نیروگاه های هسته ای سیار ایجاد شده در اتحاد جماهیر شوروی و روسیه

2024 نویسنده: Seth Attwood | [email protected]. آخرین اصلاح شده: 2023-12-16 16:03

نیروگاه های هسته ای متحرک شوروی عمدتاً برای کار در مناطق دور افتاده شمال دور، جایی که هیچ راه آهن و خطوط برق وجود ندارد، در نظر گرفته شده بودند.

در نور ضعیف یک روز قطبی در تندرا پوشیده از برف، ستونی از وسایل نقلیه ردیابی شده در یک خط نقطه چین می خزند: نفربرهای زرهی، وسایل نقلیه تمام زمینی با پرسنل، مخازن سوخت و … چهار ماشین مرموز با اندازه چشمگیر، شبیه تابوت های آهنی قوی احتمالاً این یا تقریباً شبیه سفر یک نیروگاه اتمی متحرک به تأسیسات نظامی N است که کشور را از یک دشمن بالقوه در قلب صحرای یخی محافظت می کند …

ریشه های این داستان البته به دوران رمانس اتمی - در اواسط دهه 1950 - برمی گردد. در سال 1955، افیم پاولوویچ اسلاوسکی، یکی از چهره های برجسته صنعت هسته ای اتحاد جماهیر شوروی، رئیس آینده وزارت ماشین سازی متوسط، که در این پست از نیکیتا سرگیویچ تا میخائیل سرگیویچ خدمت می کرد، از کارخانه لنینگراد کیروفسکی بازدید کرد. در گفتگو با مدیر LKZ I. M. Sinev برای اولین بار پیشنهادی را برای توسعه یک نیروگاه هسته ای متحرک که می تواند برق تاسیسات نظامی و غیر نظامی واقع در مناطق دورافتاده شمال دور و سیبری را تامین کند، ابراز کرد.

پیشنهاد اسلاوسکی به راهنمای عمل تبدیل شد و به زودی LKZ با همکاری کارخانه لوکوموتیو بخار یاروسلاول پروژه هایی را برای قطار برق هسته ای - یک نیروگاه هسته ای متحرک (PAES) با ظرفیت کم برای حمل و نقل از طریق راه آهن آماده کرد. دو گزینه پیش بینی شده بود - یک طرح تک مدار با نصب توربین گاز و یک طرح با استفاده از نصب توربین بخار خود لوکوموتیو. به دنبال آن، شرکت های دیگری نیز به توسعه این ایده پیوستند. در ادامه بحث، چراغ سبز پروژه توسط Yu. A. سرگیوا و دی.ال. برودر از موسسه فیزیک و قدرت Obninsk (اکنون FSUE "SSC RF - IPPE"). ظاهراً با توجه به اینکه نسخه ریلی منطقه عملیات AES را فقط به مناطق تحت پوشش شبکه راه آهن محدود می کند، دانشمندان پیشنهاد کردند که نیروگاه خود را روی ریل قرار دهند و آن را تقریباً همه زمینه کنند.

طرح پیش نویس ایستگاه در سال 1957 ظاهر شد و دو سال بعد تجهیزات ویژه ای برای ساخت نمونه های اولیه TPP-3 (یک نیروگاه قابل حمل) تولید شد.

در آن روزها، عملاً همه چیز در صنعت هسته ای باید «از ابتدا» انجام می شد، اما تجربه ایجاد رآکتورهای هسته ای برای نیازهای حمل و نقل (مثلاً برای یخ شکن «لنین») از قبل وجود داشت و می شد بر آن تکیه کرد.

TPP-3 یک نیروگاه هسته ای قابل حمل است که بر روی چهار شاسی رهگیری خودکششی مبتنی بر تانک سنگین T-10 حمل می شود. TPP-3 در سال 1961 وارد عملیات آزمایشی شد. پس از آن، این برنامه محدود شد. در دهه 80، ایده نیروگاه های هسته ای بلوک بزرگ قابل حمل با ظرفیت کوچک در قالب TPP-7 و TPP-8 توسعه بیشتری یافت.

یکی از عوامل اصلی که نویسندگان پروژه باید هنگام انتخاب یک یا آن راه حل مهندسی در نظر می گرفتند، البته ایمنی بود. از این دیدگاه، طرح یک راکتور آب تحت فشار دو مداره کوچک به عنوان بهینه شناخته شد. گرمای تولید شده توسط راکتور توسط آب تحت فشار 130 اتمسفر در دمای ورودی به راکتور 275 درجه سانتی گراد و در خروجی 300 درجه سانتی گراد گرفته می شود. از طریق مبدل حرارتی، گرما به سیال کار منتقل می‌شد که به عنوان آب نیز عمل می‌کرد. بخار تولید شده، توربین ژنراتور را به حرکت درآورده است.

هسته راکتور به شکل استوانه ای به ارتفاع 600 میلی متر و قطر 660 میلی متر طراحی شده است. در داخل 74 مجموعه سوخت قرار داده شد. تصمیم گرفته شد از یک ترکیب بین فلزی (یک ترکیب شیمیایی از فلزات) UAl3 پر شده با سیلومین (SiAl) به عنوان ترکیب سوخت استفاده شود.مجموعه ها از دو حلقه کواکسیال با این ترکیب سوخت تشکیل شده بودند. یک طرح مشابه به طور خاص برای TPP-3 توسعه داده شد.

در سال 1960، تجهیزات قدرت ایجاد شده بر روی یک شاسی ردیابی که از آخرین تانک سنگین شوروی T-10 قرض گرفته شده بود، نصب شد که از اواسط دهه 1950 تا اواسط دهه 1960 تولید می شد. درست است، پایه نیروگاه هسته‌ای باید طولانی‌تر می‌شد، به طوری که اسلحه خودکششی نیرو (همانطور که آنها شروع به نامیدن وسایل نقلیه سراسری که نیروگاه هسته‌ای را حمل می‌کردند) ده غلتک در برابر هفت تانک داشت.

اما حتی با چنین مدرن سازی، امکان جاسازی کل نیروگاه روی یک ماشین وجود نداشت. TPP-3 مجموعه ای از چهار وسیله نقلیه خودکششی قدرتی بود.

اولین تفنگ خودکششی قدرتی دارای یک راکتور هسته ای با امنیت زیستی قابل حمل و یک رادیاتور هوای ویژه برای حذف خنک کننده باقی مانده بود. دستگاه دوم مجهز به ژنراتور بخار، یک جبران کننده حجم و پمپ های گردشی برای تغذیه مدار اولیه بود. تولید برق واقعی تابع سومین نیروگاه خودکششی بود که در آن ژنراتور توربین با تجهیزات مسیر تغذیه میعانات قرار داشت. ماشین چهارم نقش یک مرکز کنترل برای AES را ایفا کرد و همچنین دارای تجهیزات قدرت پشتیبان بود. یک صفحه کنترل و یک برد اصلی با وسایل راه اندازی، یک دیزل ژنراتور راه اندازی و یک بسته باتری وجود داشت.

لاپیداری و پراگماتیسم اولین ویولن را در طراحی وسایل نقلیه خودکششی می نواخت. از آنجایی که قرار بود TPP-3 عمدتاً در مناطق شمال دور کار کند ، تجهیزات در داخل بدنه های عایق شده از نوع به اصطلاح کالسکه قرار داده شدند. در مقطع، آنها یک شش ضلعی نامنظم بودند که می توان آن را به صورت ذوزنقه ای که روی یک مستطیل قرار گرفته بود توصیف کرد که بی اختیار تداعی با یک تابوت را تداعی می کند.

در نظر گرفته شده بود که AES فقط در حالت ثابت کار کند، نمی توانست "در حال پرواز" کار کند. برای راه‌اندازی ایستگاه، لازم بود نیروگاه‌های خودکششی را به ترتیب درست ترتیب داده و آنها را با خطوط لوله خنک‌کننده و سیال کار و همچنین کابل‌های برق متصل کنیم. و برای حالت ثابت کار بود که حفاظت بیولوژیکی PAES طراحی شد.

سیستم امنیت زیستی از دو بخش قابل حمل و ثابت تشکیل شده است. امنیت زیستی منتقل شده همراه با راکتور منتقل شد. هسته راکتور در نوعی "شیشه" سربی قرار گرفته بود که در داخل مخزن قرار داشت. زمانی که TPP-3 کار می کرد، مخزن پر از آب بود. لایه آب به شدت فعال شدن نوترونی دیواره های مخزن حفاظت زیستی، بدنه، قاب و سایر قسمت های فلزی تفنگ خودکششی نیرو را کاهش داد. پس از پایان کمپین (دوره بهره برداری از نیروگاه در یک بار سوخت گیری)، آب تخلیه و حمل و نقل با مخزن خالی انجام شد.

امنیت زیستی ثابت به عنوان نوعی جعبه ساخته شده از خاک یا بتن شناخته می شد که قبل از راه اندازی نیروگاه شناور، باید در اطراف نیروگاه های خودکششی که حامل یک راکتور و ژنراتورهای بخار هستند، ساخته می شد.

نمای کلی NPP TPP-3

در آگوست 1960، AES مونتاژ شده به Obninsk، به محل آزمایش موسسه فیزیک و مهندسی قدرت تحویل داده شد. کمتر از یک سال بعد، در 7 ژوئن 1961، راکتور به مرحله بحرانی رسید و در 13 اکتبر، نیروگاه راه اندازی شد. آزمایشات تا سال 1965 ادامه یافت، زمانی که راکتور اولین کارزار خود را انجام داد. با این حال، تاریخ نیروگاه هسته ای متحرک شوروی در واقع در آنجا به پایان رسید. واقعیت این است که به موازات مؤسسه معروف Obninsk در حال توسعه پروژه دیگری در زمینه انرژی هسته ای کوچک بود. این نیروگاه هسته ای شناور "Sever" با راکتور مشابه بود. مانند TPP-3، Sever در درجه اول برای نیازهای منبع تغذیه برای تاسیسات نظامی طراحی شده است. و در آغاز سال 1967، وزارت دفاع اتحاد جماهیر شوروی تصمیم گرفت نیروگاه هسته ای شناور را رها کند. در همان زمان، کار روی نیروگاه سیار زمینی متوقف شد: APS در حالت آماده به کار قرار گرفت. در اواخر دهه 1960، این امید وجود داشت که زاییده فکر دانشمندان اوبنینسک همچنان کاربرد عملی پیدا کند.فرض بر این بود که نیروگاه هسته‌ای می‌تواند در تولید نفت در مواردی استفاده شود که مقدار زیادی آب گرم به لایه‌های نفت‌دار پمپ شود تا مواد خام فسیلی را به سطح نزدیک‌تر کند. ما به عنوان مثال امکان استفاده از AES را در چاه های منطقه شهر گروزنی در نظر گرفتیم. اما ایستگاه حتی نتوانست به عنوان دیگ بخار برای نیازهای کارگران نفت چچن خدمت کند. عملیات اقتصادی TPP-3 به عنوان نامناسب شناخته شد و در سال 1969 نیروگاه کاملاً خفه شد. تا ابد.

برای شرایط شدید

با کمال تعجب، تاریخ نیروگاه های هسته ای متحرک شوروی با از بین رفتن APS Obninsk متوقف نشد. پروژه دیگری که بدون شک ارزش صحبت کردن را دارد، نمونه بسیار کنجکاو از ساخت و ساز بلند مدت انرژی شوروی است. در اوایل دهه 1960 شروع شد، اما نتایج ملموسی را تنها در دوره گورباچف به ارمغان آورد و به زودی توسط رادیوفوبیا که پس از فاجعه چرنوبیل به شدت تشدید شد، "کشته شد". ما در مورد پروژه بلاروسی "Pamir 630D" صحبت می کنیم.

مجموعه NPP متحرک "Pamir-630D" بر اساس چهار کامیون ترکیبی "تریلر-تراکتور" بود.

به یک معنا می توان گفت که TPP-3 و پامیر با پیوندهای خانوادگی به هم متصل هستند. از این گذشته ، یکی از بنیانگذاران انرژی هسته ای بلاروس A. K. کراسین مدیر سابق IPPE است که مستقیماً در طراحی اولین نیروگاه هسته ای جهان در Obninsk، Beloyarsk NPP و TPP-3 نقش داشته است. در سال 1960، او به مینسک دعوت شد، جایی که این دانشمند به زودی به عنوان آکادمیک آکادمی علوم BSSR انتخاب شد و به عنوان مدیر بخش انرژی اتمی موسسه انرژی آکادمی علوم بلاروس منصوب شد. در سال 1965، این بخش به مؤسسه انرژی هسته ای (در حال حاضر مؤسسه مشترک انرژی و تحقیقات هسته ای "Sosny" آکادمی ملی علوم) تبدیل شد.

کراسین در یکی از سفرهای خود به مسکو از وجود یک دستور دولتی برای طراحی یک نیروگاه هسته ای متحرک با ظرفیت 500-800 کیلو وات مطلع شد. ارتش بیشترین علاقه را به این نوع نیروگاه نشان داد: آنها به یک منبع فشرده و خودمختار برق برای تأسیسات واقع در مناطق دورافتاده و سخت کشور نیاز داشتند - جایی که راه آهن یا خطوط برق وجود ندارد و تحویل آن بسیار دشوار است. مقدار زیادی سوخت معمولی این می تواند در مورد نیرو دادن به ایستگاه های رادار یا پرتاب کننده های موشک باشد.

با در نظر گرفتن استفاده آتی در شرایط آب و هوایی شدید، الزامات خاصی بر پروژه تحمیل شد. قرار بود این ایستگاه در طیف گسترده ای از دما (از -50 تا + 35 درجه سانتیگراد) و همچنین در رطوبت بالا کار کند. مشتری خواستار این شد که کنترل نیروگاه تا حد امکان خودکار باشد. در همان زمان، ایستگاه باید در ابعاد راه آهن O-2T و در ابعاد کابین بار هواپیماها و هلیکوپترها با ابعاد 30x4، 4x4، 4 متر قرار می گرفت. مدت زمان کمپین NPP در ساعت تعیین شد. کمتر از 10000 ساعت با زمان کار مداوم حداکثر 2000 ساعت. زمان استقرار ایستگاه نباید بیش از 6 ساعت باشد و برچیدن باید در 30 ساعت انجام شود.

راکتور "TPP-3"

علاوه بر این، طراحان باید چگونگی کاهش مصرف آب را که در شرایط تندرا از سوخت دیزل در دسترس نیست، بیابند. این آخرین نیاز بود که عملاً استفاده از راکتور آب را کنار گذاشت و تا حد زیادی سرنوشت Pamir-630D را تعیین کرد.

دود پرتقال

طراح کلی و الهام بخش ایدئولوژیک اصلی پروژه V. B. نسترنکو، اکنون عضو متناظر آکادمی ملی علوم بلاروس است. این او بود که به این فکر افتاد که از آب یا سدیم مذاب در راکتور پامیر استفاده نکند، بلکه از تتروکسید نیتروژن مایع (N2O4) - و به طور همزمان به عنوان خنک کننده و سیال عامل استفاده کند، زیرا راکتور به عنوان یک راکتور تک حلقه ای تصور می شد. ، بدون مبدل حرارتی.

به طور طبیعی، تترااکسید نیتروژن به طور تصادفی انتخاب نشده است، زیرا این ترکیب دارای خواص ترمودینامیکی بسیار جالبی است، مانند هدایت حرارتی و ظرفیت گرمایی بالا و همچنین دمای تبخیر پایین. انتقال آن از حالت مایع به گاز با یک واکنش تجزیه شیمیایی همراه است، زمانی که یک مولکول تترا اکسید نیتروژن ابتدا به دو مولکول دی اکسید نیتروژن (2NO2) و سپس به دو مولکول اکسید نیتروژن و یک مولکول اکسیژن (2NO + O2) تجزیه می شود.. با افزایش تعداد مولکول ها، حجم گاز یا فشار آن به شدت افزایش می یابد.

بنابراین، در راکتور، امکان اجرای یک چرخه بسته گاز-مایع فراهم شد که به راکتور از نظر کارایی و فشرده بودن مزایایی داد.

در پاییز سال 1963، دانشمندان بلاروسی پروژه خود را از یک نیروگاه هسته ای متحرک برای بررسی توسط شورای علمی و فنی کمیته دولتی استفاده از انرژی اتمی اتحاد جماهیر شوروی ارائه کردند. در عین حال پروژه های مشابه IPPE، IAE im. کورچاتوف و OKBM (گورکی). اولویت به پروژه بلاروس داده شد، اما تنها ده سال بعد، در سال 1973، یک دفتر طراحی ویژه با تولید آزمایشی در مؤسسه مهندسی انرژی هسته ای آکادمی علوم BSSR ایجاد شد که طراحی و آزمایش روی میز را آغاز کرد. واحدهای راکتور آینده

یکی از مهم ترین مشکلات مهندسی که سازندگان Pamir-630D باید حل می کردند، توسعه یک چرخه ترمودینامیکی پایدار با مشارکت یک خنک کننده و یک سیال کاری از نوع غیر متعارف بود. برای این کار به عنوان مثال از پایه «ویخر-2» استفاده کردیم که در واقع یک واحد توربین ژنراتور ایستگاه آینده بود. در آن، تتروکسید نیتروژن با استفاده از موتور هواپیمای توربوجت VK-1 با پس سوز گرم شد.

یک مشکل جداگانه، خورندگی بالای تتروکسید نیتروژن، به ویژه در مکان های انتقال فاز - جوش و میعان بود. اگر آب وارد مدار ژنراتور توربین شود، N2O4 با واکنش با آن، بلافاصله اسید نیتریک را با تمام خواص شناخته شده اش می دهد. مخالفان این پروژه گاهی اوقات می گفتند که به گفته آنها، دانشمندان هسته ای بلاروسی قصد دارند هسته راکتور را در اسید حل کنند. مشکل تهاجمی بالای تتروکسید نیتروژن تا حدی با افزودن 10 درصد مونوکسید نیتروژن معمولی به خنک کننده حل شد. این محلول «نیترین» نام دارد.

با این وجود، استفاده از تتروکسید نیتروژن خطر استفاده از کل راکتور هسته ای را افزایش می دهد، به خصوص اگر به یاد داشته باشیم که در مورد نسخه متحرک یک نیروگاه هسته ای صحبت می کنیم. این موضوع با مرگ یکی از کارکنان KB تایید شد. در طول آزمایش، یک ابر نارنجی از خط لوله پاره شده فرار کرد. فردی که نزدیک بود به طور ناخواسته گاز سمی را استنشاق کرد که پس از واکنش با آب در ریه هایش به اسید نیتریک تبدیل شد. نجات مرد بدبخت ممکن نشد.

نیروگاه شناور Pamir-630D

چرا چرخ ها را بردارید؟

با این حال، طراحان "Pamir-630D" تعدادی راه حل طراحی را در پروژه خود پیاده کردند که برای افزایش ایمنی کل سیستم طراحی شده بودند. اولاً، تمام فرآیندهای داخل تأسیسات، با شروع از راه اندازی راکتور، با استفاده از رایانه های داخلی کنترل و نظارت شدند. دو کامپیوتر به طور موازی کار می کردند و سومی در حالت آماده به کار "گرم" بود. در مرحله دوم، یک سیستم خنک کننده اضطراری راکتور به دلیل جریان غیرفعال بخار از طریق راکتور از قسمت فشار بالا به قسمت کندانسور اجرا شد. وجود مقدار زیادی مایع خنک‌کننده مایع در حلقه فرآیند، به عنوان مثال، در صورت قطع برق، به طور موثر گرما را از راکتور حذف می‌کند. ثالثاً، ماده تعدیل کننده، که به عنوان هیدرید زیرکونیوم انتخاب شده بود، به یک عنصر "ایمنی" مهم در طراحی تبدیل شد. در صورت افزایش اضطراری دما، هیدرید زیرکونیوم تجزیه می‌شود و هیدروژن آزاد شده راکتور را به حالت عمیقاً تحت بحران منتقل می‌کند. واکنش شکافت متوقف می شود.

سال‌ها با آزمایش‌ها و آزمایش‌ها گذشتند و کسانی که پامیر را در اوایل دهه 1960 تصور کردند، تنها در نیمه اول دهه 1980 توانستند فرزند فکری خود را در فلز ببینند. همانطور که در مورد TPP-3، طراحان بلاروسی به چندین وسیله نقلیه نیاز داشتند تا AES خود را روی آنها قرار دهند. واحد راکتور بر روی یک نیمه تریلر سه محوره MAZ-9994 با ظرفیت حمل 65 تن نصب شده بود که MAZ-796 به عنوان تراکتور برای آن عمل می کرد. علاوه بر راکتور با حفاظت زیستی، این بلوک دارای یک سیستم خنک کننده اضطراری، یک کابینت سوئیچ برای نیازهای کمکی و دو ژنراتور دیزلی مستقل 16 کیلووات بود. همان ترکیب MAZ-767 - MAZ-994 دارای یک واحد ژنراتور توربین با تجهیزات نیروگاه بود.

علاوه بر این، عناصر سیستم کنترل خودکار حفاظت و کنترل در بدنه خودروهای KRAZ حرکت کردند. یکی دیگر از این کامیون ها، یک واحد برق کمکی با دو دیزل ژنراتور صد کیلوواتی بود. در کل پنج ماشین وجود دارد.

Pamir-630D، مانند TPP-3، برای عملیات ثابت طراحی شده است. تیم های مونتاژ پس از رسیدن به محل استقرار، واحدهای راکتور و توربین ژنراتور را در کنار هم نصب کردند و آنها را با خطوط لوله با اتصالات مهر و موم شده متصل کردند. واحدهای کنترل و یک نیروگاه پشتیبان در فاصله کمتر از 150 متری راکتور قرار گرفتند تا از ایمنی پرتوهای پرسنل اطمینان حاصل شود. چرخ‌ها از واحدهای راکتور و توربین ژنراتور (تریلرها روی جک‌ها نصب شده بودند) برداشته شدند و به منطقه امن منتقل شدند. البته همه اینها در پروژه است، زیرا واقعیت متفاوت بود.

مدل اولین بلاروسی و در عین حال تنها نیروگاه اتمی سیار جهان "پامیر" که در مینسک ساخته شد.

راه اندازی الکتریکی اولین راکتور در 24 نوامبر 1985 انجام شد و پنج ماه بعد، چرنوبیل اتفاق افتاد. خیر، پروژه بلافاصله بسته نشد و در مجموع، نمونه آزمایشی AES در شرایط بار متفاوت به مدت 2975 ساعت کار کرد. با این حال، هنگامی که در پی پرتو هراسی که کشور و جهان را فرا گرفت، ناگهان مشخص شد که یک راکتور هسته ای با طراحی آزمایشی در 6 کیلومتری مینسک واقع شده است، رسوایی بزرگی رخ داد. شورای وزیران اتحاد جماهیر شوروی بلافاصله کمیسیونی را ایجاد کرد که امکان سنجی کار بیشتر بر روی Pamir-630D را بررسی می کرد. در همان سال 1986 گورباچف رئیس افسانه ای سردماش، 88 ساله E. P. اسلاوسکی، که از پروژه های نیروگاه های هسته ای سیار حمایت می کرد. و هیچ چیز شگفت انگیزی در این واقعیت وجود ندارد که در فوریه 1988، طبق تصمیم شورای وزیران اتحاد جماهیر شوروی و آکادمی علوم BSSR، پروژه Pamir-630D متوقف شد. یکی از انگیزه های اصلی، همانطور که در سند ذکر شده است، "دلیل علمی ناکافی انتخاب مایع خنک کننده" بود.

Pamir-630D یک نیروگاه هسته ای متحرک است که بر روی شاسی خودرو قرار دارد. این در موسسه انرژی هسته ای آکادمی علوم BSSR توسعه یافته است

واحدهای راکتور و توربین ژنراتور بر روی شاسی دو تراکتور کامیون MAZ-537 قرار گرفتند. کنترل پنل و محل کارمندان روی دو خودروی دیگر قرار داشتند. در مجموع 28 نفر به این ایستگاه خدمات رسانی می کردند. این تاسیسات برای حمل و نقل از طریق راه آهن، دریا و هوا طراحی شده بود - سنگین ترین جزء یک وسیله نقلیه راکتور با وزن 60 تن بود که از ظرفیت حمل یک واگن ریلی استاندارد تجاوز نمی کرد.

در سال 1986 پس از حادثه چرنوبیل، ایمنی استفاده از این مجتمع ها مورد انتقاد قرار گرفت. به دلایل امنیتی هر دو مجموعه «پامیر» که در آن زمان وجود داشت، نابود شدند.

اما این موضوع در حال حاضر چه نوع پیشرفتی دارد.

JSC Atomenergoprom انتظار دارد یک طرح صنعتی از NPP متحرک کم مصرف با توان 2.5 مگاوات را به بازار جهانی ارائه دهد.

روسی "Atomenergoprom" در سال 2009 در نمایشگاه بین المللی "Atomexpo-Belarus" در مینسک پروژه ای از تاسیسات هسته ای قابل حمل مدولار با توان کم را ارائه کرد که توسعه دهنده آن NIKIET im است. دولزهال.

به گفته ولادیمیر اسمتانیکوف، طراح ارشد این موسسه، واحدی با ظرفیت 2، 4-2، 6 مگاوات می تواند به مدت 25 سال بدون بارگیری مجدد سوخت کار کند. فرض بر این است که می توان آن را به صورت آماده به سایت تحویل داد و ظرف دو روز راه اندازی کرد. برای سرویس دهی به بیش از 10 نفر نیاز ندارد. هزینه یک بلوک حدود 755 میلیون روبل برآورد شده است، اما قرار دادن بهینه هر بلوک دو بلوک است. یک طرح صنعتی را می توان در 5 سال ایجاد کرد، اما برای انجام تحقیق و توسعه حدود 2.5 میلیارد روبل نیاز است.

در سال 2009، اولین نیروگاه هسته ای شناور جهان در سن پترزبورگ احداث شد. Rosatom امید زیادی به این پروژه دارد: در صورت اجرای موفقیت آمیز، انتظار سفارشات گسترده خارجی را دارد.

Rosatom قصد دارد به طور فعال نیروگاه های هسته ای شناور را صادر کند. به گفته رئیس شرکت دولتی سرگئی کیریینکو، مشتریان خارجی بالقوه در حال حاضر وجود دارند، اما آنها می خواهند ببینند این پروژه آزمایشی چگونه اجرا می شود.

دمیتری کونوولوف، تحلیلگر Unicredit Securities، گفت: بحران اقتصادی به دست سازندگان نیروگاه های هسته ای سیار می رسد، و فقط تقاضا برای محصولات آنها را افزایش می دهد. دقیقاً به این دلیل که برق این ایستگاه‌ها یکی از ارزان‌ترین نیروگاه‌ها است، تقاضا وجود خواهد داشت. نیروگاه های هسته ای با قیمت هر کیلووات ساعت به نیروگاه های برق آبی نزدیک تر هستند. و بنابراین، تقاضا هم در مناطق صنعتی و هم در مناطق در حال توسعه خواهد بود. و امکان جابجایی و جابجایی این ایستگاه‌ها ارزش آنها را بیشتر می‌کند، زیرا نیاز به برق در مناطق مختلف نیز متفاوت است.»

روسیه اولین کسی بود که تصمیم به ساخت نیروگاه های هسته ای شناور گرفت، اگرچه در کشورهای دیگر نیز این ایده به طور فعال مورد بحث قرار گرفت، اما آنها تصمیم گرفتند از اجرای آن صرف نظر کنند. آناتولی مایف، یکی از توسعه دهندگان دفتر طراحی مرکزی Iceberg، به BFM.ru گفت: "در یک زمان ایده ای برای استفاده از چنین ایستگاه هایی وجود داشت. به نظر من، شرکت آمریکایی آن را پیشنهاد کرد - می خواست 8 نیروگاه هسته ای شناور بسازد، اما همه آن به دلیل "سبز" شکست خورد. همچنین سوالاتی در مورد امکان سنجی اقتصادی وجود دارد. نیروگاه های شناور گران تر از نیروگاه های ثابت هستند و ظرفیت آنها کم است.

مونتاژ اولین نیروگاه هسته ای شناور جهان در کارخانه کشتی سازی بالتیک آغاز شده است.

واحد نیروگاه شناور که در سنت پترزبورگ به سفارش Energoatom Concern OJSC ساخته شده است، به منبع قدرتمندی از برق، گرما و آب شیرین برای مناطق دورافتاده کشور تبدیل خواهد شد که دائماً با کمبود انرژی مواجه هستند.

ایستگاه باید در سال 2012 به مشتری تحویل داده شود. پس از آن، این کارخانه قصد دارد قراردادهای بیشتری برای ساخت 7 ایستگاه دیگر منعقد کند. علاوه بر این، مشتریان خارجی قبلاً به پروژه نیروگاه هسته ای شناور علاقه مند شده اند.

نیروگاه هسته ای شناور از یک کشتی غیر خودکششی عرشه مسطح با دو نیروگاه راکتور تشکیل شده است. می توان از آن برای تولید برق و گرما و همچنین برای نمک زدایی آب دریا استفاده کرد. می تواند از 100 تا 400 هزار تن آب شیرین در روز تولید کند.

عمر نیروگاه حداقل 36 سال خواهد بود: سه چرخه 12 ساله که بین آنها نیاز به سوخت رسانی به تاسیسات راکتور است.

بر اساس این پروژه، ساخت و بهره برداری از چنین نیروگاه هسته ای بسیار سودآورتر از ساخت و بهره برداری از نیروگاه های هسته ای زمینی است.

ایمنی زیست محیطی APEC نیز در آخرین مرحله از چرخه حیات آن - از کار افتادن - ذاتی است. مفهوم انحلال مستلزم حمل و نقل ایستگاهی است که عمر مفید خود را به پایان رسانده است تا جایی که برای دفع و دفع آن بریده شده است، که به طور کامل تأثیر تشعشع در منطقه آبی منطقه ای که APPP در آن کار می کند را حذف می کند.

ضمناً: بهره برداری از نیروگاه اتمی شناور به صورت چرخشی با اسکان نیروهای خدماتی در ایستگاه انجام خواهد شد. مدت شیفت چهار ماه است و پس از آن شیفت-خدمه تعویض می شود. تعداد کل پرسنل اصلی تولیدی عملیاتی نیروگاه اتمی شناور شامل تیم های شیفتی و ذخیره حدود 140 نفر خواهد بود.

برای ایجاد شرایط زندگی مطابق با استانداردهای پذیرفته شده، ایستگاه اتاق غذاخوری، استخر، سونا، سالن بدنسازی، اتاق تفریح، کتابخانه، تلویزیون و غیره را فراهم می کند. این ایستگاه دارای 64 کابین یک نفره و 10 کابین دو نفره برای پذیرش پرسنل است. بلوک مسکونی تا حد امکان از تاسیسات راکتور و از محوطه نیروگاه فاصله دارد. تعداد پرسنل جذب شده ثابت غیر تولیدی خدمات اداری و اقتصادی که مشمول روش خدمت چرخشی نمی باشند حدود 20 نفر خواهد بود.

به گفته سرگئی کرینکو، رئیس Rosatom، اگر انرژی هسته‌ای روسیه توسعه نیابد، در بیست سال آینده ممکن است به طور کلی ناپدید شود. بر اساس وظیفه تعیین شده توسط رئیس جمهور روسیه، تا سال 2030 سهم انرژی هسته ای باید به 25 درصد افزایش یابد. به نظر می رسد که نیروگاه هسته ای شناور برای جلوگیری از تحقق فرضیات غم انگیز اولی و حل مشکلات ناشی از دومی حداقل تا حدودی طراحی شده است.