运行中ちゅう，预计于2034年ねん关闭	925	1,000
斯摩棱斯克かつ4号ごう机つくえ组	RBMK-1000	于1993年ねん取消とりけし建けん设	925	1,000

参考さんこう

• RBMK-1500反はん应堆的てき技わざ术数据すえ 在ざい 立たて陶すえ宛あて伊い格かく纳利纳核电站 - 一种已经停止工作的RBMK反はん应堆（英文えいぶん）
• Chernobyl - A Canadian Perspective （页面存そん档备份，存そん于互联网档案あん馆） (PDF 405KB) - 一本讲述核反应堆设计的书，特とく别是RBMK的てき设计。重点じゅうてん关注了りょうRBMK设计中ちゅう安全あんぜん方面ほうめん与あずかCANDU(秦山じんざん核かく电站所しょ使用しよう的てき反はん应堆类型，由加ゆか拿大核かく能のう有限ゆうげん公司こうし设计)的いくわ区く别。由加ゆか拿大核かく能のう有限ゆうげん公司こうし出版しゅっぱん。（英文えいぶん）
• The Chernobyl Disaster （页面存そん档备份，存そん于互联网档案あん馆） - RBMK的てき设计是ぜ如何いか引发切きり尔诺贝利事故じこ的てき。（英文えいぶん）