Российские атомные станции могут повторить судьбу Чернобыльской АЭС

В старых РБМК они утверждают, что добились отрицательного парового коэффициента, но я видел один документ, который меня убедил в обратном, а именно, что это блеф приведенный в выводах, а вот изучая тело документа пришел к обратным выводам.

есть в ВВЭР, но нет в РБМК,утверждают, что есть в новых МКЭР, которые развитие РБМК, но в старых нет и не может быть.
Правильное название "паровой коэффициент реактивности".

Алексей СМЕРШ, ты откуда это выискал? Это написали люди которые мало чего слышали об атомной энергетики вообще и об атомной энергетики России в частности.
Дело в том, что да, в Черноболе реакторы этого типа самые "молодые". Отказались от них по причине низкой эффективности - могу ошибаться (не буду проверять), но их КПД 92%, тогда как все современные станции работают на уровне 97% (Желающие проверти и только тогда пишите что это не так). Понижение эффективности связано с высоким уровнем безопасности. Я понимаю, что это смешно... но это так. Певые реакторы данного типа построены на Обнинской АЭС (автор материала скромно умолчал об этом, либо...) Обнинская АЭС самая надежная и безопасная в Мире. Инспекторы МГАТЭ сверяю с ней нормы безопасности. ...
Авария же в Черноболе произошла по причине нарушения программы экспериментов, проводимых Курчатовским институтом (руководитель эксперимента - застрелился на третий день). Плачевные последствия - по причине того, что при отлитии купола штатного аварийного саркофага была нарушены технология строительства - перерыв между отливкой монолитного железобетона составил 28 суток из-за разгильдяйства и советского пофигизьма - тогда это партийные руководители замяли (а застрелился академик) - а когда система сработала - купол лопнул по границе перерыва и не закрыл аварийный реактор.
... что было потом Вы все знаете в общих чертах. Но вот, то что после завершения основных мероприятий по ликвидации последстви, в нашей атомной энергетики были приняты другие меры безопасности, моло кто знает. Согласно этим мерам АЭС должна быть автоматически автономно заглушена при возникновении опасной ситуации вероятность которой составляет 1 к 10000. В частности, в настоящий момент на все реакторы на АЭС являются саможатухающими - то есть, если произошел сбой и человек на управляет реактором - цепная реакция в нем остановится из физических предпосылок сама собой. Нумера моделей реакторов как-то не догадались сменить - а смысл?

Согласно этим мерам АЭС должна быть автоматически автономно заглушена при возникновении опасной ситуации вероятность которой составляет 1 к 10000
Пассивная защита называется.

Один нуб написал, а другой еще больший нуб откоментил подробно.
КПД АЭС около 35%, это раз.
Никаких существенных проблем с состоянием строительных конструкций через 30-40 лет эксплуатации у АЭС нет.
Вопрос только по состоянию корпуса реактора и металла ГЦТ, а все остальное можно поменять и при необходимости меняют.
У РБМК не реализован принцип саморегулирования в отличии от ВВЭР и с этим уже ничего невозможно сделать, т.к. у него положительная реактивность (гугль вам в помощь).
Про саркофаг и купол у вас вообще какая-то нечленораздельная бредятина.
ВВЭР-1000 действительно самые надежные и безопасные реакторы в мире и по крайней мере никаких других превосходящих их существенно не существует.
ВВЭР-440 почти также хорош, но АЭС с этими реакторами старше и не имеют такой защитной оболочки, как ВВЭР-1000, который устанавливается внутри герметичной бочки из высокопрочного предварительно напряжённого железобетона толщиной около 1,5м. Толщина металлического корпуса вместе с наплавкой у ВВЭР-1000 около 200мм. Корпус установлен внутри гермообъема находящегося внутри защитной оболочки.
ВВЭР-440 имеет корпус почти как у ВВЭР-1000, но у него нет защитной оболочки, а только гермообъем внутри обычного здания.
У РБМК нет высокопрочного металлического корпуса и защитной оболочки и самое главное того, что вы назвали самозатуханием.
Эксплуатация РБМК, это бесконечная игра в русскую рулетку. На всех АЭС включая РБМК проводится постоянная модернизация систем безопасности и управления, но основные недостатки РБМК заложены в его принципиальные конструктивные решения, которые изменить невозможно.
Более подробно в технику дела углубляться не буду ибо только запутаю.
Проведенные исследования корпусов реакторов показывают, что большинство АЭС типа ВВЭР или западные, им подобные PWR, могут безопасно эксплуатироваться не менее 40-60 лет.

Все это я написал, как работник АЭС имеющий образование физика ядерщика - теплоэнергетика и профессионально занимающийся вопросами надежности,ресурса, безопасности АЭС и его оборудования.