захисту; принципово невірна конструкція стрижнів керування й захисту (СУЗ) - надійність аварійного захисту частково залежала від правильності дій операторів. Зазначені причини, в сукупності з відсутністю необхідної інформації про недоліки реактора у оперативного персоналу, спричинили за собою аварію на Чорнобильській АЕС. За минулі з аварії роки, конструкція всіх реакторів РБМК була піддана удосконаленням, змінені режими їх експлуатації, що дозволило повністю усунути вищевказані недоліки. Для усунення позитивного парового коефіцієнта реактивності в активну зону були встановлені додаткові поглиначі і був здійснений перехід на використання більш збагаченого урану (2,4%). Була також змінена конструкція стрижнів аварійного захисту і впроваджена додаткова система швидкодіючої аварійного захисту. p align="justify"> Станом на 2010 рік експлуатується 11 енергоблоків із РБМК на трьох АЕС: з політичних причин (відповідно до зобов'язань Литви перед Євросоюзом) зупинено два енергоблоки на Ігналінської АЕС, три енергоблоки після аварії на Чорнобильській АЕС (ще один припинив існування в результаті аварії). Ведеться будівництво РБМК третьої черги на п'ятому енергоблоці Курської АЕС
Реактори на швидких нейтронах (швидкі реактори) розробляються з 1949 р. Пущений в ФЕІ в 1955 р. реактор нульової потужності БР-1 дозволив експериментально підтвердити можливість розширеного відтворення плутонію. В даний час цей реактор є атестованим джерелом нейтронів для калібрування детекторів, зразків, вимірювальних пристроїв. На реакторі БР-5, працюючому з 1959 р. отримані перші принципові дані з фізики, технології радіоактивного натрію, працездатності твелів та ін, необхідні для розробки енергетичних швидких реакторів з натрієвих охолодженням. З 1973 р. після модернізації потужність реактора збільшена до 8 МВт і він отримав назву БР-10. Протягом 30 років він використовувався для вивчення працездатності палива, досліджень матеріалів, отримання ізотопів для біологічних і медичних цілей, на ньому перевіряються і відпрацьовуються технічні рішення, спрямовані на підвищення безпеки енергетичних реакторів. Досвід роботи цього реактора, стендів і установок ФЕІ був покладений в основу проектів більш потужного експериментального реактора БОР-60 та енергетичних реакторів БН-350, БН-600, БН-800. p align="justify"> Реактор БОР-60 (м. Димитровград, 1969) використовується для ресурсних випробувань палива, тепловиділяючих зборок і нових активних зон, для випробувань моделей парогенераторів, для освоєння нових технологій.
Реактор БН-350 (м. Актау, 1972) - перший енергетичний швидкий реактор, важливий енергоджерело Східного Казахстану, дав великий досвід промислового масштабу і, що не менш важливо, з'явився експериментальною базою для великомасштабного освоєння технології натрію , фізичних досліджень і випробувань паливних збірок, інших елементів активної зони, устаткування. Реактор БН-600 (п. Зарічний, 1980) - енергетич...
