История создания Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) — серия двухцелевых канальных кипящих графито-водных ядерных реакторов, разработка которых велась в СССР, начиная с 1960-х годов и, по состоянию на 2009 год, продолжается и в России. После аварии на Чернобыльской АЭС реакторы этой серии стали в обиходе называться «реакторами чернобыльского типа».
Разработка этой серии реакторов была начата в 1960-е годы Курчатовским институтом (до 1991 ИАЭ АН СССР) и НИКИЭТ (головная организация, курирующая проект) под руководством академика Доллежаля.
Мотивом разработки РБМК явилось, в частности, желание использовать в атомной энергетике большой опыт промышленных канальных ВГР, накопленный в СССР, и сильно расширить производственную базу атомной энергетики благодаря отказу от сложных в изготовлении и дорогих корпусов реакторов и парогенераторов.
Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 запущен в 1973 году на Ленинградской АЭС.
В общей сложности сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК.
Случившаяся 26 апреля 1986 года авария на Чернобыльской АЭС имела серьёзные последствия и заставила существенно доработать реактор с целью повышения безопасности. После этой аварии РБМК нередко стали именоваться «реакторами чернобыльского типа», а в атомной энергетике вообще безопасность стала определяющим фактором, более приоритетным, чем все прочие, например, эффективность выработки электроэнергии.
Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет порядка 50 %
Характеристики Характеристика: (РБМК-1000) Тепловая мощность реактора - 3200 МВт.
Электрическая мощность блока - 1000 МВт.
КПД блока – 31,3%
Давление пара перед турбиной - 65 атм.
Температура пара перед турбиной - 280 °С
Размеры активной зоны: Высота – 7м.
диаметр - 11,8м.
Загрузка урана - 192т.
Обогащение 235U: испарительный канал - 2,6-2,8%
перегревательный канал - нет
Число каналов: Испарительных - 1693
перегревательных - нет
Среднее выгорание: в испарительном канале - 25.5 МВт•сут/кг:
в перегревательном канале - нет
Размеры оболочки ТВЭЛа (диаметр×толщина): испарительный канал - 13,5×0,9мм.
перегревательный канал - нет
Материал оболочек ТВЭЛов: испарительный канал – Zr(Цирконий) + 2,5 % Nb(Ниобий)
перегревательный канал - нет
Конструкция 
Одной из целей при разработке реактора РБМК было улучшение топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту — 1,8 %).
РБМК-1000 
Схема энергоблока АЭС с реактором типа РБМК Основу активной зоны РБМК-1000 составляет графитовый цилиндр высотой 7 м. и диаметром 11,8 м, сложенный из блоков меньшего размера, который выполняет роль замедлителя. Графит пронизан большим количеством вертикальных отверстий, через каждое из которых проходит труба давления (также называемая технологическим каналом (ТК)). Центральная часть трубы давления, расположенная в активной зоне, изготовлена из сплава циркония (Zr + 2,5 % Nb), обладающего высокими механическими и коррозионными свойствами, верхние и нижние части трубы давления — из нержавеющей стали. Циркониевая и стальные части трубы давления соединены сварными переходниками.
В каждом канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) — нижней и верхней. В каждую сборку входит 18 стержневых ТВЭЛов. Оболочка ТВЭЛа заполнена таблетками из двуокиси урана. По первоначальному проекту обогащение по урану 235 составляло 1,8 %, но по мере накопления опыта эксплуатации РБМК оказалось целесообразным повышать обогащение. Это позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. Так, после аварии на Ленинградской АЭС в 1975 г. был осуществлён переход на топливо с обогащением 2,0 %, после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. — на топливо с обогащением 2,4 %. В 90-е годы был начат переход на топливо с обогащением 2,6 %. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 2,8 %.
Преобразование энергии в блоке АЭС с РБМК происходит по одноконтурной схеме. Кипящая вода из реактора пропускается через барабаны-сепараторы. Затем насыщенный пар (температура 284 °C) под давлением 65 атм поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего циркуляционные насосы подают воду на вход в реактор.
Реактор РБМК-1000 спроектирован для четырёх блочных АЭС: Ленинградской, Курской, Чернобыльской и Смоленской.
5-й энергоблок курской АЭС строится по новой архитектуре активной зоны (меньше графита, уменьшен коэффициэнт реактивности и возможный паровой коэффициент), которая исключает чернобыльское развитие событий в случае нештатных ситуаций, а также не требует выгорающих поглотителей и сильного обогащения.
Достоинства и недостатки РБМК Достоинства *Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре;
*Благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус;
*Нет дорогостоящих и сложных парогенераторов;
*Нет принципиальных ограничений на размер активной зоны;
*Независимый контур системы управления и защиты (СУЗ);
*Широкие возможности осуществления регулярного контроля состояния узлов активной зоны (например, труб технологических каналов) без необходимости остановки реактора, а также высокая ремонтопригодность;
*Малое "паразитное" поглощение нейтронов в активной зоне (более благоприятный нейтронный баланс), как следствие - более полное использование ядерного топлива;
*Возможность наработки радионуклидов технического и медицинского назначения, а также радиационного легирования различных материалов;
*Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга;
*Более легкое (по сравнению с корпусными ВВЭР) протекание аварий, вызванных разгерметизацией циркуляционного контура, а так же переходных режимов, вызванных отказами оборудования;
*Возможность формировать оптимальные нейтронно-физические свойства активной зоны реактора (коэффициенты реактивности) на стадии проектирования;
*Отсутствие (по сравнению с корпусными ВВЭР) необходимости применения борного регулирования;
*Незначительные коэффициенты реактивности по плотности теплоносителя (современный РБМК);
*Более равномерное (по сравнению с корпусными ВВЭР) выгорание ядерного топлива;
*Более глубокое (по сравнению с корпусными ВВЭР) выгорание топлива (современные проекты);
*Возможность работы реактора с низким ОЗР (современные проекты);
*Поканальное регулирование расходов теплоносителя через каналы, позволяющее контролировать теплотехническую надежность активной зоны;
*Тепловая инертность активной зоны.
Недостатки *Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем, что требует наличия большого количества высококвалифицированного персонала;
*Необходимость проведения поканального регулирования расходов, что может повлечь за собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал;
*Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, связанная с большими размерами активной зоны и постоянно ведущимися перегрузками топлива в каналах.
