«+»

«-»

5. Благодаря поканальному регулированию тепловой мощности есть возможность менять топливные сборки, не останавливая реактор. Каждый день, обычно, меняют несколько сборок. 6. Низкое давление в КМПЦ (контур многократной принудительной циркуляции), что способствует более мягкому протеканию аварий, связанных с его разгерметизацией. 7. Отсутствие сложного в изготовлении корпуса реактора. 8. Максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов. 9. отработанных связях между заводами, налаженном выпуске основного оборудования; 10. состоянии промышленности и строительной индустрии СССР; 11. многообещающих нейтронно-физических характеристиках (малое обогащение топлива). 12. Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре; 13. Благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус; 14. Нет дорогостоящих и сложных парогенераторов; 15. Нет принципиальных ограничений на размер активной зоны (например, она может быть в форме параллелепипеда, как в проектах РБМКП); 16. Независимый контур системы управления и защиты (СУЗ); 17. Широкие возможности осуществления регулярного контроля состояния узлов активной зоны (например, труб технологических каналов) без необходимости остановки реактора, и также a. высокая ремонтопригодность; 18. Малое «паразитное» поглощение нейтронов в активной зоне (более благоприятный нейтронный баланс), как следствие - более полное использование ядерного топлива; 19. Более легкое (по сравнению с корпусными ВВЭР протекание аварий, вызванных разгерметизацией циркуляционного контура, а также переходных режимов, вызванных отказами оборудования; 20. Возможность формировать оптимальные нейтронно-физические свойства активной зоны реактора (коэффициенты реактивности) на стадии проектирования; 21. Незначительные коэффициенты реактивности по плотности теплоносителя (современный РБМК); 22. Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга (в частности, повышает КИУМ); 23. Возможность наработки радионуклидов технического и медицинского назначения, а также радиационного легирования различных материалов; 24. Отсутствие (по сравнению с корпусными ВВЭР) необходимости применения борного регулирования; 25. Более равномерное и глубокое (по сравнению с корпусными ВВЭР) выгорание ядерного топлива; 26. Возможность работы реактора с низким ОЗР - оперативным запасом реактивности (современные проекты, например, строящийся пятый энергоблок Курской АЭС); 27. Более дешевое топливо из-за более низкой степени обогащения, хотя загрузка топливом значительно выше (в общем топливном цикле используют переработку отработанного топлива от <ВВЭР); 28. Поканальное регулирование расходов теплоносителя через каналы, позволяющее контролировать теплотехническую надежность активной зоны; 29. Тепловая инертность активной зоны, существенно увеличивающая запасы до повреждения топлива во время возможных аварий; 30. Независимость петель контура охлаждения реактора (в РБМК - 2 петли), что позволяет локализовать аварии в одной петле.

1. В ходе эксплуатации были обнаружены многочисленные просчеты в геометрии активной зоны, устранить которые на действующих энергоблоках 1-го и 2-го поколений (Ленинград, Курск, Чернобыль, Смоленск) полностью не возможно. Энергоблоки РБМК 3-его поколения (он один - на 3 энергоблоке Смоленской АЭС) лишен этих недостатков. 2. Реактор одноконтурный. То есть турбины вращает пар, полученный непосредственно в реакторе. А это значит, что он содержит радиоактивные компоненты. При разгерметизации турбины (а такое было на Чернобыльской АЭС в 1993 году) ее ремонт будет сильно усложнен, а, может быть, и невозможен. 3. Срок службы реактора определяется сроком службы графита (30-40 лет). Затем наступает его деградация, проявляющаяся в его разбухании. Этот процесс уже вызывает серьезные опасения на старейшем энергоблоке РБМК Ленинград-1, построенном в 1973 году (ему уже 39 лет). Наиболее вероятный выход из ситуации - заглушение n-нного количества каналов для уменьшения теплового расширения графита. 4. Графитовый замедлитель является горючим материалом. 5. Ввиду огромного количества запорной арматуры, реактор сложен в управлении. 6. На 1 и 2 поколениях существует неустойчивость при работе на малых мощностях. 7. Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем требует наличия большого количества высококвалифицированного персонала; 8. Необходимость проведения поканального регулирования расходов, что может повлечь за собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал; 9. Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, связанная с большим количеством узлов (например запорно-регулирующей арматуры); 10. Большее количество активированных конструкционных материалов из-за больших размеров АЗ и металлоёмкости РБМК, остающихся после вывода из эксплуатации и требующих утилизации.