نیروگاه هسته ای.

روسیه یکی از معدود کشورهایی است که گزینه های ساخت نیروگاه های هسته ای در آن به طور جدی مورد بررسی قرار می گیرد. این با این واقعیت توضیح داده می شود که در روسیه یک سیستم متمرکز گرمایش آب ساختمان ها وجود دارد که در حضور آن توصیه می شود از آن استفاده کنید. ایستگاه های اتمیبرای به دست آوردن نه تنها انرژی الکتریکی، بلکه انرژی حرارتی. اولین پروژه های چنین ایستگاه هایی در دهه 70 قرن بیستم توسعه یافت، اما به دلیل تحولات اقتصادی که در اواخر دهه 80 رخ داد و مخالفت شدید مردم، هیچ یک از آنها به طور کامل اجرا نشد. استثنا نیروگاه بیلیبینو است که اینطور نیست قدرت بالاتامین گرما و برق روستای Bilibino در قطب شمال (10 هزار نفر) و شرکت های معدنی محلی و همچنین راکتورهای دفاعی ( وظیفه اصلیکه تولید پلوتونیوم است):

• NPP سیبری که گرمای Seversk و Tomsk را تامین می کرد.
• راکتور ADE-2 در ترکیب معدنی و شیمیایی کراسنویارسک، از سال 1964 تا زمان تعطیلی آن در سال 2010، گرما و برق را برای شهر ژلزنوگورسک تامین می کرد.

ساخت NPP های زیر بر اساس راکتورهایی مشابه VVER-1000 نیز آغاز شد:

• Voronezh AST (با NPP Novovoronezh اشتباه نشود)
• گورکی AST
• Ivanovskaya AST (فقط برنامه ریزی شده)

ساخت هر سه AST در نیمه دوم دهه 1980 یا اوایل دهه 1990 متوقف شد.
در حال حاضر (2006)، Rosenergoatom در حال برنامه ریزی برای ساخت یک NPP شناور برای Arkhangelsk، Pevek و سایر شهرهای قطبی بر اساس نیروگاه راکتور KLT-40 است که در یخ شکن های هسته ای. نوعی از یک AST کوچک بدون مراقبت مبتنی بر راکتور Elena و یک نیروگاه راکتور متحرک (از طریق راه آهن) Angstrem وجود دارد.
در اوکراین، تعدادی از شهرها از نیروگاه های هسته ای گرم می شوند، از جمله انرژی گودار که توسط بزرگترین نیروگاه هسته ای اروپا گرم می شود.

برای تولید آب گرم و بخار ( حرارت با دمای پایینبرای نیاز شهرها و صنعت، سوخت یک و نیم برابر بیشتر از تولید برق مصرف می شود، در حالی که بخش قابل توجهی از گرما توسط تأسیسات کوچک و ناکارآمد تولید می شود که با ارزش ترین انواع سوخت - نفت و گاز را می سوزانند.
فرض بر این است که در آینده نزدیک مصرف سالانه گرما با دمای پایین (به آن کم پتانسیل نیز می گویند) به رقم بسیار چشمگیر - 6 میلیارد Gcal برسد. برای تولید چنین مقدار گرما، به عنوان مثال، لازم است حدود 600 میلیون تن نفت سوزانده شود، یعنی عملاً کل تولید سالانه ما در سال 1981، و این فقط به شرطی است که از میزان حرارت آن 100٪ استفاده شود. که البته در واقعیت چنین نیست.
حدود 30 تا 40 درصد از انواع سوخت دقیقاً برای تولید آب گرم و بخار فرآیند مصرف می شود.
پارامترها و حالت های عملکرد آنها به گونه ای طراحی شده است که ایستگاه ها به عنوان منبع اضافی گرما در شبکه های موجود قرار می گیرند. ایجاد چنین منابع متمرکز قدرتمند جدید، امکان برچیدن تاسیسات منسوخ کار بر روی سوخت آلی و استفاده از آنها از لحاظ فنی پیشرفته، اما کوچک را در حالت اوج بار، که اغلب در فصل سرد رخ می دهد، ممکن می سازد. خود ACT بخش اصلی بار را بر عهده خواهند گرفت.
از نظر قابلیت کنترل، ACT یک واحد بسیار منعطف است که هیچ الزام خاصی را برای مدیریت شبکه های گرمایش از نظر تنظیم توزیع گرما تحمیل نمی کند که بسیار مهم است. در اصل، ACT می تواند اوج بار را نیز پوشش دهد، اما برای یک نیروگاه هسته ای، مانند هر تجهیزات سرمایه بری (سرمایه گذاری های سرمایه ای زیاد است و جزء سوخت کم است)، اقتصادی ترین حالت حداکثر توان ثابت ممکن است. یعنی اساسی.
واضح است که استفاده از انرژی اتمیبرای به دست آوردن گرمای کم دمای باید تأثیر زیادی داشته باشد.
استفاده از انرژی اتمی برای تولید گرمای با دمای بالا نیز امیدهای زیادی برای بسیاری از صنایع دارد.

با این حال، یک نقص قابل توجه نیز وجود دارد. واقعیت این است که اگر بتوان انرژی الکتریکی را بدون تلفات قابل توجه در طول ده ها و حتی صدها کیلومتر منتقل کرد که برای انرژی حرارتی (آب گرم) غیرممکن است. و این بدان معنی است که ایستگاه باید عملاً در داخل شهر قرار گیرد.
در واقع، از نظر زیست محیطی، نیروگاه های هسته ای پاک ترین هستند، البته اگر حادثه جدی وجود نداشته باشد.
در اتحاد جماهیر شوروی، مجموعه ای از ایستگاه های مشابه برنامه ریزی شده بود، و کار در مرحله اول آغاز شده است. اما همانطور که می گویند: "اگر می خواهی خدا را بخندانی، از برنامه هایت به او بگو."

ویژگی کار ACT نزدیکی به شهر است- باعث می شود حتی این آسیب های بسیار نادر را در نظر بگیرید. برای انجام این کار، لازم است وسایل فنی ایجاد شود که بتواند شرایط بهداشتی مورد نیاز برای عملکرد ACT را نه تنها در صورت پارگی خط لوله، بلکه در صورت آسیب به مخزن تحت فشار راکتور نیز فراهم کند.
ویژگی های راکتور ACT (استفاده از گردش طبیعی و چیدمان یکپارچه، و همچنین فشار کمداخل کیس) اجازه می دهد این کار با موفقیت در سطح هزینه قابل قبول حل شود. و این به ایجاد یک طراحی نسبتاً ساده ختم می شود: یک بدنه ایمنی دوم که امکان بازرسی بدنه اصلی و پشتیبانی را از بین نمی برد، الزامات ما را برای قابلیت اطمینان آن به عنوان عنصر اصلی نصب تضعیف نمی کند. در صورت بروز شدیدترین و پیش‌بینی‌نشده‌ترین نقض‌ها، می‌توان به طور کامل حجم راکتور و کل مایع خنک‌کننده حاوی مواد رادیواکتیو را در حجم خود حفظ کرد.
در اینجا یک مدل برای چنین رویداد شدید است. اگر بدنه اصلی شکسته شود، حجم داخلی که اکنون توسط خنک کننده اشغال می شود کمی افزایش می یابد، فشار بر این اساس حدود 30٪ کاهش می یابد، اگرچه سطح آب کاهش می یابد، اما همچنان کل هسته را پوشش می دهد و خنک کننده آن را فراهم می کند. با توجه به این مطابقت بین ویژگی های کار و تجهیزات حفاظتیخنک کننده قابل اعتماد هسته تضمین می شود.

استفاده از منابع حرارتی هسته ای در سیستم های تامین گرما باعث صرفه جویی قابل توجهی در سوخت آلی کمیاب می شود. در عین حال، بهبود وضعیت زیست محیطی در زمینه های مصرف گرما از نیروگاه های هسته ای، افزایش رقابت پذیری سیستم های تامین حرارت متمرکز به دلیل هزینه کم گرما در نیروگاه های هسته ای و افزایش قابلیت اطمینان سیستم های تامین گرما به دلیل جایگزینی تجهیزات منسوخ به دست آمده است.

با توجه به نوع انرژی عرضه شده، نیروگاه های هسته ای را می توان به موارد زیر تقسیم کرد:

نیروگاه های هسته ای (NPP) که فقط برای تولید برق طراحی شده اند

نیروگاه های ترکیبی هسته ای و حرارتی (NPP) که هم برق و هم گرما تولید می کنند

نیروگاه های هسته ای (NPP) که فقط انرژی حرارتی تولید می کنند

تمام نیروگاه های هسته ای روسیه دارای نیروگاه های گرمایشی هستند که برای گرم کردن آب شبکه طراحی شده اند.

نیروگاه های هسته ای در روسیه.

در حال حاضر 31 واحد نیرو با ظرفیت کل 23243 مگاوات در 10 نیروگاه هسته ای در حال فعالیت در فدراسیون روسیه بهره برداری می کنند که از این تعداد 15 راکتور آب تحت فشار - 9 راکتور VVER-440، 15 راکتور جوشان کانال - 11 RBMK-1000 و 4 EGP. -6، 1 نوترون سریع.

اطلاعات در مورد ایستگاه های هسته ای تامین حرارت. Voronezh AST (با NPP Novovoronezh اشتباه نشود) یک نیروگاه گرمایش هسته ای (VAST) است که از دو واحد نیرو با ظرفیت هر یک 500 مگاوات تشکیل شده است که برای عملکرد در تمام طول سال در حالت پایه در سیستم طراحی شده است. گرمایش منطقه ایشهر Voronezh به منظور پوشش کسری گرمای موجود در شهر (قرار بود VAST 23٪ از نیاز سالانه شهر برای گرما و آب گرم را تامین کند). ساخت ایستگاه از سال 1983 تا 1990 انجام شد و در حال حاضر یخ زده است.

روسیه تنها کشوری است که گزینه های ساخت نیروگاه های هسته ای در آن به طور جدی مورد بررسی قرار می گیرد. این با این واقعیت توضیح داده می شود که در روسیه یک سیستم متمرکز گرمایش آب ساختمان ها وجود دارد که در صورت وجود آن توصیه می شود از نیروگاه های هسته ای برای به دست آوردن نه تنها انرژی الکتریکی، بلکه انرژی حرارتی نیز استفاده شود. اولین پروژه های چنین ایستگاه هایی در دهه 70 قرن بیستم توسعه یافت، اما به دلیل تحولات اقتصادی که در اواخر دهه 80 رخ داد و مخالفت شدید مردم، هیچ یک از آنها به طور کامل اجرا نشد. استثنا نیروگاه هسته ای Bilibino با ظرفیت کم است که گرما و برق را برای روستای Bilibino در قطب شمال (10 هزار نفر جمعیت) و شرکت های معدنی محلی و همچنین راکتورهای دفاعی (وظیفه اصلی آن تولید پلوتونیوم):

NPP سیبری که گرمای Seversk و Tomsk را تامین می کرد.

راکتور ADE-2 در مجتمع معدنی و شیمیایی کراسنویارسک، از سال 1964 گرما و برق را برای شهر ژلزنوگورسک تامین می کند.

ساخت NPP های زیر بر اساس راکتورهایی مشابه VVER-1000 نیز آغاز شد:

Voronezh AST (با NPP Novovoronezh اشتباه نشود)

گورکی AST

Ivanovskaya AST (فقط برنامه ریزی شده).

ساخت هر سه AST در نیمه دوم دهه 1980 یا اوایل دهه 1990 متوقف شد.

در حال حاضر (2006) Rosenergoatom در حال برنامه ریزی برای ساخت یک نیروگاه گرمایش هسته ای شناور برای Arkhangelsk، Pevek و دیگر شهرهای قطبی بر اساس نیروگاه راکتور KLT-40 است که در یخ شکن های هسته ای استفاده می شود. نوعی از یک AST کوچک بدون مراقبت مبتنی بر راکتور Elena و یک نیروگاه راکتور متحرک (از طریق راه آهن) Angstrem وجود دارد. منبع: EnergAtom (www.abkord.com).

حل مسائل مربوط به در نظر گرفتن نقش نیروگاه های هسته ای در تامین گرما (عمدتاً بخار) مصرف کنندگان صنعتی در مراحل اولیه است. این به این دلیل است که تامین بخار از منابع هسته ای با مشکلات مهم تری نسبت به انتشار گرما در آب گرم همراه است.

این مشکلات عمدتاً با الزامات ایمنی هسته ای، تنوع قابل توجه فناوری های صنعتی، خاص بودن حمل و نقل بخار و غیره تعیین می شود. و بنابراین الزامات سختگیرانه تر برای منابع انرژی هسته ای، هم از نظر راه حل های مدار و هم از نظر تامین گرما. در اصل، منابع هسته ای تامین گرما، و همچنین منابعی که در انرژی سنتی "آتش" استفاده می شوند، می توانند برای تولید گرما یا برای تولید ترکیبی انرژی گرما و نیرو در نظر گرفته شوند. اخیراً مطالعاتی در مورد پروژه‌های نیروگاه‌های هسته‌ای برای تأمین حرارت صنعتی که برای تأمین انرژی مصرف‌کنندگان طراحی شده‌اند، آغاز شده است. آب گرمو کشتی؛ با این حال، با در نظر گرفتن انرژی و بازده فنی و اقتصادی بالاتر تولید ترکیبی حرارتی و انرژی الکتریکیبه نظر می رسد ساخت نیروگاه های حرارتی صنعتی تخصصی CHP از نظر اقتصادی مقرون به صرفه تر باشد.

یکی از ویژگی‌های متمایز منابع هسته‌ای که برای برآوردن نیازهای شرکت‌های صنعتی در بخار فرآیند استفاده می‌شوند، نیاز به برآورده کردن دو الزام سازگار با مشکل است. از یک طرف، با توجه به شرایط حمل و نقل بخار، منبع حرارت باید تا حد امکان به مصرف کنندگان نزدیک باشد. حداکثر فاصله از منبع تا مصرف کنندگان توسط محاسبات فنی و اقتصادی تعیین می شود و به پارامترهای بخار مورد نیاز توسط شرایط فنی تولید، پارامترهای بخار عرضه شده توسط منبع و سایر شاخص ها بستگی دارد و از 8 تا 15 کیلومتر تجاوز نمی کند. ، حتی با بار طراحی قابل توجهی از منطقه (1500 MJ/ با). از طرف دیگر، مکان یابی منبع در فاصله قابل توجهی از مصرف کنندگان مطلوب است، زیرا هر چه منبع به منطقه تامین گرما نزدیکتر باشد، الزامات ایمنی تشعشع سختگیرانه تر است و بر این اساس، تامین آنها از نظر فنی و گران قیمت تر است. است. این الزامات خروج مقدار قابل توجهی بخار را تقریبا غیرممکن می کند روش سنتیاز برنامه ریزی شده تا ساخت و بهره برداری نیروگاه های هسته ای نسل اول.

در روسیه، تامین بخار در مقادیر کم برای نیازهای سایت صنعتی و پایگاه ساخت و ساز از نیروگاه های هسته ای در حال کار تولید می شود. با این حال مقررات بهداشتی[ST TAS 84. الزامات بهداشتی برای طراحی و بهره برداری از سیستم های گرمایش منطقه ای از نیروگاه های هسته ای. - M., 1984.] و مقررات عمومی برای تضمین ایمنی نیروگاه های هسته ای [OPB 82. مقررات عمومی برای تضمین ایمنی نیروگاه های هسته ای در طول طراحی، ساخت و بهره برداری. - M., 1982.] عرضه گرما در بخار به مصرف کنندگان خارجی تنظیم شده است. بنابراین ، در NPP با راکتورهای VVER ، بخار می تواند از جمع کننده کمکی یا مستقیماً از زباله های توربین خارج شود ، که در تضاد با بند 3.7 قوانین بهداشتی است: "... -بخش اشتراکی و سایر مصرف کنندگان) مجاز نیست .. . ". در NPP با راکتورهای RBMK، بخار از طریق یک مدار میانی از یک مولد بخار "تمیز" متصل به اولین تخلیه سیلندر تنظیم نشده آزاد می شود. فشار بالا. از مولد بخار در حالت اسمی کارکرد توربین می توان 16 مگا ژول بر ثانیه گرما و بخار در فشار 0.6 مگاپاسکال را آزاد کرد. در این مورد، p / p نقض می شود. 4.4.3.1.3 مقررات عمومیامنیت: "... فشار محیط گرمایشی نباید کمتر از فشار خنک کننده شبکه باشد...". در NPP های دو مداره مدرن، جریان اصلی بخار در واحد توربین پس از عبور از جداکننده ها - سوپرهیترها (SHR) دارای چنین ویژگی هایی است. با این حال، استفاده از آن به عنوان یک وسیله گرمایش منجر به تولید کم قابل توجهی از برق می شود، بنابراین امکان سنجی ایجاد چنین طرح های تامین بخار واضح نیست و مطالعات امکان سنجی دقیق ضروری است.

در این راستا، جستجو برای راه حل های جدید که استفاده از منابع انرژی هسته ای از قبل تسلط یافته را برای اهداف تامین گرمای صنعتی ممکن می سازد از اهمیت ویژه ای برخوردار است. یکی از راه های ایجاد سیستم ها استفاده از خنک کننده ای غیر از آب در مدار صنعتی است، به عنوان مثال، گاز بی اثر یا ترکیب آلی. در این صورت لازم است هر دو امکان سنجی انجام شود تا رقابت پذیری آنها در مقایسه با آنها مشخص شود گزینه های جایگزینتامین بخار، و همچنین مطالعات ویژه ای که امکان سنجی فنی ایجاد و عملکرد سیستم های تامین بخار مشخص شده از نیروگاه های هسته ای را تایید می کند.

راه حل دیگری که در حال حاضر از نظر فنی آماده شده است، استفاده از آب شبکه با دمای بالا برای انتقال گرمای NPP با تولید بخار بعدی در ژنراتورهای بخار محلی است. نیروگاه های تبدیل کننده بخار آب می توانند به عنوان یک مولد بخار عمل کنند. استفاده از این طرح پوشش تعداد قابل توجهی از مصرف کنندگان را امکان پذیر می کند، با این حال، حتی در دمای به اندازه کافی بالای مایع خنک کننده شبکه تامین شده از ایستگاه (≈ 170 درجه سانتیگراد)، بخار اشباع شده با فشار بیش از 0.6 مگاپاسکال. را می توان در مدار محلی شرکت به دست آورد، که به طور قابل توجهی امکان استفاده از چنین طرح تامین بخار را محدود می کند. استفاده از این طرح تامین بخار در حال حاضر به دلایلی دشوار است:

❏ غیبت تجهیزات تکنولوژیکی ظرفیت مورد نیاز;

❏ مطالعه ناکافی مسائل رژیم تامین گرما از NPP;

❏ نیاز به انتخاب نسبت مناسب بار بخار و آب در رجیستر و غیره.

آزاد از این کمبودهاو راحت ترین روشی که در حال حاضر اجرا می شود روش تامین بار بخار از نیروگاه های هسته ای بر اساس طرح با گرمایش "آتش".. یک پیش نیاز برای در نظر گرفتن چنین طرح هایی، استفاده گسترده از دیگهای بخار با سوخت فسیلی در سیستم های تامین بخار مصرف کننده صنعتی است. در این حالت نیروگاه هسته ای گرما را به صورت آب گرم آزاد می کند. بخشی از آن وارد سیستم تامین حرارت شهری می شود، بخشی - در دیگهای بخار اصلاح شده که با سوخت های فسیلی کار می کنند. در آنجا تبخیر می شود، در صورت لزوم، بخار حاصل فوق گرم شده و به مصرف کنندگان عرضه می شود. با چنین سازمان دهی دیگ بخار، نیازی به استفاده از سوخت آلی برای گرم کردن آب در سیستم های احیا و اقتصادسازها نیست. به صورت گسترده دیگ های بخار DKVR تامین آب تغذیه در دمای 170 درجه سانتیگراد به واحد دیگ بخار با جایگزینی همزمان اکونومایزر با گرمکن هوا باعث می شود تا 25٪ در مصرف سوخت فسیلی صرفه جویی شود.

روی انجیر 3.2 نمودار شماتیکی از یک کارخانه تصفیه حرارتی برای یک نیروگاه هسته ای با راکتور VVER را نشان می دهد. یک مدار میانی بین راکتور 17 و سوپرهیتر متصل است. سوپرهیتر بخار "تمیز" تولید می کند. این طرح و تجهیزات واحد گرمایش گرمایش NPP را بسیار ساده می کند، زیرا بخار تخلیه شده در توربین می تواند مستقیماً در آبگرمکن های شبکه 5-7 استفاده شود. در ارتباط با قرار دادن NPP در فواصل قابل توجه از شهرها، افزایش قابل توجه دمای طراحی در خط تامین برق اصلی (کلکتور 16) به منظور کاهش جریان تخمینی خنک کننده، قطر و تعداد گرما توجیه اقتصادی دارد. خطوط لوله بنابراین، در برخی موارد، بخار فشار بالاتر (0.6-0.8 مگاپاسکال) برای گرم کردن آب شبکه از محفظه جداسازی استفاده می شود که در آن یک جداکننده بخار 21 و یک سوپرهیتر میانی 36 بر روی جریان بخار اصلی نصب شده است.

برنج. 3.2 نمودار شماتیک کارخانه تصفیه حرارتی نیروگاه حرارتی هسته ای (ATES) با راکتور VVER: 1 – مولد بخار. 2- توربین بخار; 3 – ژنراتور برق 4 - خازن؛ 5 - 7 - بخاری های گرمایشی به ترتیب مراحل پایینی، میانی و بالایی. 8 - بوستر پمپ; 9 - پمپ شبکه; 10 - تصفیه آب شیمیایی; 11 - هواگیر آب آرایشی; 12 - پمپ آرایش; 13 – تنظیم کننده آرایش; 14 – پمپ تصفیه آب شیمیایی; 15، 16 - برگشت و تامین کلکتورهای آب شبکه. 17 - راکتور هسته ای. 18 - جبران کننده حجم؛ 19 - پمپ مدار میانی; 20 - پمپ میعانات گازی; 21 - جدا کننده رطوبت; 22 – بخاری های احیا کننده کم فشار; 23 - هواگیر; 24 - پمپ تغذیه; 25 - بخاری های احیا کننده فشار قوی; 26 - سوپرهیتر; 27 - گیربکس; 28 - هیترهای احیا کننده فشار متوسط.

نمودار شماتیک کارخانه تصفیه حرارتی ایستگاه تامین حرارت هسته ای (AST) در شکل نشان داده شده است. 3.3.

برنج. 3.3. نمودار شماتیک کارخانه تصفیه حرارتی ایستگاه تامین حرارت هسته ای (AST): 1 - راکتور هسته ای. 2 - مدار دوم؛ 3 – آبگرمکن شبکه; 4 - جبران کننده حجم; 5 - پمپ مدار دوم: 6 - پمپ شبکه; 7 - هواگیر آب آرایشی; 8 - شبکه گرمایشی; 9 – سیستم تصفیه مدار ثانویه 10 – آبگرمکن تصفیه شده 11 – کولر آبی دمنده؛ 12 - فیلتر; 13 - پمپ سیستم تصفیه; 14 - پمپ آرایش شبکه گرمایش.

زمانی رئیس فرهنگستان علوم بود اتحاد جماهیر شورویالکساندروف گفت که راکتور RBMK (رآکتور کانال توان بالا) حتی می تواند در میدان سرخ مسکو نصب شود. اما آنها آن را در چرنوبیل قرار دادند. از این نظر، مسکو به سادگی خوش شانس بود، زیرا دانشمندان هسته ای کاملاً صادقانه از ایمنی این نوع راکتور متقاعد شده بودند.

به نظر می رسد که ورونژ کمتر خوش شانس باشد. در سی کیلومتری شهر، اولین نیروگاه اتمی در روسیه ساخته شد که راکتورهای آن عملاً منابع خود را تمام کرده اند و باید ظرف دو سال متوقف شوند.

در سال 1979، پروژه دیگری ظاهر شد - ساخت اولین ایستگاه تامین حرارت هسته ای در ورونژ، هشت کیلومتری مرکز تاریخی شهر. سپس ساکنان ورونژ اعتراض شدید کردند، همه پرسی برگزار کردند و به توقف ساخت و ساز رسیدند. با این حال، پاییز امسال، همزمان با آغاز فصل گرما در ورونژ، نمایندگان مقامات شهری دوباره صحبت از احیای پروژه ساخت نیروگاه گرمایش هسته ای را آغاز کردند.

میخائیل ژربیاتیف خبرنگار ما در ورونژ در مورد تاریخچه ساخت و ساز می گوید.

میخائیل ژربیاتیف:

در سال 1979، با تصمیم شورای وزیران متحد، ساخت دیگ بخار هسته ای در حومه ورونژ آغاز شد. در آن زمان، پروژه AST-500 که توسط موسسه تحقیقات صنعت هسته ای در گورکی توسعه یافته بود، قرار بود در سراسر اتحاد جماهیر شوروی تکرار شود. ده سال بعد، در موج گلاسنوست، جامعه دموکراتیک ورونژ از مقامات محلی خواست که از تکمیل ساخت تاسیسات خودداری کنند، که باعث نگرانی مردم شهر شد و مقامات یک همه‌پرسی را تحریم کردند. در 15 می 1990، همه پرسی در ورونژ درباره سرنوشت استوکر هسته ای برگزار شد. 96 درصد به ساخت و بازسازی نیروگاه های حرارتی و دیگ بخار بدون ساخت نیروگاه هسته ای رأی دادند. اما حتی پس از رفراندوم، تا پایان سال 92، کار ساخت و ساز در ایستگاه ادامه داشت.

بحران انرژی روسیه مدل 2000 منجر به فعال شدن فعالیت Rosenergoatom در جهت Voronezh شد. این کنسرت دوباره خدمات خود را به شهر ارائه کرد. دو میلیارد روبل برای تکمیل دیگ هسته ای. یک میلیارد دیگر - برای توسعه زیرساخت های شبکه گرمایش - شهر و منطقه باید خودشان را بگیرند.

در عین حال، مسائل اساسی نظم اقتصادی و زیست محیطی هنوز روشن نشده است. به عنوان مثال، چه کسی مالک تاسیسات خواهد شد، در چه شرایطی شهر شروع به مصرف گرمای تولید شده توسط ایستگاه خواهد کرد؟ از این گذشته ، اگر NPP یک تأسیسات هسته ای است ، طبق مقررات فعلی ، باید در فاصله سی کیلومتری از شهرک های بزرگ قرار گیرد.

فعال ترین حامیان این پروژه در ورونژ قصد لغو این پروژه را دارند دستور قضایینتایج یک رفراندوم ده ساله به بهانه اینکه مردم به AST رای منفی ندادند، بلکه برای توسعه شبکه دیگ بخار رای دادند.

مارینا کتیس:

برای اینکه حداقل کمی موضع نمایندگان مقامات محلی را روشن کنم، با نایب رئیس شورای شهرداری ورونژ، ویاچسلاو باچورین تماس گرفتم. ویاچسلاو ایوانوویچ موافقت کرد که در حال حاضر کمبود گرما در ورونژ وجود ندارد. این به دلیل رکود اقتصادی و عدم کارکرد بیشتر شرکت های بزرگ شهر است. با این حال، در آینده، زمانی که بهبود اقتصادی منطقه آغاز شود، کمبود گرما وجود خواهد داشت.

آیا از این واقعیت خجالت نمی‌کشید که این اولین نیروگاه هسته‌ای حرارتی جهان است و هیچ مدل آزمایشی وجود نداشت و بلافاصله در مرکز شهر ساخته می‌شود؟

ویاچسلاو باچورین:

این دور از ذهن است: اینکه او اولین نفر در جهان است. در Tomsk-27، یا هر چه که هست، 67، چنین ایستگاه آزمایشی وجود دارد که کار می کند. اما مهمترین چیز در یک نیروگاه هسته ای چیست؟ این یک راکتور است. و این راکتور روی همان زیردریایی هسته ای کورسک است. اما منفجر نشد. در یک موقعیت شدید، او منفجر نشد، درست است؟ اما فقط این یک راکتور است که قدرت آن ده برابر کاهش می یابد. یعنی قابلیت اطمینان آن ده برابر می شود.

مارینا کتیس:

اکثر کارشناسانی که به آنها خطاب کردم رابطه مستقیمی بین کاهش قدرت راکتور و افزایش قابلیت اطمینان آن نمی بینند. اما کاملاً ممکن است که ویاچسلاو ایوانوویچ منابع اطلاعاتی دیگری نیز داشته باشد.

رئیس مرکز سیاست زیست محیطیروسیه، عضو مسئول آکادمی علوم روسیه، الکسی یابلوکوف معتقد است که نیروگاه هسته ای ورونژ هیچ مشابهی ندارد.

الکسی یابلوکوف:

هیچ نیروگاه هسته ای در هیچ کجای دنیا وجود ندارد. نزدیکترین آنالوگ استفاده از راکتورهای صنعتی تولید پلوتونیوم در Tomsk-7 برای گرم کردن مناطق مسکونی است. ایستگاه گرمایش هسته ای، که به طور خاص ساخته شده است، در هیچ کجا و هیچ کجا وجود ندارد. این اولین پروژه است.

مارینا کتیس:

این را پروفسور استانیسلاو کادمنسکی نیز تایید کرده است.

استانیسلاو کادمنسکی: در ابتدا قرار بود حدود چهار نیروگاه هسته ای از این نوع ساخته شود. در یادداشتی در مورد این موضوع، نوشته شده است که استفاده از منطقه مسکو به عنوان محل این ایستگاه ها مفید خواهد بود، زیرا مسکو کمبود گرما دارد، دیگ بخارهای معمولی متصل به گاز یا زغال سنگ نمی توانند با این مشکل کنار بیایند. و حتی در حس سیاسیساخت یکی از اولین ایستگاه ها در حومه شهر مفید بود. اما، البته، این پروژه اجرا نشد و دو ایستگاه اول شروع به ساخت یکی در گورکی، در نیژنی نووگورود و دیگری در ورونژ کردند.

در گورکی، پس از پیروزی نمتسوف در انتخابات، ساخت و ساز متوقف شد و ایستگاه به طور کامل دوباره طراحی شد. در ورونژ، این ایستگاه در حال ساخت بود و با وجود اینکه در ورونژ رفراندوم برگزار شد، با این وجود، ساخت ایستگاه متوقف نشد.

مارینا کتیس:

و یکی از دلایل آن نگرش خصمانه مقامات ورونژ نسبت به محیط بانان است. ویاچسلاو باچورین به سادگی آنها را افراد بی سواد می داند و امیدوار است که در این مورد منطقه ورونژ از فرانسه الگوبرداری کند.

ویاچسلاو باچورین:

در فرانسه، آنها آن را گرفتند - و به طور قانونی این محیط بانان حذف شدند. و آینده را باید با نتیجه نهایی قضاوت کرد. نتیجه نهایی محیط بانان بازگشت به نظم ابتدایی است. آنها نیاز به خواندن بیشتر Vernadsky دارند. همه چیز برای آنها بد است. اگر غذا زیاد بخورید مضر نیست؟ آره؟ و مگر اینکه در نوشیدن زیاده روی کنید - مضر نیست؟ آیا سیگار مضر نیست؟

بهینه سازی چیست؟ حداکثر لذت با حداقل هزینه، درست است؟

مارینا کتیس:

اعتراض به چنین اصل بهینه سازی همه فرآیندها دشوار است، با این حال، آقای باچورین به طرز شگفت انگیزی مرا به یاد یکی از شخصیت های برادران استروگاتسکی می اندازد، یعنی استادی که به عنوان مشاور علمی در موسسه جادوگری و جادوگری کار می کرد.

در مورد هزینه ساخت نیروگاه هسته ای در ورونژ، در حال حاضر این موضوع هنوز به طور نهایی حل نشده است. به گفته ویاچسلاو باچورین، این پروژه به ...

ویاچسلاو باچورین:

احتمالاً با تمام محاسبات - حدود 3 میلیارد.

مارینا کتیس:

آیا این پول از بودجه فدرال است یا بودجه محلی نیز دخیل است؟

ویاچسلاو باچورین:

خوب، ما اینگونه برخورد می کنیم. اگر به قول شما این آزمایشی است که برای کل کشور لازم است و کل کشور باید به آن رسیدگی کند. اگر مشکل ما این است، ورونژ، خوب، ما باید با ورونژ همراه شویم... اما پس ما از این نیروگاه هسته ای باید تمام انرژی را فقط برای ورونژ صرف کنیم. و ما نباید برای این ایستگاه مالیات بدیم... میفهمی؟ تا بعداً از نیروگاه هسته ای درخواست نکنند.

مارینا کتیس:

یعنی - شما می خواهید بگویید که بحث بودجه هنوز در نهایت حل نشده است؟

ویاچسلاو باچورین:

خب تصمیمش را گرفت تصمیم گرفت چطور؟ شما می توانید بودجه: Voronezh، به عنوان مثال، Minatom و بودجه کشور. مثل این. تمام این هزینه ها را به سه قسمت تقسیم کنید.

زیرا، خوب، شما درک می کنید: Voronezh به تنهایی هرگز چنین ساخت و ساز را نمی کشد. چه چیزی برای صحبت کردن وجود دارد؟ باید ده سال دوباره کشیده شود. و باید طی دو سال و نیم تکمیل شود.

مارینا کتیس:

یعنی - 2003.

ویاچسلاو باچورین:

بله، تا انتخابات بعدی گرم باشد. چون نیروگاه هسته ای صد میلیون دلار پس انداز می کند. یک میلیارد متر مکعب گاز. می توانید تصور کنید که چیست؟ یک میلیارد متر مکعب گاز.

مارینا کتیس:

صرفه جویی در گاز طبیعی- البته این خوب است ، اگرچه برای شروع کاملاً ممکن است خود را به تعمیر شبکه های گرمایش شهری محدود کنیم ، که در آن تلفات گرما در حال حاضر بیش از 50 درصد است.

در اینجا آنچه آکادمیک الکسی یابلوکوف در این مورد می گوید.

الکسی یابلوکوف:

نیروگاه هسته ای نوووورونژ قدیمی ترین نیروگاه اتمی روسیه است، خوب، اگر در مورد اوبنینسک که در آنجا آزمایشی بود صحبت نکنید. دو رآکتور هسته ای روی آن وجود دارد که تقریباً 12 سال پیش از کار افتادند. اکنون وزارت انرژی اتمی چنین تصمیمی را در دولت گرفته است - برای افزایش عمر راکتورهای موجود.

چندین کمیسیون، گروه های کارشناسی با آژانس بین المللی انرژی اتمی وجود داشت (این آژانس بین المللی انرژی اتمی است که تفاوت آن در این است که هرگز هیچ نتیجه ای در مورد بسته شدن نیروگاه های هسته ای نداده است). کارشناسان آژانس بین‌المللی انرژی اتمی گفتند: نمی‌توان با هر تغییری امنیت آنها را به سطح امنیت قابل قبول غرب رساند.

مارینا کتیس:

کل این ایده با یک نیروگاه حرارتی هسته ای، آیا ناشی از کمبود انرژی در این منطقه است؟ در واقع چرا آنها ناگهان شروع به صحبت در مورد نیاز به ساخت نیروگاه گرمایش هسته ای کردند؟ چه، ورونژ را نمی توان به روش های دیگر گرم کرد؟

الکسی یابلوکوف:

تجزیه و تحلیل شبکه های گرمایش وضعیت وحشتناک سیستم های گرمایشی را نشان داد. همین دیروز با همکارانم از ورونژ صحبت کردم. در شبکه های گرمایشی تا نیمی از گرمایی که به این شبکه های گرمایشی ارسال می شود از بین می رود.

یک تصمیم اقتصادی عادی تعمیر سیستم های گرمایشی است. با این کار نیمی از گرمایی که اکنون هدر می رود صرفه جویی می کند. و نیازی به ایستگاه گرمایشی نیست. احتمالاً ده برابر کمتر از ساخت یک نیروگاه هسته ای هزینه خواهد داشت.

مارینا کتیس:

به هر حال، در ارزیابی هزینه ساخت و ساز، آکادمیک الکسی یابلوکوف تفاوت قابل توجهی با ویاچسلاو باچورین، معاون شورای شهرداری ورونژ دارد.

الکسی یابلوکوف ادامه می دهد.

الکسی یابلوکوف:

حتی گرانتر از یک نیروگاه هسته ای معمولی خواهد بود. پس معلوم می‌شود که ساخت یک نیروگاه هسته‌ای متعارف دقیقاً دو یا سه میلیارد دلار است. دلار نه روبل!

مارینا کتیس:

اینها هزینه های هنگفتی است. می تواند رهبری منطقه ورونژبرای شرکت در چنین پروژه گرانی؟

الکسی یابلوکوف:

البته که نه. می دانیم که آداموف چندین بار به ورونژ آمد. می دانیم که شعبانوف، فرماندار منطقه ورونژ، "هسته ای ترین" فرماندار کل روسیه است. آنها می خواهند ما را متقاعد کنند که برای شروع ساخت و ساز پول وجود دارد. و هنگامی که ساخت و ساز شروع شود، آنها استدلال می کنند: خوب، ساخت و ساز شروع شده است. برای ادامه این ساخت و ساز مقداری پول بیشتر به ما بدهید. این یک رویکرد معمولی از نوع شوروی است.

مارینا کتیس:

آنها مایلند ساخت نیروگاه حرارتی هسته ای را تکمیل و تا سال 2003 به بهره برداری برسانند. اصلا واقعیه؟

الکسی یابلوکوف:

این کاملا غیر واقعی است، 2003. در این زمینه فقط یک ... در سال 2003 عمر این راکتورهای هسته ای بسیار قدیمی که دارند به پایان می رسد. اینجا 2002-2003 است. این چیزی است که من می دانم.

مارینا کتیس:

اما نباید فراموش کرد که هزینه واقعی این پروژه باید شامل دفع زباله باشد. به گفته کارشناسان، ارزان بودن ظاهری انرژی هسته ای در روسیه دقیقاً با این واقعیت توضیح داده می شود که Minatom هزینه دفع سوخت هسته ای مصرف شده را در محاسبات خود در نظر نمی گیرد. با این حال، مقامات شهرداری Voronezh از این خجالت نمی کشند.

در اینجا چیزی است که ویاچسلاو باچورین، نایب رئیس شورای شهرداری در این باره می گوید.

ویاچسلاو باچورین:

نه تنها ورونژ، بلکه تمام دنیا روی این مشکلات کار می کنند. و همه زیردریایی ها... و چند تا از آنها داریم؟ 150. بالاخره آنها در حال دفع هستند و حتی بیشتر از آن اکنون در حال کاهش هستند ناوگان زیردریایی. دفع می شوند.

خوب، یک قایق دیگر بیشتر خواهد شد. پس چی؟ این مشکل است؟ این فقط به طور مصنوعی مشکل را متورم می کند و روی آن تمرکز می کند.

مارینا کتیس:

استانیسلاو کادمنسکی، استاد دانشگاه ورونژ، فیزیکدان هسته ای با این موضوع مخالف است.

استانیسلاو کادمنسکی:

این ایستگاه جایگزین سوخت معمولی (گاز، نفت کوره) با سوخت هسته ای می شود. وقتی شروع به گران شدن کرد، سوخت اتمی بسیار ارزان بود و به نظر مقرون به صرفه بود. اکنون سوخت هسته ای به اندازه کافی است قیمت بالا. سودآوری اقتصادی چنین دیگ‌خانه‌هایی زیر سوال بسیار قوی است.

تمام دنیا در حال گرم شدن است قدرت هسته ای. تمام دنیا با سوخت معمولی گرم می شود. در آمریکا، طبق پروژه‌های دانمارکی، ایستگاه‌های حرارتی با سوخت زغال سنگ ساخته شده‌اند که کاملاً سازگار با محیط زیست هستند، به این معنا که سوخت برای احتراق آماده می‌شود، فیلترها... تمام دنیای غرب گرم می‌شود - با سوخت معمولی.

مارینا کتیس:

مقامات محلی از نتایج همه پرسی ده سال پیش خجالت نمی کشند.

پروفسور کادمنسکی ادامه می دهد.

استانیسلاو کادمنسکی:

بیش از 90 درصد از شرکت کنندگان در همه پرسی به نیروگاه هسته ای رای منفی دادند. مدتی ساخت آن متوقف شد، البته نه به طور کامل. این اولین رفراندوم بود، شاید با این ماهیت در روسیه، اما کاملاً در چارچوب قانون بود.

حالا به ما توضیح می دهند که وقتی رفراندوم برگزار شد، قانون رفراندوم نبود...

مارینا کتیس:

آیا سازمان های دولتی شما سعی کرده اند با درخواست توقف ساخت و ساز به دیوان عالی کشور مراجعه کنند؟

استانیسلاو کادمنسکی:

خیر واقعیت این است که در کشور ما، البته، همه آنها بسیار ناکارآمد است. چنین جذابیت هایی برای به تصویر کشیدن یک ژست یا موقعیت خاص یا جلب توجه خوب هستند. به طور جدی، این کار نمی کند.

مارینا کتیس:

اگرچه همانطور که آکادمیک یابلوکوف متقاعد شده است، فقط یک همه پرسی دیگر می تواند نتایج همه پرسی گذشته را لغو کند.

الکسی یابلوکوف:

اخیرا پوتین در مورد ساخت نیروگاه اتمی روستوف گفت: خوب، البته اگر رضایت کامل مردم نباشد، نمی توانید نیروگاه بسازید. یه همچین چیزی گفت

نتایج رفراندوم فقط با رفراندوم لغو می شود و نه چیز دیگر. البته در سال 90 قانون رفراندوم وجود نداشت. قانون رفراندوم در سال 95 مطرح شد، اما باز هم از زمانی که همه پرسی برگزار شد، دلیل محکمی داریم که بگوییم: مردم مخالف هستند، مردم نمی گذارند این ایستگاه ساخته شود.

مارینا کتیس:

علاوه بر این، وقفه های مکرر در ساخت ایستگاه منجر به خطاهای اجتناب ناپذیر در این مورد در فناوری ساخت و ساز شده و تجهیزات ارتباطی در دهه گذشته منسوخ شده است. علاوه بر این، در طول ساخت و ساز، تغییرات قابل توجهی در پروژه ایجاد شد، که از دیدگاه پروفسور استانیسلاو کادمنسکی، به سادگی در ساخت تاسیسات هسته ای غیرقابل قبول است.

استانیسلاو کادمنسکی:

از نقطه نظر توسعه معقول انرژی هسته ای، باید دنباله زیر وجود داشته باشد: اول، چنین نوع نیروگاهی در فلان شهر ساخته می شود، مثلاً یک شهر هسته ای مانند نوو ورونژ ما، جایی که این گزینه در حال ساخت است. آزمایش شده، تجربه به دست می آید و سپس این گیاه در داخل شهرک های بزرگ شروع به تکثیر می کند.

واقعیت این است که به دلایل عینی، یک ایستگاه تامین حرارت هسته ای باید به اندازه کافی به تاسیسات نزدیک باشد که گرما را تامین کند، در غیر این صورت تلفات حرارتی زیادی در طول مسیرها و غیره وجود خواهد داشت. اینجا نیروگاه اتمی ما باید حدود هشت کیلومتر با مرکز شهر فاصله داشته باشد.

اما از سوی دیگر، این ایستگاه ها هیچ گونه مشابهی در ساختار خود نداشتند. آنها می گویند که مشابه این ایستگاه ها راکتورهای زیردریایی های هسته ای بودند. آنها راکتور VK-50 را به عنوان آنالوگ به ما دادند که در دیمیتروگراد کار می کرد یا در حال کار است، اما حالت کار VK-50 در حال جوشیدن است، اما راکتوری که در ورونژ ساخته می شود در حال جوشیدن نیست. اختلاف فشار وجود دارد و بنابراین در شرایط حرارتی و غیره تفاوت وجود دارد. این ایستگاه به عنوان یک ایستگاه آزمایشی، اولین ایستگاه در جهان بدون آزمایش در نسخه کامل ساخته شد ...

ما به جزئیات زیادی در رابطه با نقض استانداردهای زیست محیطی و مقررات فناوری پی بردیم. و مهمترین چیز این است که در طول مراحل ساخت، تغییری در پروژه آغاز شد که البته تأثیر شگفت انگیزی بر ما گذاشت. اینجا یک کارخانه کنسرو سازی نیست که بتوانید یک مخزن را با مخزن دیگری جایگزین کنید. و تغییر رژیم در طول فرآیند ساخت و ساز فقط یک وضعیت غم انگیز است، به نظر من، برای ساخت اولین شیء جهان از این کلاس.

مارینا کتیس:

علاوه بر این، ساخت نیروگاه هسته ای در یک منطقه مسکونی از شهر و حتی کمتر از یک کیلومتر از مخزن، نقض مستقیم قوانین روسیه است.

سخنی به آکادمیسین الکسی یابلوکوف.

الکسی یابلوکوف:

ایستگاه تامین حرارت در هشت کیلومتری مرکز ورونژ واقع شده است. خب مضحک است که می گویند می توان در هشت کیلومتری مرکز شهری با جمعیت یک میلیون نفر راکتور هسته ای ساخت. این توسط تمام مقررات موجود ممنوع است. ممنوع.

ما قانون انرژی اتمی داریم، قانون ایمنی تشعشعات. قانون حفاظت از محیط زیست وجود دارد محیط طبیعی، جایی که نوشته ... هنجارها و قوانینی در مورد نحوه ساخت نیروگاه های هسته ای وجود دارد. در کناره های مخزن Tsymlyansk (یک آب فدرال) قرار دارد. ساخت نیروگاه های هسته ای در سواحل مخازن فدرال غیرممکن است.

مارینا کتیس:

با این حال، نیروگاه های هسته ای هنوز تا حدودی با نیروگاه های هسته ای معمولی متفاوت هستند.

پروفسور استانیسلاو کادمنسکی در مورد تفاوت های اساسی بین این اشیاء صحبت می کند.

استانیسلاو کادمنسکی:

اولین تفاوت این است که این ایستگاه ها در داخل شهرهای بزرگ قرار دارند. تفاوت دوم این است که راکتورهای آب ایستگاه پایه که ایستگاه نوووورونژ است، این راکتورها به طور کاملاً مداوم و فشرده در این شهرها آزمایش شدند. و سپس به تدریج در شهرهای دیگر و در اشیاء دیگر تکرار شد.

ما چنین چیزی را در یک ایستگاه تامین حرارت، یک نیروگاه هسته ای ندیده ایم. او بلافاصله شروع به ساخت و ساز در شهر ورونژ کرد.

به طور کلی، از نظر طراحی ایمن تر از یک ایستگاه برق است. قدرت کمتری دارد، مدارهای بیشتری دارد، خوب و غیره. خوب، و البته، در خود فرآیندهایی که در راکتورهای هسته‌ای و در همه سیستم‌های حرارتی اتفاق می‌افتد، و نه فقط در سیستم‌های حرارتی راکتورها، تفاوت‌هایی وجود دارد. آنها متفاوتند. ایمنی با این واقعیت که یک سیستم سه مداره است افزایش می یابد. (در نیروگاه های هسته ای - یک سیستم دو مداره.)

با این حال، اولین ایستگاه عملیاتی جهان را نمی توان در این شهر ساخت. در طول فرآیند ساخت و ساز، پروژه به شدت اصلاح و تغییر کرد، که، به طور کلی، به هیچ دروازه ای صعود نمی کند.

این یک آیتم خطرناک است.

مارینا کتیس:

اما پس از همه، در فدراسیون روسیه Gosatomnadzor وجود دارد که وظایف آن شامل نظارت بر رعایت تمام قوانینی است که ایمنی عملکرد تاسیسات هسته ای را تضمین می کند.

چرا این ارگان به ساخت و ساز در ورونژ توجه نمی کند؟ من در این مورد با آکادمیک یابلوکوف، رئیس مرکز سیاست زیست محیطی روسیه صحبت می کنم.

اکنون، در اصل، Gosatomnadzor بر تمام فرآیندهای مربوط به ساخت وزارت انرژی اتمی نظارت دارد. چرا در مورد ساخت نیروگاه هسته ای در شهر ورونژ اظهار نظر نمی کند؟

الکسی یابلوکوف:

گوساتومنادزور اکنون در موقعیت بسیار دشواری قرار دارد. حمله گسترده ای به او صورت می گیرد. نابودی کمیته بوم شناسی دولتی و سازمان جنگل ها تنها آغاز کار است. اکنون گوساتومنادزور، طبق پیش نویس قانون، که قبلاً بحث دولت را پشت سر گذاشته و در دوما قرار دارد، در تلاش است تا مجوز و کنترل را از بین ببرد. اکنون صدور مجوز تاسیسات هسته ای در انحصار Gosatomnadzor است. کنترل بر تاسیسات هسته ای - بیش از حد. خوب، البته، او برای این ایجاد شده است.

اصلاحیه قانون انرژی اتمی که اکنون در دومای دولتی است، این وظایف را به Minatom منتقل می کند. همانطور که در سال 1995 انجام شد، وظایف کنترلی گوساتومنادزور بر راکتورهای نظامی به وزارت دفاع منتقل شد.

آنها می خواهند آن را، این گوساتومنادزور، خونریزی کنند و سپس آن را به بخش Minatom تبدیل کنند.

مارینا کتیس:

شما می خواهید بگویید که وضعیت تکرار می شود که وزارت منابع طبیعیوظایف کنترل بر فعالیت های خود را به عهده دارند؟ آیا در مورد وزارت انرژی اتمی که فعالیت های آن را کنترل می کند، همین طور خواهد بود؟

الکسی یابلوکوف:

خوب، البته، این همان طرح است.

مارینا کتیس:

آیا رهبری روسیه واقعاً درک نمی کند که بسته شدن Gosatomnadzor، آژانس مستقلی که تمام تاسیسات هسته ای کشور را کنترل می کند، به واکنش نسبتاً منفی در غرب منجر خواهد شد؟

الکسی یابلوکوف:

البته غرب ساکت نخواهد ماند. من حتی فکر می کنم که آژانس با آن مخالفت خواهد کرد.

به هر حال، وقتی بحث این موضوع تازه شروع شد، آیا می دانید چه کسی قویاً از حفظ گوساتومنادزور حمایت می کند؟ وزارت امور خارجه ما

مارینا کتیس:

در پایان چند خط از کتاب «افسانه ایمنی نیروگاه های هسته ای» الکسی یابلوکوف را نقل می کنم.

این معاونت می گوید: به طور متوسط ​​در کره زمین سالانه از هر یک میلیون نفر یک نفر در معرض خطر مرگ بر اثر صاعقه قرار می گیرد که این خطر بین 10 تا 6- بوده و برای حوادث انسان ساز قابل قبول است. مدیر کلآژانس بین المللی انرژی اتمی آقای موروگوف، اگر 1000 راکتور فعال در جهان وجود داشته باشد، هر ده سال یک بار در نیروگاه های هسته ای، با احتمال نسبتاً بالا، حوادث شدیدی رخ می دهد. در حال حاضر 440 رآکتور هسته ای در جهان فعال هستند.

با راکتورهای کانالی اورانیوم-گرافیت کم قدرتتولید انرژی الکتریکی و حرارتی آنها متعلق به نسل اول بلندگوها هستند.

در اولین نیروگاه حرارتی هسته‌ای صنعتی روسیه (ATES)، یک راکتور آب-گرافیت با آب جوش در کانال‌های سوخت و گردش طبیعی مایع خنک‌کننده نصب شد. مدار گردش طبیعی شامل شش حلقه بسته شده روی یک درام جداکننده است. از درام های جداکننده، بخار وارد یک توربین 12 مگاواتی و سپس به نیروگاه های دیگ بخار می شود. با رشد بار حرارتی متصل، سرمایه‌گذاری‌های سرمایه خاص و کاهش نسبی هزینه‌های CHPP کاهش می‌یابد. با بار حرارتی بیش از 1200 مگاوات، CHPP کارآمدتر از CHP سوخت فسیلی می شود. از این رو در حال حاضر پروژه هایی برای NPP با نصب راکتورهای VVER-1000 و توربین هایی از نوع تولید همزمان چگالشی توسعه داده شده است.

نیروگاه های هسته ای

یک جهت مهم در استفاده از نیروگاه های هسته ای تامین گرما است. ورود انرژی هسته ای به تولید گرمای کم درجه برای گرمایش و تامین آب گرم به دلیل تمایل به کاهش سهم مصرف سوخت فسیلی و در نتیجه کمک به راه حل است. مشکل زیست محیطیمرتبط با آلودگی هوا و گرمایش آب است.

محل اقامت نیروگاه هسته ای (ACT)نزدیک به سکونتگاه های بزرگ از الزامات برای دستیابی به قابل قبول پیروی می کند نشانگرهای اقتصادیبه واسطه هزینه بالاخطوط لوله اصلی حصول اطمینان از شاخص های ایمنی ACT بالا، بازنگری مدار سنتی، رژیم و راه حل های طرح مدار راکتور را ضروری می کند. هنگام انتخاب نوع راکتور، یکی از بحث های مهم، عملکرد موفقیت آمیز طولانی مدت راکتور آب جوش خانگی VK-50 با گردش مایع خنک کننده طبیعی بود.

در روسیه دو فروند AST-500 بزرگ در گورکی و ورونژ ساخته شد. اما به دلیل اعتراض عمومی پس از فاجعه چرنوبیل، هرگز به بهره برداری نرسیدند. به منظور اطمینان از قابلیت اطمینان بالا و ایمنی عملیات نیروگاه راکتور، راه حل های فنی اصلی زیر در AST-500 گنجانده شده است:

• گردش مایع خنک کننده طبیعی در مدار اولیه، بدون MCP.
• طرح سه مداری نیروگاه راکتور [فشار در مدار اولیه 1.6 مگاپاسکال است (به ترتیب بزرگی کمتر از VVER)، در مدار دوم - 1.2 مگاپاسکال، در سوم - 1.6 مگاپاسکال: فشار در مدار میانی است. کمتر از سوم، که نشت از مدار ثانویه به آب شبکه ارسال شده به مصرف کننده را حذف می کند]؛
• طرح یکپارچه تجهیزات مدار اولیه امکان به حداقل رساندن انشعاب مدار و جلوگیری از استفاده از خطوط لوله با قطر زیاد را فراهم می کند.
• چگالی توان ویژه پایین هسته به افزایش قابلیت اطمینان خنک کننده هسته و کاهش سطح پیامدهای تصادفی کمک می کند.
• اطمینان از حفظ هسته زیر آب در صورت کاهش فشار مخزن اصلی راکتور و محلی سازی محصولات رادیواکتیو به دلیل استفاده از یک مخزن راکتور دوگانه. درجه بالایی از محافظت از راکتور در برابر حوادث با استفاده از یک طرح سه حلقه ای سیستم حذف گرما تضمین می شود که حذف انرژی باقیمانده را حتی در صورت خرابی دو حلقه از سه حلقه و تعدادی از راه حل های مدار و چیدمان دیگر

مشخصات اصلی ACT-500 در مقایسه با پروژه سوئدی-فنلاندی ACT Secure و ACT Thermos فرانسوی در جدول زیر نشان داده شده است. مدارهای اولیه و میانی AST-500 همچنین شامل سیستم هایی برای تمیز کردن و پر کردن مایع خنک کننده، سیستم های جبران گاز و یک بای پس حذف حرارت اضطراری است. در فشار کاری خنک کننده اولیه 1.6 مگاپاسکال، جبران کامل نشت مایع خنک کننده از طریق شکستگی خط لوله با قطر 100 میلی متر تضمین می شود، در حالی که پارامترهای دینامیکی کارخانه راکتور به میزان ناچیزی انحراف دارند. تاسیسات اسپرینکلر به راحتی با تراکم بخار تشکیل شده از خنک کننده جاری مقابله می کند و از افزایش فشار در اتاق های ACT جلوگیری می کند.

راه‌حل‌های طراحی و مدار اتخاذ شده، اطمینان از سطح ایمنی راکتور را امکان‌پذیر ساخت و امکان قرار دادن ACT را در مجاورت شهرهای بزرگ فراهم کرد.

بنابراین، از منظر تئوری قابلیت اطمینان و نظریه سیستم‌ها، NPPهای در نظر گرفته شده دارای ویژگی‌های زیر هستند:

1. منحصر به فرد بودن، عناصر کوچک و بزرگ. با اينكه انواع مختلفعناصر نیروگاه های هسته ای ویژگی های خاص خود را دارند، اما الگوهای کلی کاملاً به وضوح قابل مشاهده است. از نقطه نظر تجزیه و تحلیل قابلیت اطمینان آنها، توصیه می شود که کل انواع عناصر نیروگاه هسته ای (با وجود تمام متعارف بودن هر طبقه بندی) به سه طبقه تقسیم شود: عناصر منحصر به فرد، عناصر در مقیاس کوچک و عناصر تولید انبوه. کلاس باید شامل تجهیزاتی مانند مخزن تحت فشار راکتور، هسته به طور کلی، سیستم های کنترل، سیستم های ایمنی برای نیروگاه های هسته ای باشد. RCP را می توان به عنوان تجهیزات در مقیاس کوچک برای نیروگاه های هسته ای در نظر گرفت. مبدل های حرارتی، ژنراتورهای بخار، جداکننده ها، خطوط لوله با قطر بزرگ. عناصر نیروگاه های هسته ای تولید انبوه شامل میله های سوخت و مجموعه های سوخت، کانال های سوخت، تجهیزات خاموش و کنترل، لوله های مولد بخار، واحدها و بلوک های سیستم کنترل است.

2. قابلیت بازیافت و نگهداری پیشگیرانه برنامه ریزی شده نیروگاه های هسته ای. اول، تعدادی از عناصر با عناصر جدید در هنگام بروز خرابی جایگزین می شوند، به عنوان مثال. غیر قابل بازیابی هستند اقلام قابل بازیافت شامل تجهیزات منحصر به فرد و در مقیاس کوچک است، در حالی که اقلام غیرقابل بازیابی شامل اقلام تولید انبوه است. ثانیا، تجهیزات نیروگاه هسته ای، به عنوان یک قاعده، تعمیر و نگهداری پیشگیرانه را برنامه ریزی کرده اند.

3. NPP یک سیستم پیچیده است. تجزیه و تحلیل طرح‌های طراحی نیروگاه‌های هسته‌ای مدرن نشان می‌دهد که نیروگاه‌های هسته‌ای، به عنوان یک موضوع تحقیقات قابلیت اطمینان، ساختارهای سری موازی پیچیده‌ای هستند. از دیدگاه تئوری سیستم ها، تعیین اینکه آیا یک نیروگاه هسته ای یک سیستم «ساده» یا «پیچیده» است، ضروری است. پاسخ به این سوال به طور اساسی روش شناسی مطالعه قابلیت اطمینان نیروگاه های هسته ای را تغییر می دهد.

در تئوری قابلیت اطمینان، یک سیستم به عنوان مجموعه ای از عناصر (یا زیرسیستم ها) درک می شود که از نظر ساختاری یا عملکردی مطابق با یک الگوریتم تعامل معین در هنگام انجام یک کار خاص در فرآیند استفاده برای هدف مورد نظر خود متحد شده اند. در تئوری سیستم‌ها، سیستمی پیچیده است که از تعداد زیادی عناصر به هم پیوسته و متقابل (زیر سیستم‌ها) تشکیل شده باشد و توانایی انجام آن را داشته باشد. تابع پیچیده. تقسیم سیستم ها به ساده و پیچیده به دلیل ظهور سیستم هایی به وجود آمد که در ترکیب خود مجموعه ای از زیر سیستم ها با وجود افزونگی عملکردی دارند.

یک سیستم ساده فقط می تواند در دو حالت باشد: وضعیت سلامت (سالم) و حالت شکست. هنگامی که یک عنصر از کار می افتد، یک سیستم ساده یا به طور کامل عملکرد خود را متوقف می کند، یا اجرای خود را به طور کامل ادامه می دهد، اگر عنصر شکست خورده اضافی باشد. سیستم پیچیده در صورت خرابی عناصر فردیو حتی کل زیرسیستم ها همیشه کارایی خود را از دست نمی دهند، اغلب فقط کارایی آن کاهش می یابد. این ویژگی سیستم های پیچیده به دلیل افزونگی عملکردی آنهاست و به نوبه خود، فرمول بندی مفهوم "شکست" سیستم را دشوار می کند. مصلحت است که شکست یک سیستم پیچیده را به عنوان یک رویداد ناشی از خروجی ویژگی های کارایی بیش از حد مجاز تعیین شده تعریف کنیم. مقدار این حد معمولاً با شکست جزئی یا کامل سیستم در انجام وظایف خود همراه است.

4. افزونگی عملکردی نیروگاه هسته ای با اقدامات طراحی مختلف فراهم می شود. راکتورهای مخزن تحت فشار VVER، VR و VTGR دارای مدار حلقه هستند. خرابی عناصر یک حلقه ممکن است منجر به تعطیلی نیروگاه هسته ای نشود. خاموش کردن حلقه های منفرد تنها منجر به کاهش قدرت نیروگاه راکتور می شود، یعنی. در این صورت نیروگاه هسته ای می تواند کار کند اما با راندمان کمتر. کشتی‌های راکتور NPP با حاشیه‌های ایمنی بزرگ ساخته می‌شوند، یعنی. آنها همچنین از نظر عملکردی اضافی هستند. در صورت خرابی فردی میله های سوخت، اگر تغییر در وضعیت تشعشع در نیروگاه هسته ای منجر به نقض الزامات و استانداردهای مربوطه نشود، هسته راکتورهای VVER و BR می تواند فعال بماند.

در مقایسه با راکتورهای RBMK نوع کشتی، آنها افزونگی عملکردی بیشتری دارند. وجود چند صد و حتی هزاران کانال سوخت جداگانه (حدود 1650 عدد از آنها در RBMK-1000 وجود دارد) با کنترل تعدادی پارامتر در هر یک از آنها، امکان سوخت گیری جداگانه مجموعه های سوخت بدون خاموش کردن راکتور. نشان دهنده درجه بالایی از افزونگی عملکردی و ساختاری واحدهای نیروگاه NPP با راکتورهای نوع کانالی است.

علاوه بر افزونگی ساختاری و عملکردی، انواع دیگری از افزونگی در عناصر تجهیزات NPP استفاده می شود: زمانی، اطلاعاتی، الگوریتمی، نرم افزاری.

5. دامنه وسیع عناصر ساختاریو انواع خرابی تجهیزات NPP. تعداد زیادی از سیستم های مکانیکی، هیدرولیک، الکتریکی، الکترونیکی و سایر سیستم های نیروگاه های هسته ای و در نتیجه انواع خرابی ها (طبع ماهیت، زیان های اقتصادی، تأثیر بر پرسنل و محیط زیست) تحت تأثیر مجموعه ای از عملیات. بارها (قدرت، حرارتی، تشعشع، الکترومغناطیسی، و غیره) .d.) به طور قابل توجهی فرآیندهای تشخیص و تجزیه و تحلیل قابلیت اطمینان تجهیزات واحد قدرت NPP را پیچیده می کند.

6. تعداد زیادی از نقاط کنترل و اشیاء کنترل نیروگاه های هسته ای. این امر منجر به استفاده از اتوماتیک پیچیده و سیستم های خودکارکنترل و مدیریت (ACS و ACS)، که به نوبه خود منجر به بروز مشکل اطمینان از قابلیت اطمینان خود ACS و ACS شد.

7. حضور یک نفر در حلقه کنترل EA EB. تلاش برای جبران ناکافی بودن قابلیت اطمینان تجهیزات نیروگاه هسته ای با افزایش عمق نظارت بر عملکرد سیستم های تکنولوژیکی و تشخیص شرایط پیش از اضطرار منجر به نیاز به پردازش حجم عظیمی از اطلاعات شد. بنابراین، در واحدهای انرژی هسته ای مدرن با توان الکتریکی 1000 مگاوات، تا 20000 یا بیشتر سیگنال آنالوگ و گسسته تنها در سیستم کنترل فرآیند پردازش می شود. قابلیت های اپراتور انسانی (به عنوان حلقه اصلی در حلقه کنترل NPP ES) در تضاد آشکار با حجم اطلاعات حتی با دقت انتخاب شده لازم برای مدیریت ES است. هنگامی که موقعیت های غیرعادی در EB ظاهر می شود، با در نظر گرفتن سطح فعلی، دنباله و دلایل عملکرد اتوماسیون را سریع تشخیص دهید. وسایل فنیو خصوصیات روانی فیزیولوژیکی یک فرد، بدون استفاده سیستم های خاصتقریبا غیرممکن.

90 مارک لیفتراک با تحویل در سراسر روسیه برای کار در انبارها، از جمله شرکت های صنعتی.

بررسی اجمالی بر اساس مواد رسانه ای

پیش نیازها

مطالعه امکان استفاده از منابع انرژی هسته ای برای تامین حرارت از اواخر دهه 1970 آغاز شد. در سال 1976، شعبه گورکی موسسه Teploelektroproekt - GoTEP (در حال حاضر OAO Nizhny Novgorod Engineering Company) و موسسه VNIPIenergoprom "تد تلفیقی استفاده از انرژی اتمی برای تامین گرما تا سال 1990" را توسعه دادند که در آن امکان سنجی اقتصادی وجود داشت. معرفی منابع انرژی هسته ای به بخش تامین گرما با اطمینان از صرفه جویی قابل توجه در گاز کمیاب و نفت کوره اثبات شد. بهبود وضعیت زیست محیطی در شهرها؛ حل مشکلات حمل و نقل سوخت هیدروکربنی.

در عین حال، نشان داده شد که برای سیستم‌های کم انرژی با مصرف گرمای بالا (بیش از 2000 Gcal/h)، راه‌حل بهینه استفاده از نیروگاه‌های ترکیبی هسته‌ای (NPP) با VVER-1000 است. سیستم های توان متوسط ​​با پوشش بار حرارتی در سطح 1000-2000 Gcal/h که نیازی به برق اضافی ندارند - نیروگاه های تامین حرارت هسته ای (NPP) با ظرفیت تقریبی 500 مگاوات. بر اساس "تد تلفیقی ..."، ساخت AST در 30-35 مجتمع صنعتی و مسکونی کشور، 27 مورد از آنها - در بخش اروپایی به مصلحت بود.

پس از بحث در مورد این موضوع در کمیته مرکزی CPSU و دولت اتحاد جماهیر شوروی، به Minsredmash (این نام صنعت هسته ای بود) و وزارت نیرو وظیفه ایجاد یک ایستگاه تامین حرارت هسته ای با ایمنی تضمین شده را به عهده گرفتند. نزدیک شهرهای بزرگ واقع شود. OKBM (در حال حاضر JSC OKBM Afrikantov) به عنوان طراح اصلی نیروگاه راکتور (RU)، توسعه دهنده امکان سنجی ایستگاه های اصلی در شهر گورکی (شهر فعلی نیژنی نووگورود) و در شهر ورونژ منصوب شد - GoTEP فوق الذکر راهنمایی علمی توسط RRC "موسسه کورچاتوف" ارائه شده است. توسعه AST، به دستور دولت، شخصاً توسط رئیس آکادمی علوم اتحاد جماهیر شوروی A.P. الکساندروف

انتخاب مکان‌ها برای ساخت نیروگاه‌های اصلی در شهرهای گورکی و ورونژ نه تنها به دلیل وجود مشکلات تامین گرما در این شهرها، بلکه به دلایل دیگر نیز بود:

■ توسعه‌دهنده نیروگاه راکتور (OKBM) و مؤسسه پلی‌تکنیک، که در آن متخصصان صنعت هسته‌ای در دانشکده فیزیک و فناوری آموزش دیده‌اند، در گورکی قرار داشتند.

■ در نزدیکی Voronezh ، NPP Novovoronezh قبلاً کار می کرد ، جایی که تمام واحدهای اصلی VVER در آن ساخته شده بودند ، یک مرکز آموزش پرسنل برای NPP ها وجود داشت و یک بخش ساخت و نصب قدرتمند وجود داشت.

■ هر دو شهر در سواحل رودخانه های بزرگ قابل کشتیرانی قرار داشتند که حمل تجهیزات نیروگاه راکتور بزرگ را که از طریق راه آهن قابل حمل نبودند امکان پذیر می کرد.

با توجه به نتایج توسعه در سال 1978. پروژه فنی RU AST-500 و مطالعه امکان سنجی در مارس 1979 قطعنامه شورای وزیران اتحاد جماهیر شوروی را در مورد ساخت دو ایستگاه اصلی تامین حرارت در گورکی و ورونژ صادر کرد. در همان زمان، GI VNIPIET (Minsredmash) به عنوان طراح عمومی Gorky AST و GoTEP (Minenergo) به عنوان طراح عمومی Voronezh AST منصوب شدند.

ساخت سر AST در شهرهای گورکی و ورونژ در سال های 1982 و 1983 آغاز شد. به ترتیب.

دولت اتحاد جماهیر شوروی درخواست های مقامات منطقه ای تعدادی از مناطق و شهرهای بزرگ را در مورد ساخت نیروگاه گرمایش هسته ای (از جمله آرخانگلسک، ایوانف، بریانسک، یاروسلاول، خاباروفسک) در نظر گرفت و تصمیمات مثبتی اتخاذ شد. مطالعات امکان سنجی و توجیهات لازم برای این مناطق GoTEP انجام شد و کار مقدماتی ساخت و ساز در منطقه Arkhangelsk آغاز شد.

نیروگاه راکتور AST-500

نیروگاه راکتور AST-500 یک نیروگاه راکتوری مبتنی بر راکتور یکپارچه خنک‌شده با آب تحت فشار با گردش طبیعی خنک‌کننده اولیه، محفظه ایمنی و سیستم‌های ایمنی غیرفعال است. طراح اصلیکارخانه راکتور - OKBM، ناظر علمی پروژه - RRC "موسسه کورچاتوف".

مشخصات فنی اصلی کارخانه راکتور AST-500: قدرت حرارتیراکتور - 500 مگاوات، منبع انرژی حرارتی - 430 Gcal/h. نوع سوخت مورد استفاده دی اکسید اورانیوم UO 2 است.

راکتور AST طبق یک مدار مجتمع ساخته شده است. هسته، مبدل های حرارتی مدارهای 1 و 2 و جبران کننده فشار در مخزن فشار راکتور قرار دارند. این تصمیم امکان حذف خطوط لوله با قطر زیاد را فراهم کرد که از نظر پارگی خطرناک هستند.

آب در راکتور که خنک کننده مدار اولیه است به گردش در می آید. استفاده از گردش طبیعی مایع خنک‌کننده در مخزن راکتور، رژیم‌های دینامیکی را که برای هسته پیچیده و خطرناک هستند، که برای همه راکتورهای با گردش اجباریخنک کننده

هسته راکتور هر 2 سال یک بار شارژ می شود.

فشردگی راکتور یکپارچه استفاده از محفظه ایمنی هرمتیک ثانویه را ممکن کرد، که برای فشاری که در هنگام کاهش فشار مخزن راکتور ایجاد می شود، طراحی شده است.

انتقال انرژی حرارتی به شبکه از طریق یک مدار میانی (دوم) و یک مدار شبکه (سوم) انجام می شود (شکل 1).

فشار در مدار شبکه همیشه بیشتر از مدار دوم است که باعث می شود در صورت نشتی در مبدل های حرارتی شبکه از ورود آب از مدار دوم به مدار شبکه جلوگیری شود.

این راکتور مجهز به سیستم های ایمنی غیرفعال است که می تواند در حوادث بدون دستور اپراتور در صورت خرابی سیستم فعال شود. کنترل خودکارو برای مدت طولانی بدون منبع تغذیه از خارج کار می کند.

جریان فرآیندهای انفجاری سریع از نوع چرنوبیل در راکتور AST اساساً غیرممکن است.

پیامدهای تشعشعات شدیدترین حوادث محدود است و از پس زمینه تشعشع طبیعی فراتر نمی رود.

واکنش دانشمندان هسته ای به چرنوبیل، تحلیل عمیقی از ایمنی منابع انرژی هسته ای و توسعه پروژه هایی برای راکتورهای نسل جدید بود.

تجزیه و تحلیل پروژه AST-500، که پس از حادثه چرنوبیل انجام شد، نشان داد که کیفیت اصلی نسل جدید راکتورها قبلاً در راکتور AST تجسم یافته است. از جمله:

■ ویژگی های ایمنی ذاتی بر اساس قوانین طبیعت.

■ امنیت در برابر خطاهای انسانی.

■ پیامدهای محدود حوادث فراتر از اساس طراحی.

توسط مهندسان و دانشمندان شوروی در دهه 1980 توسعه یافت. راه حل های فنی نیروگاه راکتور AST-500 در حال حاضر به طور گسترده توسط توسعه دهندگان خارجی در پروژه های نیروگاه های نسل جدید استفاده می شود.

گورکی AST

ساخت گورکی AST (GAST)، همانطور که در بالا ذکر شد، در سال 1982 آغاز شد. سایت ایستگاه در نزدیکی روستای فدیاکووو و ایستگاه راه آهن رویکا در منطقه Kstovsky منطقه گورکی، چند کیلومتری شرق شهر گورکی قرار داشت. محدودیت ها

این ایستگاه بر اساس پروژه GI VNIPIET ساخته شد و شامل دو واحد نیرو با واحد راکتور AST-500 با ظرفیت حرارتی واحد 500 مگاوات بود. هر بلوک منبع حرارتی به مقدار 430 Gcal / h به صورت آب گرم با فشار حداکثر 1.6 مگاپاسکال و دمای تا 150 درجه سانتیگراد را تأمین می کرد. برنامه ریزی شده بود که GAST انرژی حرارتی را به Nagorny برساند. بخشی از گورکی زمانی که GAST به بهره برداری رسید، قرار بود حدود 300 دیگ بخار با راندمان پایین با ظرفیت های مختلف در قسمت ناگورنی شهر بسته شود.

ساختار سیستم DH بر اساس منبع اصلی گرما GAST به شرح زیر است:

■ منبع حرارت پایه - GAST با ظرفیت حرارتی نصب شده 1000 مگاوات (2x500 مگاوات).

■ دیگ بخار اوج (PK) - پنج دیگ بخار صنعتی و گرمایشی موجود با ظرفیت حرارتی 35 تا 750 مگاوات.

■ شبکه های حرارتی اصلی - دایره ای با شاخه های بن بست.

■ ایستگاه های توزیع حرارت (RST) برای اتصال شبکه های حرارتی اصلی بر اساس طرح های وابسته و مستقل.

مجموع بار حرارتی بخش مرتفع شهر که توسط سیستم DH ارائه شده است تقریباً 2380 مگاوات بوده است.

تامین گرما در سیستم DH بر اساس GAST به مقدار تقریبی 7.4 گیگاوات ساعت، شامل 5.8 گیگاوات ساعت از GAST (78٪) برنامه ریزی شده بود.

خروجی گرما از AST به شبکه های گرمایش ترانزیت توسط یک حامل گرما - آب شبکه با حداکثر دمای 150 درجه سانتیگراد در دمای ورودی در خط لوله برگشت 70 درجه سانتیگراد ارائه می شود.

رایانه های شخصی بزرگ به عنوان «نیمه پیک» با امکان صدور برق حرارتی رایگان برای شبکه های حرارتی ترانزیت به موازات AST در نظر گرفته شد.

طول کل شبکه های گرمایش ترانزیت از GAST حدود 30 کیلومتر است. زمین متغیر با ارتفاعات مطلق از 90 تا 200 متر است و قطر خطوط لوله ترانزیت 800، 1000 و 1200 میلی متر است. ایستگاه های تقویت کننده پمپاژ در PCT قرار داشتند.

هنگام توسعه یک سیستم DH بر اساس GAST، چندین راه حل فن آوری جدید استفاده شد، از جمله:

1. تنظیم کمی تامین گرما در شبکه های گرمایش ترانزیت با دمای ثابت مایع خنک کننده در خطوط لوله تامین: در طول فصل گرما - 150 درجه سانتیگراد، در تابستان - 90 درجه سانتیگراد.

2. روشن (خاموش) متوالی و تغییر قدرت حرارتی رایانه شخصی در سطوح مصرف گرمای بیش از 1000 مگاوات در دمای بیرون از منزل زیر +3 درجه سانتیگراد.

3. طرح اتصال رایانه شخصی به AST از طریق شبکه های گرمایش ترانزیت موازی است، و نه سریال سنتی برای تأمین حرارت از راه دور.

4. ذخیره گرما در مخازن ذخیره آب آرایشی (2 مخزن 10000 متر مکعبی) برای عملکرد پایدار GAST.

در اینجا شایان ذکر است که برای تامین گرمای بخش حاشیه رودخانه شهر گورکی، با در نظر گرفتن این واقعیت که چندین شهر صنعتی کوچک در نزدیکی آن واقع شده اند، پیشنهاد ساخت نیروگاه هسته ای با راکتورهای VVER-1000 برای تامین شد. قدرت نه تنها به بخش کنار رودخانه شهر، بلکه به دزرژینسک، زاولژیه، پراوودینسک، بالاخنا و دیگر شهرک ها نیز می رسد. سه گزینه برای مکان یابی NPP اتخاذ شد و مجتمع کاملکار اکتشاف در هر سه سایت مطالعه امکان سنجی مربوطه توسط GoTEP در سال 1986 ایجاد شد، اما این طرح ها روی کاغذ باقی ماندند.

مراحل تعیین کننده در ساخت GAST مصادف با وقایع چرنوبیل، "شکستن" بعدی ساختارهای قدرت و یک مبارزه سیاسی شدید در دوره "پرسترویکا" بود.

در اواسط سال 1988، یک جنبش عمومی در گورکی برای توقف ساخت GAST (مقالات در مطبوعات محلی، تظاهرات و تجمعات با شعارهای ممنوعیت ساخت GAST، مطالبات برای رفراندوم) آغاز شد.

نگرش کلی علیه GAST را نمی توان با نتیجه مثبت بررسی بین المللی پروژه و خود ایستگاه که توسط آژانس در سال 1989 انجام شد، معکوس کرد، اگرچه این بررسی به درخواست مردم انجام شد.

شورای منطقه ای نمایندگان مردم نیژنی نووگورود، با در نظر گرفتن نظر جمعیت، با ادامه ساخت و ساز ایستگاه مخالفت کرد و در اوت 1990 تصمیمی "در مورد خاتمه ساخت و ساز GAST" اتخاذ کرد.

نتیجه این تصمیم، دستور شورای وزیران RSFSR مورخ 29 نوامبر 1990 شماره 1345-R "در مورد خاتمه ساخت و ساز گورکی AST" و دستور وزارت صنعت انرژی اتمی اتحاد جماهیر شوروی بود. یکی از نام‌های جدید بعدی Minsredmash) مورخ 29 نوامبر 1991 شماره 523 "در مورد اداره انحلال GAST" که انتقال GAST را به تعادل شهر نیژنی نووگورود و منطقه نیژنی نووگورود ارائه می دهد.

در این زمان، دو مجموعه از تجهیزات تاسیسات راکتور ساخته و به کارخانه تحویل داده شده بود، دو هسته راکتور ساخته شد، کل آمادگی ساخت و ساز برای ساختمان های دو واحد 85-90٪ بود، آمادگی نصب تجهیزات حدودا 70% کار ساخت و نصب در مجتمع راه اندازی اولین واحد نیرو، استخدام و آموزش پرسنل عملیاتی، تدوین اسناد راه اندازی و عملیاتی.

مطابق با دستور رئیس اداره منطقه نیژنی نووگورود B.E. نمتسوف شماره 3 مورخ 5 دسامبر 1991 و مطابق با قانون مدنی فدراسیون روسیه و قانون فدرال شماره 161-FZ مورخ 14 نوامبر 2002 "در مورد شرکت های واحد دولتی و شهرداری" به منظور حداکثر استفاده از امکانات سایت صنعتی گورکی AST و اطمینان از ایمنی تجهیزات منحصر به فردکارخانه های راکتور، به جای اداره GAST در حال ساخت، شرکت دولتی منطقه نیژنی نووگورود "مجتمع تولید و انرژی نیژنی نووگورود" ایجاد شد (یک شرکت تابعه وزارت مسکن و خدمات عمومی و مجتمع سوخت و انرژی منطقه نیژنی نووگورود).

در سال های اخیر، محوطه گورکی AST (شکل 2، 3) به شرکت های خصوصی، از جمله کارخانه تقطیر اتاق نیژنی نووگورود، اجاره داده شده است. شبکه های گرمایش از Gorky AST تقریباً به طور کامل برچیده شده است.

در سال 2006 و 2008، دولت فعلی منطقه نیژنی نووگورود چندین تلاش ناموفق را برای شروع ساخت و ساز سیکل ترکیبی CHPP (قدرت برق 900 مگاوات (2x450 مگاوات)، توان حرارتی - 825 Gcal / ساعت) بر اساس ناتمام انجام داد. AST.

تا به حال، تامین گرمای بخش ناگورنی شهر، که نیمی از نیژنی نووگورود را تشکیل می دهد، از یک دیگ بخار بزرگ با ظرفیت حرارتی حدود 700 Gcal / ساعت، دو دیگ بخار 150 Gcal / ساعت انجام می شود. که قرار بود در زمان معرفی GAST به حالت پیک منتقل شوند) و بسیاری از دیگ بخار خانه های کوچک. به دلیل ساخت و ساز فشرده مسکن سال های گذشتهدر این قسمت از شهر کمبود برق حرارتی وجود دارد.

Voronezh AST

همانطور که در بالا ذکر شد ساخت ورونژ AST (VAST) در سال 1983 آغاز شد. سایت ساخت و ساز VAST در حومه جنوبی Voronezh در سمت راست مخزن Voronezh قرار دارد (فاصله از توسعه شهری - 6.5 کیلومتر). این ایستگاه بر اساس پروژه GoTEP ساخته شد و شامل دو واحد نیرو با نیروگاه های راکتور AST-500 با توان حرارتی 500 مگاوات بود و با وجود پوسته محافظ (شبیه به VVER-1000) برای محافظت در برابر گورکی AST متفاوت بود. سقوط هواپیما و طراحی مدار سیستم های ایمنی فردی (در GAST حفاظت از سقوط هواپیما با قرار دادن بلوک راکتور در یک جعبه محکم تضمین شد). VAST با بهره برداری از دو واحد نیرو با ظرفیت حرارتی کل 860 Gcal / ساعت، قرار بود تا 29 درصد از نیاز سالانه شهر ورونژ به انرژی حرارتی برای نیازهای گرمایش و تامین آب گرم شهر را تامین کند. شهر، کسری انرژی حرارتی ایجاد شده در آن زمان را برطرف کرده و شرایطی را برای توسعه بیشتر شهر ایجاد می کند.

مانند GAST، Voronezh AST به کارتی در مبارزات سیاسی برای قدرت تبدیل شد که در دوره "پرسترویکا" در شهر و منطقه آشکار شد.

ساخت VAST در سال 1990 به ابتکار مقامات محلی شهر ورونژ متوقف شد (تصمیم شورای شهر ورونژ از نمایندگان مردم در تاریخ 06/05/1990) با در نظر گرفتن نتایج همه پرسی شهر در مورد موضوع تامین گرما به شهر ورونژ.

در زمان توقف ساخت و ساز، یک پایگاه ساخت و ساز با زیرساخت ها، مسیرها و ارتباطات لازم ایجاد شده بود، بیش از 50 درصد از حجم طراحی کار ساخت و ساز و نصب بر روی ساخت VAST تکمیل شده بود، مجموعه ای از تجهیزات نیروگاه راکتور برای اولین واحد نیروگاه و بخشی برای دومی به ایستگاه تحویل داده شد، هسته تولید شد.

از سال 1992 تا کنون، مطابق با فرمان دولت فدراسیون روسیه در 28 دسامبر 1992 شماره 1026 و اسناد اداری بعدی وزارت انرژی اتمی روسیه، دستور Rosatom فدراسیون روسیه در 5 دسامبر 2006 شماره 589، تاسیسات در حالت حفاظتی بوده است (شکل 4). کارخانه ناتمام دارایی فدرال است ، اداره Voronezh AST در حال ساخت شعبه ای از Rosenergoatom Concern OJSC است.

به منظور حفاظت از NPP Voronezh، نگرانی Rosenergoatom سالانه بودجه قابل توجهی از ذخیره را برای توسعه اختصاص می دهد. مسائل مربوط به حفاظت از تاسیسات AST Voronezh توسط بخش ساخت و ساز سرمایه Rosenergoatom Concern OJSC نظارت می شود. قلمرو ایستگاه محافظت می شود.

مطابق با فرمان دولت فدراسیون روسیه در 28 دسامبر 1992 شماره 1026، در سال 1994 یک بررسی عمومی از پروژه و ذخیره سازی ساختمانی موجود با مشارکت 28 متخصص و متخصص انجام شد. دانشمندانورونژ و در سال 1995 - تخصص ایالتی وزارت منابع طبیعی فدراسیون روسیه. نتایج هر دو بررسی امکان و مصلحت تکمیل ساخت و ساز VAST را تایید کرد.

نتیجه گیری مؤسسه دولت و قانون آکادمی علوم روسیه در تاریخ 07.09.1998 به شماره 14202-24-2115-4 در مورد بررسی حقوقی تصمیمات اتخاذ شده تحت VAST دریافت شد. این تایید کرد که تصمیم مقامات شهری ورونژ در سال 1990 برای توقف ساخت VAST با ارجاع به همه پرسی هیچ نیروی قانونی ندارد و همچنین وجود تمام شرایط برای تصمیم گیری دولت فدراسیون روسیه را تایید کرد. بازگشایی و تکمیل ساخت و ساز VAST

در سال 2008-2010 چندین پیشنهاد برای حل مشکل VAST تهیه شد، از جمله: تکمیل VAST. پروفایل مجدد AST به ATES با راکتورهای VBER-300 (توسعه دهنده OJSC Afrikantov OKBM) یا VK-300 (توسعه دهنده OJSC NIKIET). ایجاد یک مجتمع انرژی-فناوری و پزشکی نوآورانه چند منظوره در سایت بر اساس نصب RUTA-70 (توسعه دهنده مرکز تحقیقات دولتی فدراسیون روسیه-IPPE) و غیره.

با گذشت سالها از شروع ساخت و ساز، وضعیت تامین گرما در Voronezh تنها بدتر شده است (همچنین به مقاله E.G Gasho در صفحات 36-38 مراجعه کنید)، در حالی که گزینه های جایگزین برای تامین انرژی حرارتی شهر وجود نداشته است. توسعه یافته برای Voronezh AST.

با این وجود، چندین ده کیلومتر از خطوط لوله گرمایش برای تامین گرمای مناطق شوروی و کومینترنوفسکی، که تقریباً در امتداد کل مسیر پیشنهادی گذاشته شده بود، در بهار و تابستان 2006 برچیده شد.

P.S. ماده 29 قانون فدرال 21 نوامبر 1995 شماره 170-FZ "در مورد استفاده از انرژی اتمی" تعیین می کند که در تمام موارد خاتمه ساخت یک تاسیسات هسته ای که با کاهش سطح ایمنی آن همراه نباشد، زوال محیطیا سایر پیامدهای نامطلوب، موضوع جبران خسارات ناشی از پایان ساخت و ساز و همچنین منابع جبران این خسارات باید تصمیم گیری شود.

این مقاله توسط سردبیران مجله NT بر اساس مطالب زیر تهیه شده است:

1. نیم قرن در مهندسی هسته ای. نیژنی نووگورود: KiT منتشر شده، 1997.

2. تاریخچه JSC "NIAEP" در اسناد و خاطرات جانبازان (1951-2008) / مجموعه مقالات. نیژنی نووگورود: Litera، 2008.

3. ایستگاه تامین حرارت هسته ای چیست / O. B. Samoilov, V.S. کول، بی. اورباخ و دیگران؛ اد. در باره. سامویلوا، V.S. کولا. - M.: Energoatomizdat, 1989. - 96 p.

4. G. Yurieva. مجتمع هسته ای منحصر به فرد 30 سال پیش طراحی شد (مصاحبه با V.N. Chistyakov) // "روسیه: پروژه اتمی"، جلد. 8، 2010.

5. وب سایت وزارت مسکن و خدمات عمومی و مجتمع سوخت و انرژی منطقه نیژنی نووگورود - www.mingkh.nnov.ru.

6. Zinger N.M., Yeshe G.G., Gilevich A.I. و غیره // مهندسی برق حرارتی، 1982. شماره 8. ص 27-30.

7. Vostokov V.S., Drumov V.V., Yeshe G.G. و همکاران در مورد افزایش کارایی استفاده از AST// سوالات علم و فناوری اتمی، 1983، شماره 6.

8. O. Aleksandrova. عملیات "حفظ مجدد" // روزنامه "کومرسانت" (ورونژ)، شماره 48 از 2008/03/25

9. www.rosenergoatom.ru.

10. www.ru.wikipedia.org.

تحریریه مجله NT از I.M. ساپریکین، که در توسعه سیستم DH از گورکی AST شرکت کرد، برای نظرات ارزشمند و اضافات به مقاله ارائه شده در بالا.