RBMK

El foso o bóveda del reactor está hecho de hormigón armado y tiene unas dimensiones de 21,6 x 21,6 x 25,5 metros (71 pies × 71 pies × 84 pies) . Alberga el recipiente del reactor, que es anular, hecho de una pared cilíndrica interior y exterior y placas metálicas superior e inferior que cubren el espacio entre las paredes interior y exterior, sin cubrir el espacio rodeado por el recipiente. El recipiente del reactor es un cilindro anular de acero con paredes huecas y presurizado con gas nitrógeno, con un diámetro interior y una altura de 14,5 x 9,7 metros (48 pies × 32 pies) y un espesor de pared de 16 milímetros (0,63 pulgadas) .         

Para absorber las cargas de dilatación térmica axial , está equipado con dos compensadores de fuelle anulares , uno en la parte superior y otro en la inferior, ubicados entre las paredes interior y exterior. El recipiente rodea el núcleo de bloques de grafito, que actúa como moderador. El núcleo de grafito se mantiene en una mezcla de helio y nitrógeno, lo que proporciona una atmósfera inerte , protegiéndolo de posibles incendios y facilitando la transferencia del exceso de calor del grafito a los canales de refrigeración.

Los bloques moderadores están hechos de grafito nuclear , cuyas dimensiones son de 25 por 25 centímetros (9,8 pulg . × 9,8 pulg.) en el plano perpendicular a los canales, y con varias dimensiones longitudinales de entre 20 centímetros (7,9 pulg.) y 60 centímetros (24 pulg.) dependiendo de la ubicación en la pila. Hay orificios de 11,4 centímetros (4,5 pulg.) de diámetro a través del eje longitudinal de los bloques para los canales de combustible y control. Los bloques están apilados, rodeados por la vasija del reactor, formando un núcleo cilíndrico con un diámetro y una altura de 14 por 8 metros (46 pies × 26 pies) . ^{[ 17 ]} La temperatura máxima permitida del grafito es de hasta 730 °C (1350 °F) . ^{[ 18 ]}           

El reactor tiene una región central activa de 11,8 metros (39 pies) de diámetro por 7 metros (23 pies) de altura. Un reactor RBMK-1000 contiene 1700 toneladas de bloques de grafito. ^{[ 16 ]} El nitrógeno presurizado en el recipiente impide la fuga de la mezcla de helio y nitrógeno utilizada para enfriar el conjunto de grafito.   

El recipiente del reactor tiene en su lado exterior un tanque de agua anular cilíndrico integral, ^{[ 19 ]} una estructura soldada con  paredes de 3 cm de espesor, un diámetro interior de 16,6  m y un diámetro exterior de 19  m, dividido internamente en 16 compartimentos verticales. El agua se suministra a los compartimentos desde la parte inferior y se extrae por la parte superior; el agua puede utilizarse para la refrigeración de emergencia del reactor. El tanque contiene termopares para detectar la temperatura del agua y cámaras de ionización para monitorizar la potencia del reactor. ^{[ 20 ]} El tanque, junto con una capa anular de arena entre el lado exterior del tanque y el lado interior del foso, ^{[ 16 ]} y el hormigón relativamente grueso del foso del reactor sirven como escudos biológicos laterales.

La parte superior del reactor está cubierta por el escudo biológico superior (UBS), también llamado "Esquema E" o, tras la explosión del reactor 4 de Chernóbil, Elena . El UBS es un disco cilíndrico de 3  m × 17  m y 2000  toneladas de peso. ^{[ 16 ]} Está atravesado por tuberías verticales para los conjuntos de canales de combustible y control. La parte superior e inferior están cubiertas con  placas de acero de 4 cm de espesor, soldadas para ser herméticas al helio y unidas adicionalmente por soportes estructurales. El espacio entre las placas y las tuberías está relleno de serpentinita , ^{[ 16 ]} una roca que contiene cantidades significativas de agua ligada . La serpentinita proporciona el blindaje contra la radiación del escudo biológico y se aplicó como una mezcla de hormigón especial. El disco se apoya sobre 16 rodillos, ubicados en la parte superior del tanque de agua cilíndrico reforzado. La estructura del UBS soporta los canales de combustible y control, el piso sobre el reactor en la sala central y las tuberías de vapor y agua. ^{[ 20 ] [ 21 ]}

Debajo de la base del núcleo del reactor se encuentra el escudo biológico inferior (LBS), similar al UBS, pero de solo 2  m × 14,5  m. Está atravesado por los tubos de los extremos inferiores de los canales de presión y soporta el peso del conjunto de grafito y la tubería de entrada del refrigerante. Una estructura de acero, formada por dos placas gruesas que se cruzan en ángulo recto bajo el centro del LBS y están soldadas a este, lo sostiene y transfiere la carga mecánica al edificio. ^{[ 21 ]}

Por encima del UBS, hay un espacio con tuberías de canal superior e instrumentación y control (I&C) o cableado de control y monitorización. Encima de esto está el Ensamblaje 11, compuesto por la cubierta de blindaje superior o cubiertas de canal. Sus superficies superiores forman parte del suelo de la sala del reactor y sirven como parte del blindaje biológico y para el aislamiento térmico del espacio del reactor. Consisten en bloques de hormigón de serpentinita que cubren tapones individuales extraíbles de acero-grafito, situados sobre la parte superior de los canales, formando lo que se asemeja a un círculo con un patrón de cuadrícula. ^{[ 21 ]} El suelo sobre el reactor es conocido por los trabajadores de la planta RBMK como pyatachok , en referencia a la moneda de cinco kopeks. ^{[ 16 ]} Hay una cubierta (tapa/bloque) por tapón y un tapón por canal.

Los canales de combustible constan de tubos de presión de zircaloy  soldados de 8,4 cm de diámetro interior y  paredes de 4 mm de espesor, que se dirigen a través de los canales en el centro de los bloques moderadores de grafito . Las partes superior e inferior de los tubos son de acero inoxidable y están unidas al segmento central de zircaloy mediante acoplamientos de aleación de acero y circonio. El tubo de presión se sujeta en los canales del apilamiento de grafito con dos tipos alternos de  anillos de grafito divididos de 20 mm de altura. Uno está en contacto directo con el tubo y tiene  una separación de 1,5 mm con respecto al apilamiento de grafito; el otro está en contacto directo con el apilamiento de grafito y tiene  una separación de 1,3 mm con respecto al tubo. Este conjunto reduce la transferencia de cargas mecánicas causadas por la hinchazón inducida por neutrones , la expansión térmica de los bloques y otros factores al tubo de presión, al tiempo que facilita la transferencia de calor desde los bloques de grafito. Los tubos de presión están soldados a las placas superior e inferior del recipiente del reactor. ^{[ 21 ]}

Si bien la mayor parte de la energía térmica del proceso de fisión se genera en las barras de combustible, aproximadamente el 5,5 % se deposita en los bloques de grafito, ya que estos moderan los neutrones rápidos formados por la fisión. Esta energía debe eliminarse para evitar el sobrecalentamiento del grafito. Alrededor del 80-85 % de la energía depositada en el grafito se elimina mediante los canales de refrigeración de las barras de combustible, utilizando la conducción a través de los anillos de grafito. El resto del calor del grafito se elimina de los canales de las barras de control mediante la circulación forzada de gas a través del circuito de gas. ^{[ 22 ]}

En los núcleos de reactores RBMK de primera generación hay 1693 canales de combustible y 170 canales de barras de control. Los núcleos de reactores de segunda generación (como Kursk y Chernóbil 3/4) tienen 1661 canales de combustible y 211 canales de barras de control. ^{[ 23 ]} El conjunto de combustible está suspendido en el canal de combustible sobre un soporte, con un tapón de sellado. El tapón de sellado tiene un diseño simple, para facilitar su extracción e instalación por la máquina de recarga de combustible en línea controlada remotamente .

Los canales de combustible pueden contener, en lugar de combustible, absorbedores de neutrones fijos o estar completamente llenos de agua de refrigeración. También pueden contener tubos rellenos de silicio en lugar de un conjunto de combustible, con el fin de dopar semiconductores. Estos canales podrían identificarse mediante sus lectores servo correspondientes, los cuales se bloquearían y se reemplazarían con el símbolo atómico del silicio.

La pequeña holgura entre el canal de presión y el bloque de grafito hace que el núcleo de grafito sea susceptible a sufrir daños. Si un canal de presión se deforma, por ejemplo, debido a una presión interna excesiva, dicha deformación puede generar cargas de presión significativas sobre los bloques de grafito y provocar daños.

Los pellets de combustible están hechos de polvo de dióxido de uranio , sinterizado con un aglutinante adecuado en pellets de 11,5  mm de diámetro y 15  mm de longitud. El material puede contener óxido de europio añadido como veneno nuclear quemable para reducir las diferencias de reactividad entre un conjunto de combustible nuevo y uno parcialmente gastado. ^{[ 24 ]} Para reducir los problemas de expansión térmica y la interacción con el revestimiento, los pellets tienen hendiduras hemisféricas. Un  orificio de 2 mm a través del eje del pellet sirve para reducir la temperatura en el centro del pellet y facilita la eliminación de los productos de fisión gaseosos. El nivel de enriquecimiento en 1980 era del 2 % (0,4 % para los pellets de los extremos de los conjuntos). La temperatura máxima permitida del pellet de combustible es de 2100  °C.

Las barras de combustible son tubos de zircaloy (1 % niobio ) de 13,6  mm de diámetro exterior y 0,825  mm de espesor. Están llenas de helio a 0,5  MPa y selladas herméticamente. Anillos de retención ayudan a asentar las pastillas en el centro del tubo y facilitan la transferencia de calor de la pastilla al tubo. Las pastillas se mantienen en su lugar axialmente mediante un resorte . Cada barra contiene 3,5  kg de pastillas de combustible. Las barras de combustible tienen  una longitud de 3,64 m,  de los cuales 3,4 m corresponden a la longitud activa. La temperatura máxima permitida para una barra de combustible es de 600  °C. ^{[ 22 ]}

Los conjuntos de combustible constan de dos subconjuntos con 18 barras de combustible y una barra portadora. Las barras de combustible están dispuestas a lo largo de la barra portadora central, que tiene un diámetro exterior de 1,3  cm. Todas las barras de un conjunto de combustible se mantienen en su lugar con 10 espaciadores de acero inoxidable separados por una  distancia de 360 ​​mm. Los dos subconjuntos están unidos por un cilindro en el centro del conjunto; durante el funcionamiento del reactor, este espacio muerto sin combustible reduce el flujo de neutrones en el plano central del reactor. La masa total de uranio en el conjunto de combustible es de 114,7  kg. El grado de quemado del combustible es de 20  MW·d/kg. Esto es inferior al de los reactores BWR modernos, que tienen un grado de quemado de combustible de alrededor de 28  MW·d/kg, y al de los reactores PWR, que lo tienen de alrededor de 34  MW·d/kg. La longitud total del conjunto de combustible es de 10,025  m, con 6,862  m de región activa.

Además de los conjuntos de combustible convencionales, existen conjuntos instrumentados que contienen detectores de flujo de neutrones en el portador central. En este caso, la barra se reemplaza por un tubo con un espesor de pared de 2,5  mm y un diámetro exterior de 15  mm. ^{[ 25 ]}

A diferencia de los conjuntos de combustible rectangulares de los reactores PWR/BWR o de los conjuntos de combustible hexagonales de los reactores VVER, el conjunto de combustible del reactor RBMK es cilíndrico para adaptarse a los canales de presión redondos.

La máquina de recarga está montada sobre una grúa pórtico y se controla a distancia. Los conjuntos de combustible se pueden reemplazar sin apagar el reactor, un factor crucial para la producción de plutonio apto para armas nucleares y, en un contexto civil, para un mayor tiempo de funcionamiento del reactor. Cuando es necesario reemplazar un conjunto de combustible, la máquina se coloca sobre el canal de combustible: se acopla a este, iguala la presión interna, extrae la barra usada e inserta una nueva. La barra usada se coloca entonces en un estanque de enfriamiento. La capacidad de la máquina de recarga, con el reactor a potencia nominal, es de dos conjuntos de combustible por día, con una capacidad máxima de cinco por día.

La cantidad total de combustible en condiciones estacionarias es de 192  toneladas. ^{[ 23 ]} El núcleo RBMK tiene una densidad de potencia relativamente baja, al menos en parte debido al  espaciamiento de 25 cm entre canales y, por lo tanto, entre conjuntos de combustible.

La mayoría de las barras de control del reactor se insertan desde arriba; 24 barras acortadas se insertan desde abajo y se utilizan para aumentar el control de distribución de potencia axial del núcleo. Con la excepción de 12 barras automáticas, las barras de control tienen una  sección de grafito de 4,5 m de longitud en el extremo, separada por un  telescopio de 1,25 m de longitud (que crea un espacio lleno de agua entre el grafito y el absorbedor), y una sección de absorbedor de neutrones de carburo de boro . La función de la sección de grafito, conocida como "desplazador", es aumentar la diferencia entre los niveles de atenuación del flujo de neutrones de las barras insertadas y retraídas, ya que el grafito desplaza el agua que, de otro modo, actuaría como absorbedor de neutrones, aunque mucho más débil que el carburo de boro. Un canal de barra de control lleno de grafito absorbe menos neutrones que cuando está lleno de agua, por lo que la diferencia entre la barra de control insertada y la retraída aumenta.

Cuando la barra de control está completamente retraída, el desplazador de grafito se ubica en el centro de la altura del núcleo, con 1,25  m de agua en cada uno de sus extremos. El desplazamiento del agua absorbente de neutrones a medida que la barra desciende podría provocar un aumento local de la reactividad en la parte inferior del núcleo al pasar la parte de grafito de la barra de control por esa sección. Este efecto de "parada de emergencia positiva" se descubrió en 1983 en la central nuclear de Ignalina . Los canales de la barra de control se enfrían mediante un circuito de agua independiente y se mantienen a una temperatura de entre 40 y 70  °C.

El estrecho espacio entre la barra y su canal dificulta el flujo de agua alrededor de las barras durante su movimiento y actúa como un amortiguador de fluido, lo que explica su lento tiempo de inserción (nominalmente de 18 a 21  segundos para las barras del sistema de control y protección del reactor, o aproximadamente 0,4  m/s). Tras el desastre de Chernóbil, se sustituyeron los servomotores de las barras de control en otros reactores RBMK para permitir movimientos más rápidos de las barras, e incluso se logró una mayor velocidad al enfriar los canales de las barras de control con una fina capa de agua entre una camisa interior y el tubo de Zircaloy del canal, mientras se permitía que las barras se movieran en el gas.

La división de las barras de control entre los grupos de protección manual y de emergencia era arbitraria; las barras podían reasignarse de un sistema a otro durante el funcionamiento del reactor sin problemas técnicos ni organizativos.

Se insertan absorbedores estáticos adicionales a base de boro en el núcleo cuando se carga con combustible nuevo. Se añaden aproximadamente 240 absorbedores durante la carga inicial del núcleo. Estos absorbedores se retiran gradualmente a medida que aumenta el grado de quemado. El coeficiente de vacío del reactor depende del contenido del núcleo; varía de negativo con todos los absorbedores iniciales a positivo cuando se han retirado todos.

El margen de reactividad normal es de 43 a 48 barras de control.

El reactor opera en una atmósfera de helio - nitrógeno (70-90% He, 10-30% _N₂ en volumen). ^{[ 22 ]} El circuito de gas está compuesto por un compresor , filtros de aerosoles y yodo, un adsorbente para dióxido de carbono , monóxido de carbono y amoníaco , un tanque de almacenamiento para permitir que los productos radiactivos gaseosos se desintegren antes de ser descargados, un filtro de aerosoles para eliminar los productos de desintegración sólidos y una chimenea de ventilación, la icónica chimenea sobre el espacio entre reactores en los RBMK de segunda generación como Kursk y Chernobyl 3/4 o a cierta distancia de los reactores en los RBMK de primera generación como Kursk y Chernobyl 1/2. ^{[ 27 ]}

El gas se inyecta en el núcleo desde abajo a un caudal bajo y sale por el tubo vertical de cada canal a través de una tubería individual. Se monitorizan la humedad y la temperatura del gas de salida; un aumento de estas indica una fuga de refrigerante. ^{[ 18 ]} Un único circuito de gas sirve a dos reactores RBMK-1000 o a un único RBMK-1500; los reactores RBMK siempre se construyeron en pares. El circuito de gas se encuentra entre dos reactores en los RBMK de segunda generación, como Chernobyl 3/4, Kursk 3/4 y Smolensk 1–4.

El reactor tiene dos circuitos de refrigeración independientes, cada uno con cuatro bombas de circulación principales (tres en funcionamiento y una de reserva) que dan servicio a la mitad del reactor. El agua de refrigeración se alimenta al reactor a través de tuberías inferiores hasta un colector de presión común (uno para cada circuito de refrigeración), que se divide en 22 colectores de distribución de grupo, cada uno de los cuales alimenta entre 38 y 41 canales de presión a través del núcleo, donde hierve el refrigerante. La mezcla de vapor y agua se conduce a través de las tuberías superiores de vapor, una para cada canal de presión, desde la parte superior del reactor hasta los separadores de vapor , pares de gruesos tambores horizontales ubicados en compartimentos laterales sobre la parte superior del reactor; cada uno tiene 2,8 m (9 pies 2 pulgadas) de diámetro, 31 m (101 pies 8 pulgadas) de longitud, un espesor de pared de 10 cm (3,9 pulgadas) y pesa 240 t (260 toneladas cortas ) . ^{[ 17 ]}         

El vapor, con una calidad de vapor de aproximadamente el 15%, se toma de la parte superior de los separadores mediante dos colectores de vapor por separador, se combina y se conduce a dos turbogeneradores en la sala de turbinas, luego a condensadores , se recalienta a 165 °C (329 °F) y se bombea mediante bombas de condensado a desgasificadores , donde se eliminan los restos de la fase gaseosa y los gases que inducen corrosión. El agua de alimentación resultante se conduce a los separadores de vapor mediante bombas de agua de alimentación y se mezcla con el agua de estos en sus salidas. Desde la parte inferior de los separadores de vapor, el agua de alimentación se conduce mediante 12 bajantes (de cada separador) a los colectores de succión de las bombas de circulación principales y de vuelta al reactor. ^{[ 28 ]} Hay un sistema de intercambio iónico incluido en el circuito para eliminar impurezas del agua de alimentación.  

La turbina consta de un rotor (cilindro) de alta presión y cuatro de baja presión. Cinco separadores-precalentadores de baja presión se utilizan para calentar el vapor con vapor fresco antes de alimentarlo a la siguiente etapa de la turbina. El vapor no condensado se introduce en un condensador, se mezcla con el condensado de los separadores, se bombea mediante la bomba de condensado de la primera etapa a un purificador químico (de intercambio iónico) y, posteriormente, mediante una bomba de condensado de la segunda etapa, a cuatro desgasificadores donde se eliminan los gases disueltos y arrastrados; los desgasificadores también sirven como depósitos de agua de alimentación. Desde los desgasificadores, el agua se bombea a través de filtros hacia la parte inferior de los tambores separadores de vapor. ^{[ 29 ]}

Las bombas de circulación principales tienen una capacidad de 5500–12000 ^m³  / h y son alimentadas por motores eléctricos ^de 6 kV . El flujo normal de refrigerante es de 8000 ^m³ / h por bomba; este se reduce mediante válvulas de control a 6000–7000 m³ /h cuando la potencia del reactor es inferior a 500 MWt. Cada bomba tiene una válvula de control de flujo y una válvula de retención antirretorno en la salida, y válvulas de cierre tanto en la entrada como en la salida. Cada uno de los canales de presión en el núcleo tiene su propia válvula de control de flujo para que se pueda optimizar la distribución de temperatura en el núcleo del reactor. Cada canal tiene un caudalímetro de tipo bola .    

El caudal nominal de refrigerante a través del reactor es de 46 000–48 000  m³ / ^h . El caudal de vapor a plena potencia es de 5 440–5 600 t (6 000–6 170 toneladas cortas) /h. ^{[ 18 ]} 

La temperatura nominal del refrigerante a la entrada del reactor es de aproximadamente 265–270 °C (509–518 °F) y la temperatura de salida de 284 °C (543 °F) , a una presión en el separador de tambor y el reactor de 6,9 ​​megapascales (69 bar; 1000 psi) . ^{[ 18 ] [ 16 ]} La presión y la temperatura de entrada determinan la altura a la que comienza la ebullición en el reactor; si la temperatura del refrigerante no está suficientemente por debajo de su punto de ebullición a la presión del sistema, la ebullición comienza en la parte más baja del reactor en lugar de en sus partes más altas. Con pocos absorbedores en el núcleo del reactor, como durante el accidente de Chernóbil, el coeficiente de vacío positivo del reactor hace que el reactor sea muy sensible a la temperatura del agua de alimentación. Las burbujas de agua hirviendo conducen a un aumento de potencia, lo que a su vez aumenta la formación de burbujas.      

Si la temperatura del refrigerante está demasiado cerca de su punto de ebullición, puede producirse cavitación en las bombas y su funcionamiento puede volverse errático o incluso detenerse por completo. La temperatura del agua de alimentación depende de la producción de vapor; la fase de vapor se dirige a las turbinas y condensadores y regresa significativamente más fría ( 155–165 °C (311–329 °F) ) que el agua que regresa directamente del separador de vapor (284 °C). Por lo tanto, a baja potencia del reactor, la temperatura de entrada puede alcanzar niveles peligrosamente altos. El agua se mantiene por debajo de la temperatura de saturación para evitar la ebullición en película y la consiguiente disminución de la tasa de transferencia de calor. ^{[ 17 ]}   

El reactor se detiene en caso de nivel de agua alto o bajo en los separadores de vapor (con dos umbrales de nivel bajo seleccionables); alta presión de vapor; bajo caudal de agua de alimentación; pérdida de dos bombas principales de refrigerante en cualquiera de los lados. Estas detenciones se pueden desactivar manualmente. ^{[ 20 ]}

El nivel de agua en los separadores de vapor, el porcentaje de vapor en los tubos de presión del reactor, el punto de ebullición del agua en el núcleo del reactor, el flujo de neutrones y la distribución de potencia en el reactor, así como el caudal de agua de alimentación a través del núcleo, deben controlarse con precisión. El nivel de agua en el separador de vapor se controla principalmente mediante el suministro de agua de alimentación, y los tanques desgasificadores funcionan como depósito de agua.

La velocidad máxima de calentamiento permitida del reactor y del refrigerante es de 10 °C (18 °F) /h; la velocidad máxima de enfriamiento es de 30 °C (54 °F) /h. ^{[ 18 ]}    

El reactor está equipado con un sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS), que consta de un tanque de reserva de agua específico, acumuladores hidráulicos y bombas. La tubería del ECCS está integrada con el sistema de refrigeración normal del reactor. El ECCS tiene tres sistemas, conectados a los colectores del sistema de refrigeración. En caso de daños, el primer subsistema del ECCS proporciona refrigeración durante un máximo de 100 segundos a la mitad dañada del circuito de refrigeración (la otra mitad se refrigera mediante las bombas de circulación principales), y los otros dos subsistemas se encargan entonces de la refrigeración a largo plazo del reactor. ^{[ 20 ]}

El subsistema ECCS de corto plazo consta de dos grupos de seis tanques acumuladores, que contienen agua saturada con nitrógeno a una presión de 10 megapascales (1500 psi) , conectados al reactor mediante válvulas de acción rápida. Cada grupo puede suministrar el 50 % del caudal máximo de refrigerante a la mitad dañada del reactor. El tercer grupo es un conjunto de bombas eléctricas que extraen agua de los desgasificadores. Las bombas de corto plazo pueden alimentarse mediante la parada de los turbogeneradores principales. ^{[ 20 ]} 

El sistema ECCS para la refrigeración a largo plazo del circuito dañado consta de tres pares de bombas eléctricas que extraen agua de los depósitos de supresión de presión; el agua se enfría con el agua de servicio de la planta mediante intercambiadores de calor en las líneas de succión. Cada par puede suministrar la mitad del caudal máximo de refrigerante. El sistema ECCS para la refrigeración a largo plazo del circuito intacto consta de tres bombas independientes que extraen agua de los depósitos de condensado, cada una capaz de suministrar la mitad del caudal máximo. Las bombas del sistema ECCS se alimentan de las  líneas internas esenciales de 6 kV, con el respaldo de generadores diésel. Algunas válvulas que requieren alimentación ininterrumpida también cuentan con baterías de respaldo. ^{[ 20 ]}

La distribución de la densidad de potencia en el reactor se mide mediante cámaras de ionización ubicadas dentro y fuera del núcleo. El sistema físico de control de la distribución de la densidad de potencia (PPDDCS) cuenta con sensores dentro del núcleo; el sistema de control y protección del reactor (RCPS) utiliza sensores en el núcleo y en el tanque de protección biológica lateral. Los sensores externos del tanque se encuentran alrededor del plano medio del reactor, por lo que no indican la distribución axial de la potencia ni proporcionan información sobre la potencia en la parte central del núcleo.

Existen más de 100 monitores de distribución de potencia radiales y 12 axiales, que emplean detectores autoalimentados. Se utilizan medidores de reactividad y cámaras de arranque extraíbles para el monitoreo del arranque del reactor. La potencia total del reactor se registra como la suma de las corrientes de las cámaras de ionización laterales. El sistema de monitoreo de la integridad del tubo de presión supervisa la humedad y la temperatura del gas que circula en los canales.

Se supone que el PPDDCS y el RCPS se complementan entre sí. El sistema RCPS consta de 211 barras de control móviles. Sin embargo, ambos sistemas presentan deficiencias, sobre todo a bajos niveles de potencia del reactor. El PPDDCS está diseñado para mantener la distribución de la densidad de potencia del reactor entre el 10 y el 120 % de los niveles nominales y para controlar la potencia total del reactor entre el 5 y el 120 % de los niveles nominales. Los subsistemas LAC-LAP (control automático local y protección automática local) del RCPS se basan en cámaras de ionización dentro del reactor y se activan a niveles de potencia superiores al 10 %.

Por debajo de esos niveles, los sistemas automáticos se desactivan y los sensores internos quedan inaccesibles. Sin los sistemas automáticos y dependiendo únicamente de las cámaras de ionización laterales, el control del reactor se vuelve muy difícil; los operadores no disponen de datos suficientes para controlarlo de forma fiable y deben basarse en su intuición. Durante la puesta en marcha de un reactor con un núcleo libre de veneno, esta falta de información puede ser manejable, ya que el reactor se comporta de forma predecible; sin embargo, un núcleo con veneno distribuido de forma no uniforme puede provocar grandes heterogeneidades en la distribución de potencia, con consecuencias potencialmente catastróficas.

El sistema de protección de emergencia (EPS) del reactor se diseñó para apagarlo cuando se superan sus parámetros operativos. El diseño contemplaba el colapso por vapor en el núcleo cuando la temperatura del elemento combustible desciende por debajo de 265  °C, la vaporización del refrigerante en los canales de combustible en estado de reactor frío y la adherencia de algunas barras de protección de emergencia. Sin embargo, la lenta velocidad de inserción de las barras de control, junto con su diseño que provoca una reactividad positiva localizada a medida que el desplazador se mueve por la parte inferior del núcleo, generó varias situaciones posibles en las que la activación del EPS podría causar o agravar una fuga del reactor.

El sistema informático SKALA o SCALA para el cálculo del margen de reactividad recopilaba datos de aproximadamente 4000 fuentes. Su propósito era ayudar al operador en el control en estado estacionario del reactor. Se requerían entre diez y quince minutos para procesar todas las mediciones y calcular los resultados. SKALA no podía controlar el reactor, sino que solo hacía recomendaciones a los operadores, y utilizaba tecnología informática de la década de 1960. ^{[ 30 ]}

Los operadores podían desactivar algunos sistemas de seguridad, reiniciar o suprimir algunas señales de alarma y evitar el bloqueo automático , conectando cables de conexión a terminales accesibles. Esta práctica estaba permitida en determinadas circunstancias.

El reactor está equipado con un detector de fugas en las barras de combustible. Un detector de centelleo , sensible a las energías de los productos de fisión de corta duración, está montado sobre un carro especial y se desplaza sobre las salidas de los canales de combustible, emitiendo una alerta si se detecta un aumento de la radiactividad en el flujo de vapor y agua.

En las salas de control de los reactores RBMK hay dos grandes paneles o pantallas que representan una vista superior del reactor. Una pantalla está compuesta mayoritariamente o completamente (en los reactores RBMK de primera generación) por diales de colores o indicadores de posición de las barras: estos diales representan la posición de las barras de control dentro del reactor y el color de la carcasa de los diales coincide con el de las barras de control, cuyos colores corresponden a su función, por ejemplo, rojo para las barras de control automáticas. La otra pantalla es un mapa del núcleo o cartograma de canales del núcleo, es circular, está compuesta por mosaicos y representa cada canal del reactor. Cada mosaico está hecho de una sola cubierta de luz con un número de canal ^{[ 31 ]} y una bombilla incandescente, y cada bombilla se ilumina para representar parámetros de canal fuera de especificación (superiores o inferiores a lo normal).

Los operadores tienen que escribir el número del canal o canales afectados y luego ver los instrumentos para encontrar exactamente qué parámetros están fuera de especificación. El mapa central representaba información de la computadora SKALA. Cada unidad tenía su propia computadora alojada en una sala separada. La sala de control también tiene registradores de gráficos o tendencias. Algunas salas de control de RBMK se han actualizado con pantallas de video que reemplazan las pantallas mímicas y la mayoría de los registradores de gráficos y eliminan la necesidad de escribir números de canal y en su lugar los operadores colocan un cursor sobre una casilla (ahora representativa) para revelar sus parámetros que se muestran en la parte inferior de la pantalla de video. ^{[ 32 ]} La sala de control está ubicada debajo del piso de la sala del desgasificador. Ambas salas están en el espacio entre los edificios del reactor y la turbina.

Según la Unidad 3 de la central nuclear de Smolensk, la parada del reactor consta de (1) un sistema de protección de emergencia de acción rápida (BAZ) y (2) un sistema de protección de emergencia (AZ-1). El BAZ tiene 24 barras de parada de emergencia de acción rápida normalmente retraídas. Por su parte, el AZ-1 tiene 32 barras inferiores (barras insertadas en la parte inferior para la conformación de potencia axial), 9 barras de regulación de potencia local (controladas automáticamente por monitor de flujo para 9 zonas de control local), 18 barras de protección local (2 barras para cada zona de control local, insertadas si la potencia local supera el 10 % del valor preestablecido o supera el 2 % del valor preestablecido acompañado de los modos AZ-3 o AZ-4) y 128 barras de control manual. ^{[ 33 ]}

El diseño del reactor RBMK se concibió principalmente para ser potente, de rápida construcción y fácil mantenimiento. Las estructuras de contención física completas para cada reactor habrían duplicado con creces el coste y el tiempo de construcción de cada planta, y dado que el diseño había sido certificado por el Ministerio de Ciencia Nuclear soviético como intrínsecamente seguro cuando se operaba dentro de los parámetros establecidos, las autoridades soviéticas asumieron que el cumplimiento adecuado de la doctrina por parte de los trabajadores haría imposible cualquier accidente. Los reactores RBMK se diseñaron para permitir el cambio de barras de combustible a plena potencia sin apagar el reactor, como en el reactor CANDU de agua pesada presurizada y el reactor IPHWR indio , tanto para la recarga de combustible como para la producción de plutonio para armas nucleares . Esto requería grandes grúas sobre el núcleo.

Debido a la gran altura del núcleo del reactor RBMK (aproximadamente 7 m ) , el costo y la dificultad de construir una estructura de contención pesada impidieron la construcción de estructuras de contención de emergencia adicionales para las tuberías en la parte superior del núcleo. En el accidente de Chernóbil , la presión alcanzó niveles lo suficientemente altos como para hacer estallar la parte superior del reactor, rompiendo los canales de combustible y provocando un incendio masivo cuando el aire entró en contacto con el núcleo de grafito sobrecalentado. Tras el accidente de Chernóbil, algunos de los reactores RBMK más antiguos fueron modernizados con un sistema de contención de accidentes, similar al que tenía la Unidad 4 de Chernóbil.   

La parte inferior del reactor está encerrada en un compartimento estanco. Hay un espacio entre el fondo del reactor y el piso. El sistema de protección contra sobrepresión de la cavidad del reactor consta de conjuntos de alivio de vapor incrustados en el piso que conducen a colectores distribuidores de vapor cubiertos con discos de ruptura y que se abren al corredor de distribución de vapor debajo del reactor, en el nivel +6. El piso del corredor contiene entradas de una gran cantidad de tuberías verticales, que conducen a los fondos de las piscinas de supresión de presión ("piscinas de burbujeo") ubicadas en los niveles +3 y +0. En caso de un accidente, que se preveía que sería como máximo una ruptura de uno o dos canales de presión, el vapor debía burbujear a través del agua y condensarse allí, reduciendo la sobrepresión en el compartimento estanco. La capacidad de flujo de las tuberías a las piscinas limitaba la capacidad de protección a la ruptura simultánea de dos canales de presión; Un mayor número de fallos provocaría una acumulación de presión suficiente para levantar la placa de cubierta ("Estructura E", tras la explosión apodada "Elena", que no debe confundirse con el reactor ELENA ruso ), cortar el resto de los canales de combustible, destruir el sistema de inserción de barras de control y, potencialmente, también extraer las barras de control del núcleo. ^{[ 34 ]}

El sistema de contención se diseñó para soportar fallas en los bajantes, bombas y distribución y entrada del agua de alimentación. Los compartimentos estancos alrededor de las bombas pueden soportar una sobrepresión de 0,45 MPa (65 psi) . Los colectores de distribución y las entradas soportan 0,08 MPa (12 psi) y se ventilan mediante válvulas de retención al compartimento estanco. La cavidad del reactor soporta una sobrepresión de 0,18 MPa (26 psi) y se ventila mediante válvulas de retención al compartimento estanco. El sistema de supresión de presión puede soportar una falla en un canal del reactor, un colector de presión de la bomba o un colector de distribución. ^{[ 20 ]}      

Las fugas en las tuberías de vapor y los separadores no se tratan, salvo para mantener una presión ligeramente inferior en la galería de tuberías ascendentes y el compartimento del tambor de vapor que en la sala del reactor. Estos espacios tampoco están diseñados para soportar sobrepresión. El corredor de distribución de vapor contiene condensadores de superficie . Los sistemas de rociadores contra incendios , que funcionan tanto en caso de accidente como en funcionamiento normal, se alimentan desde las piscinas de supresión de presión a través de intercambiadores de calor enfriados por el agua de servicio de la planta y enfrían el aire sobre las piscinas. Los enfriadores de chorro se ubican en las partes superiores de los compartimentos; su función es enfriar el aire y eliminar el vapor y las partículas de aerosol radiactivo. ^{[ 20 ]}

La eliminación de hidrógeno del compartimento hermético se realiza mediante la extracción de 800 m³ (28 000 pies cúbicos ⁾ /hora de aire, su filtración y descarga a la atmósfera. La extracción de aire se detiene automáticamente en caso de fuga de refrigerante y debe reiniciarse manualmente. El hidrógeno está presente durante el funcionamiento normal debido a fugas de refrigerante (se estima que hasta 2 t (2,2 toneladas cortas) por hora). ^{[ 20 ]}    

Para los sistemas nucleares que se describen aquí, se utiliza como ejemplo la central nuclear de Chernóbil .

Como reactor de primera generación de segunda generación basado en tecnología soviética de la década de 1950, el diseño del RBMK se optimizó para la velocidad de producción, pero sacrificó la redundancia. Varias de sus características de diseño resultaron peligrosamente inestables al operar fuera de sus especificaciones. La decisión de utilizar un núcleo de grafito con combustible de uranio natural permitió una generación masiva de energía a tan solo una cuarta parte del costo de los reactores de agua pesada , que requerían mayor mantenimiento y grandes volúmenes de agua pesada, un combustible costoso , para su puesta en marcha. Sin embargo, sus consecuencias imprevistas no se manifestarían por completo hasta el desastre de Chernóbil en 1986.

El agua ligera (H₂O ordinaria ₎ es a la vez moderadora y absorbente de neutrones . Esto significa que no solo puede ralentizar los neutrones hasta velocidades en equilibrio con las moléculas circundantes (termalizarlos y convertirlos en neutrones de baja energía, conocidos como neutrones térmicos , que tienen muchas más probabilidades de interactuar con los núcleos de uranio-235 que los neutrones rápidos producidos inicialmente por la fisión), sino que también absorbe algunos de ellos.

En la serie de reactores RBMK, el agua ligera funciona como refrigerante, mientras que la moderación se lleva a cabo principalmente mediante grafito . Dado que el grafito ya modera los neutrones, el agua ligera tiene un efecto menor en su desaceleración, pero aún podría absorberlos. Esto significa que la reactividad del reactor (ajustable mediante barras absorbentes de neutrones adecuadas) debe tener en cuenta los neutrones absorbidos por el agua ligera.

En el caso de la vaporización del agua a vapor , el lugar que ocupa el agua sería ocupado por vapor de agua, cuya densidad es muchísimo menor que la del agua líquida (el valor exacto depende de la presión y la temperatura; en condiciones estándar , el vapor es aproximadamente 1/1350 de la densidad del agua líquida). Debido a esta menor densidad (de masa y, por consiguiente , de núcleos atómicos capaces de absorber neutrones), la capacidad de absorción de neutrones del agua ligera prácticamente desaparece al hervir. Esto permite que más neutrones fisionen más núcleos de U-235 y, por lo tanto, aumenten la potencia del reactor, lo que lleva a temperaturas más altas que hierven aún más agua, creando un ciclo de retroalimentación térmica .

En los reactores RBMK, la generación de vapor en el agua de refrigeración crea, en la práctica, un vacío: una burbuja que no absorbe neutrones. La reducción de la moderación por el agua ligera es irrelevante, ya que el grafito sigue moderando los neutrones. Sin embargo, la pérdida de absorción altera drásticamente el equilibrio de la producción de neutrones, provocando una situación descontrolada en la que se producen cada vez más neutrones y su densidad crece exponencialmente. Esta situación se denomina « coeficiente de vacío positivo », y la serie de reactores RBMK presenta el coeficiente de vacío positivo más alto de cualquier reactor comercial jamás diseñado.

Un coeficiente de vacío elevado no implica necesariamente que un reactor sea intrínsecamente inseguro, ya que algunos neutrones de fisión se emiten con un retardo de segundos o incluso minutos (emisión de neutrones postfisión de los núcleos hijos), por lo que se pueden tomar medidas para reducir la tasa de fisión antes de que sea demasiado alta. Sin embargo, esta situación dificulta considerablemente el control del reactor, especialmente a baja potencia. Por lo tanto, los sistemas de control deben ser muy fiables y el personal de la sala de control debe estar rigurosamente capacitado en las particularidades y limitaciones del sistema. Ninguno de estos requisitos se cumplía en Chernóbil: dado que el diseño del reactor contaba con la aprobación del Instituto Kurchatov y se consideraba secreto de Estado , estaba prohibido hablar de sus fallos, incluso entre el personal que operaba la planta. Algunos diseños posteriores del reactor RBMK incluían barras de control con pinzas electromagnéticas, lo que permitía controlar la velocidad de reacción y, si era necesario, detenerla por completo. Sin embargo, el reactor RBMK de Chernóbil tenía barras de control con embrague manual.

Todos los reactores RBMK sufrieron cambios significativos tras el desastre de Chernóbil . El coeficiente de vacío positivo se redujo de +4,5 β a +0,7 β, ^{[ 48 ] [ 49 ]} disminuyendo la probabilidad de nuevos accidentes de reactividad, a costa de mayores requisitos de enriquecimiento del combustible de uranio. ^{[ 50 ]}  

En sus memorias publicadas póstumamente, Valery Legasov , primer subdirector del Instituto Kurchatov de Energía Atómica , reveló que los científicos del instituto sabían desde hacía tiempo que el RBMK tenía importantes fallos de diseño. ^{[ 51 ] [ 52 ]} El suicidio de Legasov en 1988, tras intentos fallidos de promover la reforma de la seguridad nuclear e industrial, causó gran conmoción en la comunidad científica. Los problemas de diseño del RBMK se discutieron cada vez más abiertamente. ^{[ 53 ]}

Tras el accidente de Chernóbil, todos los reactores RBMK restantes fueron modernizados con varias mejoras de seguridad . La más importante de estas mejoras corrigió el diseño de las barras de control del RBMK. Las barras de control tienen desplazadores de grafito de 4,5 metros (14 pies 9 pulgadas) , que impiden que el agua de refrigeración entre en el espacio que queda libre al retirar las barras. En el diseño original, estos desplazadores, al ser más cortos que la altura del núcleo, dejaban columnas de agua de 1,25 metros (4,1 pies) en la parte inferior (y 1,25 metros [4,1 pies] en la parte superior) cuando las barras se extraían por completo. ^{[ 3 ]}    

Durante la inserción, el grafito desplazaría primero el agua inferior, aumentando localmente la reactividad. Además, cuando las barras estaban en su posición más alta, los extremos del absorbedor quedaban fuera del núcleo, lo que requería un desplazamiento relativamente grande antes de lograr una reducción significativa de la reactividad. ^{[ 54 ]} Es probable que estos fallos de diseño fueran el detonante final de la primera explosión del accidente de Chernóbil, provocando que la parte inferior del núcleo alcanzara la criticidad inmediata cuando los operadores intentaron apagar el reactor altamente desestabilizado reinsertando las barras. Las actualizaciones son:

• Un aumento en el enriquecimiento del combustible del 2% al 2,4% para compensar las modificaciones en las barras de control y la introducción de absorbedores adicionales.
• El número de varillas de control manual aumentó de 30 a 45.
• Ochenta absorbedores adicionales impiden el funcionamiento a baja potencia, que es donde el diseño RBMK resulta más peligroso.
• La secuencia AZ-5 (parada de emergencia del reactor o Scram ) se redujo de 18 a 12 segundos.
• Adición del sistema БАЗ o BAZ, ^{[ 55 ]} (protección rápida de emergencia del reactor) que insertaría 24 barras distribuidas uniformemente en el núcleo del reactor a través de un mecanismo de accionamiento modificado en un plazo de 1,8 a 2,5 segundos.
• Precauciones contra el acceso no autorizado a los sistemas de seguridad de emergencia.

Además, se desarrollaron modelos RELAP5-3D de reactores RBMK-1500 para su uso en cálculos termohidráulicos-neutrónicos integrados para el análisis de transitorios específicos en los que la respuesta neutrónica del núcleo es importante. ^{[ 56 ]}

El botón BAZ está diseñado como una medida preventiva para reducir la reactividad antes de que se active el AZ-5, lo que permite una parada de emergencia segura y estable de un RBMK.

Desde mayo de 2012 hasta diciembre de 2013, Leningrado -1 estuvo fuera de servicio mientras se realizaban reparaciones relacionadas con los bloques moderadores de grafito deformados. El proyecto de 18 meses incluyó investigación y el desarrollo de máquinas de mantenimiento y sistemas de monitoreo. Se aplicará un trabajo similar a los demás RBMK operativos. ^{[ 57 ]} Los bloques moderadores de grafito en el RBMK pueden repararse y reemplazarse in situ , a diferencia del otro gran reactor moderado de grafito actual, el reactor avanzado refrigerado por gas . ^{[ 58 ]}

El corte longitudinal en algunas de las columnas de grafito durante los trabajos de reacondicionamiento para prolongar su vida útil puede devolver la pila de grafito a su geometría de diseño inicial. ^{[ 59 ]}

Debido a la creciente demanda de energía en Rusia, los reactores RBMK han sido sometidos a una extensión de su vida útil mediante modernización. Originalmente, los RBMK fueron diseñados para una vida útil de 25 años. La modernización incluye la corrección de problemas relacionados con el accidente de Chernóbil, la ratificación de las normas de seguridad vigentes y, en última instancia, la extensión de su vida útil. Gracias a dicha modernización, los RBMK han mejorado en seguridad, fiabilidad y eficiencia económica. ^{[ 60 ]}

A pesar de la viabilidad de realizar modificaciones y mejoras extensas, los reactores de diseño soviético fueron clausurados. ^{[ 61 ]}