Чернобыль

 В середине XVIII веке, незадолго до перехода города в состав Российской империи (1793 год), город стал центром хасидизма – течения иудаизма, широко распространённого среди еврейских подданных Речи Посполитой. Тогда была основана чернобыльская хасидская династия. В ходе революций и гражданской войны еврейское население, составляющее большинство жителей города (из 10800 человек евреев было 7200 по состоянию на 1898 год), серьёзно пострадало от погромов, после чего 1920 году чернобыльская династия покинула город. Оставшихся евреев уничтожили в годы ВОВ. В ходе Советско-польской войны на какое-то время Чернобыль перешёл в руки поляков, однако был отбит Красной армией, после чего включён в УССР.

Русалки по мнению художника Константина Маковского

 Вполне естественно, что Полесье серьёзно пострадало в ходе Великой Отечественной войны. В 1941 году здесь развернулась битва за Киев, закончившаяся Киевским котлом. Очень быстро начали организовываться партизанские отряды, самым знаменитым из которых был, конечно, отряд Сидора Ковпака. Восточное Полесье превратилось в самый настоящий партизанский край.

Лесопилка в селе Вильча. От АЭС оно удалено на 50 км, сейчас расселено.

АЭС

 После войны в соответствии с планом Совмина в 1966 году начался выбор площадки для будущей первой АЭС на территории Украины. В результате было выбрано место в 4 километрах от села Копачи. Причин тому было несколько. Во-первых, местность была признана малопродуктивной для сельского хозяйства. Во-вторых, рядом находилось несколько крупных магистралей – это и Припять с Днепром, и железная дорога Чернигов-Овруч со станцией Янов прямо рядом с будущей АЭС. Следующие несколько лет были потрачены на создание техзадания, уточнение плана и прочие формальности. В итоге 14 декабря 1970 года, когда уже началось строительство первого энергоблока и города атомщиков, Совет министров СССР утвердил (спустя полтора года) совместное постановление Минэнерго и Минсредмаша об использовании на станции реактора типа РБМК-1000. Причин выбора именно этого реактора было две: во-первых, страна не могла обеспечить серийного производства необходимого количества корпусов для реакторов ВВЭР, которые, во-вторых, тогда не могли обеспечить мощность в 1000 МВт, требуемую от каждого блока станции. Именно поэтому для быстрого роста количества вырабатываемой энергии РБМК казался наиболее удобным вариантом. Более того, его мощность можно было относительно легко и быстро увеличить. В мае 1970 года началась разметка будущего энергоблока, а 4 февраля были начаты работы по постройке города атомщиков – Припяти. Директором станции был назначен Виктор Брюханов.

 При строительстве АЭС и Припяти с карты исчезли три населённых пункта - села Нагорцы и Семиходы и хутор Подлесный. Первый и последний были затоплены при строительстве пруда-охладителя АЭС, а Семиходы были съедены городом атомщиков. Впрочем, от них осталась память - сейчас сотрудники АЭС приезжают на одноимённую ж/д станцию.

 Строительство ожидаемо столкнулось с проблемами в виде нехватки материалов и постановки невыполнимых планов. Доходило до того, что первый секретарь ЦК Компартии Украины Владимир Щербицкий подал докладную записку председателю Совмина СССР Алексею Косыгину после срыва плана по запуску первого энергоблока ЧАЭС в 1975 году.

Анатолий Дятлов.

 Параллельно начали вести обоснования по расширению станции до четырёх блоков и повышению её мощности до 4000 МВт. Между тем 14 декабря 1977 года был подписан акт приёмки первого энергоблока, хотя реально на полную мощность он вышел только 24 мая 1978 года. Спустя год и 4 дня на проектную мощность вышел уже второй блок, а 5 октября 1979 года оба блока были полностью выведены на номинальную мощность К этому моменту станция уже успела выработать больше 10 миллиардов кВт·ч. Третий блок полную мощность в 1000 МВт освоил 9 июня 1982 года, а его брат-близнец четвёртый — 28 марта следующего года. Уже в августе того же года ЧАЭС преодолела рубеж в 100 миллиардов кВт·ч. Параллельно велось строительство пятого (начало строительства – 1 января 1981 года, ожидаемый пуск в 1986 году) и шестого блока (начало строительства – 1 января 1983 года). По итогам одиннадцатой пятилетки (1981-1985) ЧАЭС была представлена к получению ордена Ленина.

Не достигший совершеннолетия

 Словом, строительство шло быстрыми темпами. Вместе со станцией развивался и атомоград. Первый колышек и первый ковш для фундамента первого здания был извлечён 4 февраля 1970 года. Строительство было провозглашено Всесоюзной ударной стройкой. Первыми жителями стали те самые комсомольцы-строители, а также работники станции. Находясь на перекрестье целого ряда транспортных путей, а также являясь городом-спутником самой большой АЭС в Европе, город был обречён на стремительный рост и превращение в витрину социализма.

Припять, Проспект Строителей. До аварии закончить не успели.

 Припять застраивалась по так называемому «треугольному типу застройки». Согласно этому принципу, внутри микрорайонов, имевших треугольную форму, здания должны были иметь чередующуюся этажность. Крупные магистрали должны были пересекаться с помощью круговых развязок, а не перекрёстков. Такая схема, как считалось, помогала сделать дорожные заторы невозможными даже при максимальной проектной численности населения в 80-90 тыс. чел. По аналогичной схеме строились и микрорайоны в, например, Тольятти и Волгодонске. Припять активно украшали различными панно, даже неоновыми вывесками. Строители и проектанты пытались гармонично вписать в город каждый кустик и деревце, благодаря чему населённый пункт изобиловал красивыми местами.

А это строительство 1-го и 2-го микрорайонов города, Проспект Ленина

 Не забывали и о культурной части. В городе были построены дом культуры, гостиница, кинотеатр, дом книги, целый ряд образовательных и медицинских сооружений. Всё это привело к тому, что Припять активно заселяла молодёжь – средний возраст жителей на момент аварии составлял примерно 26 лет. К 26 апреля 1986 года в Припяти жило менее 50 тыс. человек в 5 микрорайонах, так что жители чувствовали себя вольготно, несмотря на постоянный прирост населения - шутка ли, каждый год в городе рождалось больше тысячи младенцев. Город готовился к расширению для приёма будущих работников третьей очереди АЭС – на момент аварии уже была готова площадка под шестой микрорайон. К маю 1986 года собирались открыть колесо обозрения в парке культуры и отдыха. Обилие интеллигентной молодёжи, связанной риском потерять престижную работу, накладывало особый отпечаток на городскую жизнь. В Припяти было в целом спокойнее, чем в других провинциальных городках СССР. Преступлений совершалось немного, жители даже позволяли себе отпускать детей гулять одних и не запирать квартиры, хотя периодически происходили кражи личного имущества. Совершались и убийства, за одно из которых в ходе показательного процесса убийца получил смертный приговор. По городу ходили самопальные распечатки диссидентов.

 Припять располагалась в 2 км от станции, Чернобыль – в 18 км. А практически между ними, завершая треугольник, в 9 км от ЧАЭС расположилась загоризонтная радиолокационная станция Дуга. Её задачей было обнаружение массированного старта американских межконтинентальных баллистических ракет. В 60 км, под городом Любеч, располагался передатчик, посылавший радиолучи в стан вероятного противника. Комплекс, расположившийся в закрытом городке Чернобыль-2, был лишь принимающим. Представлял он собой связку из двух гигантских антенн, видимых со всей Зоны отчуждения – низкочастотной (высота мачт от 135 до 150 метров, длина — от 300 до 500 метров) и высокочастотной (порядка 250 метров в длину и до 100 метров в высоту). А рядом располагалась ещё одна РЛС, предназначенная для слежения за стратегическими бомбардировщиками вероятного противника. Все радары использовали принцип фазированной антенной решётки. В 1985 году Дуга встала на боевое дежурство ПВО СССР, однако не прошла испытания. Основной причиной стало совпадение частот работы РЛС с гражданскими частотами. Дуга их заглушала характерным звуком, за который её прозвали русским дятлом. К 1986 году станция прошла полную модернизацию и готовилась выйти на госиспытания. А рядом расположился малюсенький ПГТ с единственной улицей Курчатова – Чернобыль-2.

 Информация собрана с бору по сосенке, часть источников указана внутри статьи, часть уже не восстановлю за давностью подготовки текста, но отдельное спасибо вот этим ребятам за фотки Припяти: https://vk.com/chernobyl_world

Предыдущая часть

Кратко о цепной атомной реакции

 И ядерное оружие, и атомная энергетика базируются на цепной ядерной реакции деления. Бывает ещё ядерная реакция синтеза, но о ней в другой раз.

 Итак, в силу своих свойств ряд тяжёлых элементов стремится к радиоактивному распаду, то есть изменению состава или внутреннего строения атомного ядра. Для выработки энергии необходимо, чтобы при распаде производилось больше энергии, чем раньше. При распаде ядро испускает некоторое количество нейтронов, которые при этом получают кинетическую энергию и летят в разные стороны. При этом нейтроны могут выделяться как сразу после начала деления (мгновенные нейтроны), так и с задержкой от нескольких миллисекунд до нескольких секунд (запаздывающие нейтроны). Как только они сталкиваются с другим ядром, происходит инициация реакции деления, и ядро испускает нейтроны.

 Важно, чтобы эффективный коэффициент размножения нейтронов (проще говоря, количество нейтронов, вызывающих новую реакцию деления, отделяющихся за один акт деления ядра) был больше или равен единице, иначе наша реакция затухнет. Несмотря на малую долю в общем количестве выделяемых нейтронов (менее 1%), запаздывающие нейтроны позволяют существенно продлить время жизни нейтронов одного поколения, позволяя управлять цепной реакцией. Состояние, при котором коэффициент равен единице, называется критическим. Соответственно, если значение коэффициента <1, то состояние подкритичное, а если значение коэффициента >1, то состояние надкритичное. В надкритичном состоянии мощность реакции возрастает экспоненциально, то есть скорость роста мощности тем выше, чем выше мощность. Для ядерного оружия это хорошо, а вот для ядерного реактора – не очень, его рост мощности нужно регулировать, не давая достигнуть слишком высоких значений мощности. Ясное дело, что работы по постановке ядерной реакции под контроль были почти столь же приоритетны, как и работы по достижению максимально быстрого роста мощности и достижению максимума мощности.

Краткая история мирного атома в СССР

 Первая в мире атомная электростанция была пущена в 1954 году в городе Обнинске Калужской области. Она успешно и безаварийно проработала вплоть до 29 апреля 2002 года, то есть 48 лет (на 30 лет больше запланированного). Реактор вобрал в себя все имевшиеся на тот момент наработки в области создания и использования реакторов двойного назначения. Например, на заводе Маяк реактор не только производил оружейный плутоний, но также электроэнергию и тепло для близлежащих городов. АМ-1 (Атом Мирный – именно такой индекс получил реактор на станции) представлял собой уран-графитовый реактор с водой в качестве охладителя и теплоносителя. Электрическая мощность реактора составляла 5 МВт

 Изначально предполагалось построить несколько различных типов экспериментальных реакторов, которые должны были в будущем развиться в реакторы для различных нужд, в том числе для подводных лодок, кораблей и судов. Конкретно АМ-1 для этих целей не подошёл - слишком уж громоздкий из-за схемы расположения тепловыделяющих элементов в графитовой кладке.

 Спустя 10 лет в работу были пущены реакторы типа АМБ (Атом Мирный Большой) в составе Белоярской АЭС. Это уже были реакторы электрической мощностью 100 МВт. В целом реакторы показали себя не очень надёжными, на всём протяжении их эксплуатации неоднократно происходили различные аварии, причём нередко – достаточно серьёзные. Например, в течение первых десяти лет эксплуатации не один раз происходило разрушение тепловыделяющих сборок на первом энергоблоке. Тем не менее, первый и второй блок доработали до полной выработки ресурса, после чего были выведены из эксплуатации. На данный момент ведётся разборка этих реакторов. Сейчас на Белоярской АЭС эксплуатируются два реактора на быстрых нейтронах.

 Одновременно с запуском в эксплуатацию БАЭС началось проектирование нового мощного реактора канального типа. Работы велись в Научно-исследовательском и Конструкторском Институте ЭнергоТехники (НИКИЭТ) под руководством академика Николая Антоновича Доллежаля. Научной частью заведовал Институт Атомной Энергии (ИАЭ) им. Курчатова (директор – академик Анатолий Петрович Александров). Вообще, работа в области атомной энергетики в частности и атомной промышленности велась и управлялась ведущими советскими учёными. Тот же Александров в 1975 году стал президентом Академии наук СССР.

Доллежаль

Александров

Анатомия гиганта

 Что же представлял из себя новый реактор, получивший поначалу обозначение Э-7? Театр начинается с вешалки, а реактор – с тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ). ТВЭЛ – это трубка из циркониевого сплава, толщина которой 0.9 мм, а диаметр – 13.6 мм. Оставшиеся 11.5 мм занимают спрессованные таблетки диоксида урана UO2. Изначально степень обогащения урана-235 составляла 2%, однако по мере модернизации реакторов её увеличивали. 18 таких ТВЭЛов объединены в тепловыделяющую сборку (ТВС). Внутри неё помимо самих ТВЭЛов находится несущий стержень из оксида ниобия NbO2, крепёжные детали из циркониевого сплава, а также каналы для теплоносителя, то есть воды. Высота одной сборки – 3.5 метра. Последовательное соединение двух ТВС называется тепловыделяющей кассетой (ТВК), её высота – 7 метров. Высота ТВК соответствует высоте всей активной зоны.

 Сама активная зона представляет из себя графитовую кладку, состоящую из графитовых колонн. Каждая колонна собрана из прямоугольных блоков, длина и ширина которых составляет по 250 мм, а высота может составлять 200, 300, 500 или 600 мм. Всего колонн 2488, в каждой просверлен канал диаметром 114 мм. В этом канале может размещаться одна из 1693 топливных кассет либо один из 179 стержней Системы управления и защиты реактора (СУЗ). Остальные колонны являются боковыми отражателями нейтронов, защищающими окружающую среду от этих самых нейтронов. Размеры кладки: эквивалентный диаметр – 13.8 метра, из которых на активную зону приходится 11.8 метра, а толщина отражателя – 1 метр; высота кладки – 8 метров, из которых 7 – активная зона, а ещё по полметра сверху и снизу – отражатель. Благодаря такой схеме реактор и получил наименование РБМК – Реактор Большой Мощности Канальный.

 Всё это добро уютно расположилось в шахте размерами 21.6х21.6х25.5 метров. В самом низу шахты находится бетонное основание. На нём покоится крестообразная металлоконструкция (схема С), соединяющая бетонное основание с нижней плитой реактора (схемой ОР). Толщина этой плиты – 2 метра, диаметр – 14.5 метров. Она состоит из цилиндрической обечайки, заполненной серпентинитом и проходками для топливных каналов и каналов управления, а также двух листов, в которые вварены герметично эти каналы.

 Сверху расположена аналогичная по конструкции плита (схема Е), только её размеры иные – толщина 3 метра, диаметр – 17.5 метров. Она установлена на кольцевом баке с водой (схема Л), исполняющем роль боковой биологической защиты. Внешний диаметр бака – 19 метров, а внутренний на высоте 11 метров – 16.6 метров. Бак от бетона боковых стен отделяет засыпка песка. Между внутренней стенкой и активной зоной находится герметичный кожух реактора, имеющий также обозначение «схема КЖ» (металлопрокат, толщина – 16 мм), соединяющий верхнюю и нижнюю плиты. Между кожухом и внутренней стенкой бака присутствует полость, заполненная азотом под давлением более высоким, чем давление азотно-гелиевой смеси внутри кожуха. Таким образом, исключается утечка газа из полости реактора. Азотно-гелиевая смесь предотвращает выгорание гелия.

 На полу реакторного зала лежит плитный настил, который вместе с дополнительной биологической защитой (схема Г) обеспечивает высокий общий уровень биологической защиты. По этому настилу можно ходить во время работы реактора, он же обеспечивает перегрузку (то есть замену топлива) реактора. Такая конструкция реактора позволяет перегружать тепловыделяющие кассеты без остановки реактора с помощью разгрузочно-загрузочной машины.

 Итак, как же работает реактор РБМК? С помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) вода через трубопроводы подаётся непосредственно в ТВК. В них за счёт повышенного давления (7 МПа или 70 атмосфер) температура кипения воды повышается до 284 градусов по Цельсию. Проходя через них, она нагревается и частично испаряется. Сверху (вода подаётся в активную зону снизу) находятся трубопроводы, подводящие образовавшуюся пароводяную смесь к барабан-сепараторам. Их задача – отделить пар, содержание которого в смеси в среднем 14.5% от воды. Пар идёт на турбины, а вода снова подаётся в реактор. Таким образом, реактор РБМК является одноконтурным по теплоносителю.

 Однако на деле не всё так однозначно, так как на самом деле структура единственного контура РБМК напоминает восьмёрку. Дело в том, что в верхней части этой восьмёрки (нижняя часть — это контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), его я только что и описал) есть ещё ряд систем. Этот ряд включает в себя турбину, генератор, конденсатор, насос и барабан-сепаратор. Пришедшая из реактора в барабан-сепаратор пароводяная смесь разделяется на воду и пар. Пар температурой 284 градуса под давлением в 7 МПа приходит на турбину и вращает её, преобразуя тепловую энергию в кинетическую. Эту энергию турбина передаёт на генератор, вырабатывающий электроэнергию. Из турбины сильно охладившийся пар (до 30 градусов при давлении в 0.004 МПа или 0.04 атмосферы) попадает в конденсатор. Там пар передаёт свою тепловую энергию воде, забираемой из пруда-охладителя станции. На выходе из конденсатора мы получаем воду, с параметрами близким к параметрам пара, которая является "холодным" теплоносителем для второго теплового контура. Эта вода, пройдя через несколько вспомогательных устройств, становится питательной водой и с помощью питательного насоса подается в барабан-сепаратор. Там она смешивается с водой из пароводяной смеси, пришедшей из активной зоны, после чего уходит в реактор. Так замыкается восьмёрка.

 Общая тепловая мощность реактора РБМК-1000 – 3200 МВт, из которых только 1000 МВт – электрическая мощность, остальное тратится на обогрев атмосферы и пруда-охладителя. На случай, если нужно уменьшить мощность, заглушить реактор или же что-то пойдёт не так, предусмотрен целый ряд систем защиты, ведущую роль в котором играют Стержни Управления и Защиты (СУЗ), запомните их, они нам вспомнятся ещё не раз. В первых реакторах стержней было 179, позже их стало 211. По своему назначению они делятся на стержни аварийной защиты (24 штуки), стержни автоматического регулирования (12), стержни локального автоматического регулирования (12), стержни ручного регулирования (131) и 32 укороченных стержня-поглотителя (УСП), предназначенные для локального регулирования мощности (появились после аварии на ЛАЭС в 1975 году). При необходимости, стержни вводятся в активную зону или выводятся из неё, тем самым уменьшая или увеличивая мощность соответственно. Введение всех стержней глушит реактор. Все стержни за исключением УСП, вводятся в реактор сверху.

 Что из себя по конструкции представлял стержень-поглотитель реактора РБМК? При полностью выведенном из реактора стержне в активной зоне оставался графитовый вытеснитель длиной 4.5 м, а также по 1.25 м воды сверху и снизу. При подаче сигнала на введение в активную зону вытеснитель вытесняет воду снизу и выходит из зоны, а его место занимает соединённый с ним «телескопом» стержень-поглотитель из бора. Его задача – поглотить нейтроны, инициирующие цепную ядерную реакцию.

 Отличий в конструкции РБМК от конструкции другого широко распространённого в России реактора типа ВВЭР много, но ключевых два. Во-первых, из-за циклопических размеров РБМК невозможно «запаковать» в герметичный корпус, который бы защитил окружающую среду в случае взрыва реактора. Во-вторых, в реакторе типа ВВЭР два герметичных контура теплоносителя, которые изолированы друг от друга. Первый – вода под высоким давлением, идущая непосредственно в активную зону. Там она нагревается и идёт в теплообменник, передавая свою тепловую энергию воде второго контура, которая в виде пара уже вращает турбину.

 В принципе, реактор ВВЭР безопаснее, чем РБМК, однако РБМК давал весьма заметные экономические выгоды. Во-первых, в нём можно использовать менее обогащённое топливо (на ранних этапах считалось, что канальный реактор спокойно может работать на топливе со степенью обогащения 2%, в то время как корпусный требовал степени обогащения 4-5%). Более того, РБМК может работать на отработанном топливе реактора ВВЭР. При этом выгорание топлива в РБМК более равномерное, то есть реактор расходует его более экономно. Во-вторых, как уже говорилось, в РБМК можно менять топливные кассеты без остановки реактора, в то время как для перегрузки топлива реактор типа ВВЭР подвергается разгерметизации корпуса, что сопряжено с большим объёмом работы. В-третьих, при всех своих огромных размерах РБМК проще в строительстве, так как не требует трудоёмкого создания герметичного корпуса, что облегчает как производство, так и установку реактора на месте.

РБМК распространяется

 Строительство первой атомной станции, оснащённой реактором РБМК-1000 (то есть Реактор Большой Мощности Канальный электрической мощностью 1000 МВт) началось в 1967 году в 4 км от посёлка Сосновый бор, что в 70 км от исторического центра Санкт-Петербурга. В 1974 году в эксплуатацию ввели первый энергоблок, спустя два года – второй. Здесь нужно отметить, что реально реактор подключают к сети раньше, чем официально вводят в эксплуатацию.

 И первая очередь ЛАЭС «порадовала» своих создателей ещё до этой даты – зимой 1974 года, с разницей в месяц, произошло два серьёзных инцидента – взрыв водорода в газгольдере, где выдерживались газообразные радиоактивные отходы, а также разрыв промежуточного контура с утечкой высокоактивной воды. В результате погибли три человека. Однако это были лишь первые звоночки, а первый гром грянул 30 ноября 1975 года. Подробнее об этой аварии мы поговорим позже, а пока скажем лишь, что результатом аварии стало разрушение одного топливного канала, а общее загрязнение составило примерно 1.5 млн Кюри, что, мягко говоря, немало.

 После этого реакторы РБМК были дооснащены дополнительными поглощающими стержнями (добавилось 32 укороченных стрежня), целым рядом систем, направленных на повышение безопасности реактора (например, системой аварийного охлаждения реактора (САОР), системой локальной автоматической защиты (ЛАЗ) и системой локального автоматического регулирования мощности реактора (ЛАР)), повысили степень обогащения урана до 2.4%, а также были внесены множественные уточнения в инструкции персонала и проекты будущих энергоблоков.

 От аварии, аналогичной по масштабам чернобыльской, ЛАЭС спасли умелые действия персонала. Сама станция находилась в ведении министерства среднего машиностроения, которое в СССР занималось атомным оружием, атомной промышленностью и атомной энергетикой. Однако все последующие станции строились для нужд министерства энергетики и электрификации. Там всё было куда хуже и с персоналом, и с заводами. Вспоминает Анатолий Дятлов:

 Между тем, продолжалось строительство энергоблоков с реакторами РБМК-1000 первого поколения. К ним также относились 1 и 2 блоки Курской (начало строительства – 1972 и 1973 года, ввод в эксплуатацию – 1977 и 1979 года соответственно) и Чернобыльской АЭС (начало строительства – 1970 и 1973, ввод в эксплуатацию – 1978 и 1979 года соответственно). А дальше началось проектирование и строительство энергоблоков с реакторами РБМК второго поколения.

 В чём отличия от поколений 1 и 1+? Во-первых, увеличенный барабан-сепаратор. Во-вторых, трёхканальная САОР, которая теперь снабжала аварийный реактор водой не только из гидробаллонов, но и через питательные насосы. В-третьих, теперь для локализации радиоактивных веществ, выброс которых нельзя было допустить в атмосферу в случае аварии, были предусмотрены двухэтажные бассейны-локализаторы, которые должны были эти радиоактивные вещества аккумулировать. Ну и наконец, теперь реакторные отделения строились дубль-блоком, иными словами, они составляли одно здание, хотя блоки и были разделены. Ранее каждый реактор строился в своём здании.

 К реакторам нового типа с повышенным уровнем безопасности относились энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС (начало строительства – 1978 и 1981 года, ввод в эксплуатацию – 1984 и 1986 соответственно), 3 и 4 Чернобыльской АЭС (начало строительства – 1972 и 1971 года, ввод в эксплуатацию – 1982 и 1984 соответственно), 1 и 2 Смоленской АЭС (начало строительства – 1975 и 1976 года, ввод в эксплуатацию – 1983 и 1985 соответственно). Кроме того, сюда же относят и 3 и 4 энергоблоки Ленинградской АЭС (начало строительства – 1973 и 1975 года, ввод в эксплуатацию – 1980 и 1981 соответственно), но они были промежуточными, отличаясь устройством ряда систем как от более ранних, так и более поздних энергоблоков.

 Отдельно следует упомянуть об Игналинской АЭС. Её оснастили модифицированной версией реактора – РБМК-1500. Как можно догадаться из индекса, электрическая мощность данного реактора составляла 1500 МВт. Достигалось увеличение путём интенсификации теплообмена в ТВК при сохранении размеров реактора. Однако реальная мощность составляла 1300 МВт, так как на номинале и повышенной мощности происходило неравномерное выгорание топлива и растрескивание оболочек ТВЭлов. До аварии на ЧАЭС в 1986 году успели сдать в эксплуатацию один блок (начало строительства – 1975, ввод в эксплуатацию – 1984 год). Ещё один блок должны были пустить в 1986 году, однако из-за аварии на ЧАЭС пуск и ввод в эксплуатацию перенесли на год (начало строительства – 1978, ввод в эксплуатацию – 1987 год). Также после аварии заработал третий блок Смоленской АЭС с реактором РБМК-1000 (начало строительства – 1984, ввод в эксплуатацию – 1990 год). Все остальные достраивавшиеся блоки (КАЭС-5 (строительство остановлено в 2012 на степени готовности 85%), ЧАЭС-5 и 6 (строительство остановлено в 1986 году), САЭС-4 (строительство остановлено в 1993 году), ИАЭС-3 (строительство остановлено в 1988 году)) были законсервированы.

 В дальнейшем планировалось ещё увеличить мощность реактора за счёт увеличения диаметра топливных каналов и других ухищрений с топливными кассетами (РБМК-2000 и РБМК-3600), использования перегретого пара (проекты РБМКП-2400 и РБМКП-4800). Кроме того, существовал более поздний проект МКЭР, который предполагалось оснащать двойной защитной оболочкой, четырёхконтурной системой принудительной циркуляции воды против двухконтурной у РБМК, а также рядом новшеств, направленных на снижение расхода топлива и повышение КПД. Тем не менее, ни один из этих проектов дальнейшего развития не получил.

 Подводя итог. Реактор большой мощности канальный электрической мощностью 1000 МВт (или РБМК-1000) представляет из себя циклопическое сооружение, которое массово распространилось по АЭС Советского союза и на протяжении многих лет являлось флагманом отечественной атомной индустрии. При этом большинство энергоблоков с этим реактором до сих эксплуатируются, хоть и с условием постоянной модернизации для повышения безопасности. О недостатках машины (в том числе и критических) мы поговорим в одной из следующих частей цикла (причём ближе к концу). А в следующей части — о ЧАЭС, Припяти и Чернобыльском крае.