مخاطب      درباره سایت
خانه › روش های توسعه

کشتی هسته ای. نیروگاه های هسته ای کشتی

آی.جی. زاخاروف - دکترای علوم فنی، پروفسور، دریاسالار عقب،
سم. AREFIEV - دکتر علوم فنی، استاد، دریادار عقب،
در. ورونوویچ - کاندیدای علوم فنی، کاپیتان رتبه 1،
O.Yu. LEIKIN - نامزد علوم فنی، کاپیتان رتبه 1

در اواخر دهه 1940 و آغاز دهه 1950 در اتحاد جماهیر شوروی، موسسات تحقیقاتی و آزمایشگاه های ویژه ایجاد شده، تحقیقات علمی بنیادی را در زمینه فیزیک هسته ای تکمیل کردند که نتایج آن امکان حرکت به سمت حل مشکلات علمی و فنی را فراهم کرد. ، که به نوبه خود شروع توسعه و اجرای پروژه های خاص نیروگاه های هسته ای را تضمین می کند.

از مهم ترین مطالعاتی که برای ایجاد انرژی هسته ای برای نیروی دریایی از اهمیت تعیین کننده ای برخوردار بوده و نتایج به دست آمده از آن ها، باید به کارهای مربوط به موارد زیر اشاره کرد:

  • با ایجاد فرآیندهای فناوری برای استخراج و آماده سازی اجزای چرخه سوخت با استفاده از یک سوخت هسته ای اساساً جدید، که بر خلاف سوخت آلی با شدت انرژی تا 10000 کیلو کالری بر کیلوگرم، به عنوان مثال، حاوی 760 مگاوات در هر کیلوگرم U235 است. در روز (1.5x1010 کیلو کالری بر کیلوگرم)، آن ها. یک و نیم میلیون برابر بیشتر، که عملاً تمام محدودیت‌های نیروگاه‌های هسته‌ای را از نظر برد و مدت زمان ناوبری کشتی حذف می‌کند.
  • با توسعه نظری و تعیین تجربی قوانین اصلی برهمکنش نوترون‌ها با هسته‌ها که نتایج آن این امکان را فراهم کرد که به این نتیجه رسیدیم که می‌توان سوخت هسته‌ای را در حجم‌هایی قرار داد که در مقایسه با حجم‌های مشابه کوره‌هایی که روی آن‌ها کار می‌کنند بسیار کوچک‌تر هستند. سوخت آلی؛ - با تعیین ویژگی های اصلی شکافت خود به خود (به شدت گرمازا) هسته های سنگین، از جمله توزیع متوسط ​​انرژی در هر شکافت (مجموعا 200 مگا ولت) با ایجاد محاسبه هسته های راکتور.
  • با تعیین توزیع محصولات شکافت، میانگین تعداد نوترون‌های سریع، طیف انرژی نوترون‌های شکافت، داده‌های مربوط به نوترون‌های تاخیری، و همچنین بسیاری از ویژگی‌های دیگر فرآیندهای شکافت ایزوتوپ‌های سنگین، که امکان تصمیم‌گیری سازنده را فراهم کرد. در هسته ها و سیستم های کنترل، که حفظ پایدار واکنش های زنجیره ای را در حالت های ثابت و متغیر راکتورهای هسته ای تضمین می کند.
  • با توسعه مواد ساختاری جدید برای راکتورهای هسته ای، اطمینان از عملکرد آنها در شرایط شار نوترون زیاد و سایر انواع تشعشعات، که امکان ایجاد طرح های نیروگاه هسته ای را برای عمر مفید کافی برای کشتی ها فراهم می کند.
  • با توسعه تئوری و روش هایی برای تشکیل حفاظت بیولوژیکی راکتورها و مسائل زیست پزشکی، که امکان حل مشکلات مربوط به قابلیت سکونت اشیاء شناور و اطمینان از ایمنی هسته ای و تشعشعی نیروگاه های هسته ای حمل و نقل را فراهم می کند.
وظایف علمی و فنی فهرست بزرگی از تحقیق و توسعه نیز حل شد که امکان توسعه سیستم، هنجارها، روش ها و قوانین طراحی کارخانه های راکتور کشتی را فراهم کرد.

مدیریت کلی تمام کارهای مربوط به انرژی هسته ای توسط دانشگاهیان I.V. کورچاتوف و A.P. الکساندروف

لازم به ذکر است که مرحله اولیه ایجاد نیروگاه هسته ای روی کشتی در فضایی با محرمانگی فزاینده انجام شد و مشخصات فنی ایجاد نیروگاه های هسته ای روی کشتی با نمایندگان نیروی دریایی هماهنگ نشده بود که مطابق با آن لازم بود. با رویه ای که در کشتی سازی برای انواع تجهیزات و سلاح های جدید اتخاذ شده است. علاوه بر این، همه چیز در زمینه انرژی هسته ای کشتی ها آنقدر جدید بود که نیاز به حل طیف وسیعی از مشکلات اساسی علمی و فنی داشت. به طور خاص، لازم بود: انتخاب نوع و تعداد راکتورهای هسته ای؛ تعیین مواد، شکل عناصر سوخت، نوع خنک کننده برای از بین بردن گرما در هسته و راه حل های طراحی که تامین و حذف آن را تضمین می کند. تعیین پارامترهای بهینه سیال کار مدارها و روش های گردش مایع خنک کننده. توسعه اصول و سیستم های کنترل و حفاظت از راکتور؛ نمودارهای طرح حفاظت بیولوژیکی، و همچنین برای حل بسیاری از مشکلات دیگر در توسعه اولین نیروگاه هسته ای کشتی.

در نتیجه مطالعات و مطالعات انجام شده، در نهایت تصمیم به ایجاد دو نوع نیروگاه هسته ای برای زیردریایی ها گرفته شد: با راکتور تحت فشار آب خنک (نصب VM-A، پایه نمونه اولیه زمینی 27/VM) و راکتور برای کدام فلز سرب مایع به عنوان خنک کننده استفاده شد -Bi (نصب 645BT، پایه زمین 27/BT).

ایجاد، آزمایش و انتخاب بعدی برای کشتی‌های یکی از دو نوع راکتور به دلیل تمایل به کار کردن قابل اعتمادترین و ایمن‌ترین نوع راکتور تا حد امکان معقول و با آزمایش در شرایط کشتی بود.

چنین مسیری سپس تا حدودی مسیر آمریکایی ها را تکرار کرد که در ابتدا مسیر ایجاد دو نوع راکتور را نیز در پیش گرفتند، با تنها تفاوت این که Na را به عنوان خنک کننده فلز مایع (LMC) انتخاب کردند (بیشتر تهاجمی در مقایسه با Pb-Bi)، که پس از اولین آزمایشات که منجر به تصادفات جدی شد، مجبور شدند از آن صرف نظر کنند،

اولین واحد تولید بخار کشتی (SPU) VM-A توسط موسسه تحقیقاتی طراحی مهندسی نیرو (NIKIET) تحت هدایت آکادمیسین N.A. Dollezhal، یک کارخانه توربین بخار (STU) بر اساس دفتر طراحی توربین GTZA-TV9 کارخانه لنینگراد کیروف به سرپرستی M.A. کوزاک، ژنراتورهای بخار برای نصب VM-A - توسط دفتر طراحی ویژه برای ساخت دیگ بخار (SKKB) کارخانه بالتیک تحت رهبری G.A. حسنوف.

توسعه نیروگاه هسته ای به طور کلی توسط طراحان اصلی در تخصص های SKV-143 G.A رهبری شد. ورونیچ، پی.د. دگتیارف و V.P. گوریاچف چندین ده موسسات تحقیقاتی تخصصی، دفاتر طراحی و کارخانه ها در ایجاد اولین نمونه های نیروگاه های هسته ای کشتی شرکت کردند که توسعه و تامین تجهیزات جزء را تضمین کرد.

در ابتدا، مهندسان قدرت کشتی به دلیل نیاز به قرار دادن تاسیسات در حجم بسیار محدودی که برای PPU و PTU اختصاص داده شده بود، و برای دستیابی به جرم خاص تاسیسات در کل، مجبور بودند یک کار بسیار دشوار را برای ایجاد اولین نیروگاه هسته‌ای حل کنند. "70 کیلوگرم بر اسب بخار، که بر اساس الزامات حدود دو برابر سخت تر از تاسیسات آمریکایی است.

در نسخه کشتی، NPP شامل دو PPU بود که هر کدام شامل یک راکتور هسته ای VM-A با آب خنک کننده با جریان خنک کننده دو طرفه از طریق هسته، یک مولد بخار متشکل از چهار بخش بود. پمپ های گردش اصلی و کمکی مدار اولیه و همچنین سیستم های گاز پرفشار، آماده سازی و پرایمینگ اضطراری مدار اولیه، حذف هوا و نمونه برداری. تجهیزات PPU توسط مدارهای سوم و چهارم خنک شدند. هر یک از دو PTU برای واحد اصلی توربو دنده (GTZA) با سیستم های سرویس ارائه شده است.

انتقال نیرو از توربین اصلی تک محفظه به شفت از طریق یک گیربکس دو مرحله ای با تقسیم قدرت انجام شد. اتصال GTZA به شفت با استفاده از کلاچ پنوماتیک تایر انجام شد. یکی از ویژگی های متمایز نسل اول PTU استفاده از ژنراتور الکتریکی بود که توسط گیربکس توربین اصلی هدایت می شد.

اطمینان از توان نیروگاه هسته ای نسل اول 17500 اسب بخار در حجم های داده شده دشوارترین مشکل علمی و فنی بود و نیاز به ایجاد یک هسته با فشار زیاد و ژنراتورهای بخار یکبار عبور داشت. به همین دلیل، فشار در مدار اولیه باید حدود 200 کیلوگرم بر سانتی‌متر مربع باشد تا از پارامترهای بخار در مدار دوم اطمینان حاصل شود - فشار 36 کیلوگرم بر سانتی‌متر مربع و دمای 310 درجه سانتی‌گراد. به منظور کاهش شاخص های وزن و اندازه نصب، ژنراتورهای الکتریکی "آویزان" در GTZA اتخاذ شدند.

همانطور که اولین تجربه عملیاتی، از جمله عملیات آزمایشی اولین زیردریایی هسته ای، نشان داد، تمام تصمیمات اتخاذ شده در بالا تعدادی از کاستی های جدی تاسیسات VM-A را از پیش تعیین کردند، مانند قابلیت اطمینان پایین اولین نمونه های هسته، یک نمونه کوتاه. عمر مفید (تقریباً 1000 ساعت) اولین ژنراتورهای بخار سازه های جریان مستقیم، خرابی های مکرر در عملکرد دروازه های بدون گلند (شیرهای قطع در مدار اولیه)، مشکلات در مدیریت کارخانه به دلیل ژنراتورهای "آویزان"، کیفیت نامطلوب تصفیه آب در مدارها، خرابی های مکرر پمپ های گردشی اصلی (MCP) و پمپ های گردشی کمکی (ACP) و همچنین تعدادی دیگر از کاستی ها که رفع آنها نیاز به حل تعدادی از مشکلات پیچیده علمی و فنی را به دنبال داشت. .

از لحظه شروع ساخت اولین زیردریایی هسته ای، ناوگان درگیر کار بر روی ایجاد آن بود، به ویژه، گروهی از متخصصان نیروی دریایی به سرپرستی I.D. دوروفیف تلاش مشترک متخصصان علوم صنعت، صنعت و نیروی دریایی بر اساس بررسی های اضافی راه حل های طراحی، تجزیه و تحلیل نتایج عملکرد پایه 27 / VM، عملیات آزمایشی زیردریایی هسته ای پروژه 627 و یک سری آزمایشات کامل از نمونه های اولیه ، کاری که معمولاً توسط متخصصان 1 موسسه تحقیقات مرکزی وزارت دفاع اداره می شد ، چندین برنامه برای توسعه و رساندن تجهیزات اصلی نیروگاه هسته ای به سطح نیاز مشتری انجام شد. .

کارهای زیادی در زمینه افزایش قابلیت اطمینان مولدهای بخار و بهبود سیستم های تصفیه آب انجام شده است. حدود دوجین مولد بخار مختلف (SG) ایجاد و آزمایش شدند، مواد مختلفی برای سیستم های لوله آزمایش شدند - از فولادهای کربنی گرفته تا آلیاژهای تیتانیوم. آزمایش های بسیاری از نمونه های اولیه SG انجام شده است. در این اثر نقش ویژه ای به جی.ا. گاسانوف و متخصصان دفتر طراحی به ریاست وی.

کمک قابل توجهی به توسعه ژنراتورهای بخار نسل اول توسط متخصصان 1 موسسه تحقیقات مرکزی وزارت دفاع M.I. کیرگیچف در. چرنوزموف. از نظر کار تصفیه آب و مکانیسم های فردی نیز کارهای زیادی توسط کارمندان موسسه تحقیقات مرکزی 1 وزارت دفاع انجام شد. کوژونیکوف، A.I. Svitashov و G.A. سوکالسکی.

کار برای بهبود تصفیه آب مدار اولیه، در موسسه انرژی اتمی (IAE) تحت هدایت متخصص معروف N.V. پوتخین، با تولید حجم قابل توجهی انجام شد کار تجربیو نتایج مثبت داد.

کار برای بهبود تصفیه آب مدار ثانویه، از جمله توسعه مواد مقاوم در برابر حرارت تبادل یون و الکترون، در پژوهشکده مرکزی انجام شد. دانشگاهیان A.N. کریلوف به سرپرستی L.P. سداکوف، متخصصان این موسسه Yu.K. دوشین، ر.ک. پلاتونوف، جی.یا. رصدین. سهم قابل توجهی در توسعه روش های ابزاری و شیمیایی-تحلیلی برای نظارت بر شاخص های اصلی کیفیت آب توسط N.D. بویارسکایا، V.K. سندو، جی.آی. رویف.

نکته قابل توجه نقش برجسته در شکل گیری و توسعه مهندسی انرژی هسته ای کشتی نسل های اول و بعدی گروه مسائل فیزیکی و فنی مهندسی قدرت آکادمی علوم اتحاد جماهیر شوروی است که در آن دانشمندان مشهور دانشگاهیان N.A. Dollezhal, V.I. سابباتین، A.A. سارکیسوف، N.S. خلوپکین.

تاج تلاش های پر زحمت تیم های مهندسان هسته ای وزارت ماشین سازی متوسط، وزارت صنایع کشتی سازی، نیروی دریایی و تعدادی دیگر از ادارات، رویدادی بود که در 13 خرداد 58 در ساعت 10 رخ داد: ساعت 03 صبح، زمانی که برای اولین بار در تاریخ ناوگان روسیه، یک قایق آزمایشی در زیر نیروگاه هسته ای شروع به حرکت کرد. A.P. الکساندروف که مسئولیت آزمایش نصب را بر عهده داشت، در دفترچه گزارش نوشت: برای اولین بار در کشور بخار بدون زغال سنگ و نفت کوره به توربین عرضه شد.

سرنوشت نسخه دوم نیروگاه هسته ای کشتی (KAEU) با خنک کننده فلزی مایع (LMC) دشوارتر بود.

اجرای کارخانه با سرب بیسموت LMC برای تعدادی از ویژگی های آن بسیار دشوارتر بود و نیاز به حل مشکلاتی مانند:

  • اطمینان از عملکرد قابل اعتماد هسته ها در دمای بسیار بالاتر (تا 500-600 درجه سانتیگراد).
  • اطمینان از کیفیت مناسب آلیاژ، که در اسناد به عنوان "فناوری خنک کننده سنگین" نامیده می شود.
  • حصول اطمینان از گرم نگه داشتن آلیاژ از طریق کشتی و وسایل اولیه، که مستلزم ایجاد زیرساخت ویژه در پایه ها بود.
مشکل اطمینان از عملکرد قابل اعتماد ژنراتورهای بخار با گردش اجباری چندگانه، که در این تاسیسات اتخاذ شد، دشوار بود، اگرچه، با توجه به شرایط هیدرودینامیک، به دلیل وجود جداکننده در مدار ثانویه، مشکل به نظر می رسد قابلیت اطمینان سیستم های لوله باید راحت تر از ژنراتورهای یکبار عبور حل می شد.

حل مشکلات مهر و موم در پمپ های مدار اولیه، به ویژه اطمینان از عملکرد قابل اعتماد مهر و موم ها، بسیار دشوار بود. انشعاب مدار اولیه همچنین باعث ایجاد مشکل "یخ زدگی" آلیاژ در بخش های جداگانه شد که نیاز به اتخاذ اقدامات ساختاری ویژه ای داشت و همچنین منجر به پیچیدگی قابل توجهی در عملکرد نصب شد.

مشکل امکان انجماد و ذوب ایمن آلیاژ هنوز حل نشده است.

اگرچه تغییرات در حجم مایع خنک کننده به دلیل تغییر دمای آن در تاسیسات با LMC در شرایط عملیاتی بسیار کمتر از PPU با راکتورهای آب خنک (WWR) است و توسط به اصطلاح "مخازن بافر" و مدار تامین می شود. راه حل هایی با گنجاندن پمپ های بازیابی نشت در آنها، مشخص شد که دومی در عملکرد به اندازه کافی قابل اعتماد نیست.

این مشکلات به طور قابل توجهی بر ارزیابی PPU با LMC تأثیر گذاشت که در اصل دارای مزایای غیرقابل انکاری مانند: فشار کم در مدار اولیه است که آنها را به طور بالقوه ایمن تر می کند. امکان بهبود شاخص های وزن و اندازه (15-20٪ در مقایسه با VVR)؛ امکان ایجاد یک نصب راکتور با حداکثر ایمنی و تعدادی از ویژگی های مثبت دیگر.

اولین نوع PPU با LMC ایجاد شد، از نظر ویژگی های خروجی، تفاوت چندانی با PPU با VVR نداشت.

KAEU با LMC همچنین شامل دو راکتور است که تولید بخار را در ژنراتورهای بخار با گردش اجباری چندگانه (MPC) و عملکرد دو GTZA، یکپارچه با پروژه GTZA 627 و تقریباً یکسان، فراهم می‌کند.

عملیات آزمایشی زیردریایی هسته ای که با موفقیت آغاز شد، متأسفانه به دلیل تصادف در یکی از راکتورها به دلیل نقض حذف گرما در هسته به دلیل "فناوری خنک کننده سنگین" که در آن زمان توسعه نیافته بود، متوقف شد. "سرباره" حاصل و حذف نابهنگام آنها منجر به نقض گردش آلیاژ در بخش های خاصی از هسته شد.

با این وجود، تاسیسات ایجاد شده گام مهمی در توسعه نیروی هسته ای کشتی بود. این امکان اساسی برای تحقق مزایای PPU با LMC را نشان داد و طیفی از مشکلات را شناسایی کرد که باید در آینده در هنگام ایجاد تأسیسات از این نوع مورد توجه قرار گیرند.

مدیریت علمی ایجاد KAEU با LMC توسط A.I. لایپونسکی، او توسط دانشمندان مشهور IPPE مانند V.I. سابباتین، بی.اف. گروموف و بسیاری دیگر. طراح اصلی این تاسیسات B.M. شولکویچ، او تیم بزرگی از طراحان OKB "Gidropress" را رهبری کرد. کمک بزرگی به ایجاد KAEU با LMC توسط متخصصان انرژی دفتر طراحی مرکزی طراح زیردریایی هسته ای انجام شد: P.D. دگتیارف، V.N. گوریاچف، آر.آی. سیمونوف، V.I. کاساتکین. از پژوهشکده مرکزی 1 وزارت دفاع، کار بر روی این نصب توسط V.M. کوزلوف، V.F. آکیموف، از معاون MO B.K. دانیلوف، E.I. نوویکوف، V.I. شرادین.

عملیات آزمایشی اولین زیردریایی های هسته ای نقش مهمی در توسعه مهندسی انرژی هسته ای کشتی ایفا کرد. عملیات آزمایشی نیروگاه های هسته ای بر اساس برنامه های ویژه توسعه یافته انجام شد و در درجه اول با هدف شناسایی کاستی های این نیروگاه ها و تعیین اقدامات برای رفع آنها و همچنین رفع چنین کاستی هایی در هنگام ایجاد NPP های نسل های بعدی انجام شد.

مدیریت عملیات آزمایشی KAEU اولین زیردریایی های هسته ای در بازه های زمانی مربوطه از جمله شرکت در سفرهای طولانی به آنها توسط I.D. دوروفیف، یا.د. عارفیف، وی. آرسنتیف، یا.و. لوکین، V.M. کوزلوف. طبیعتاً سازمان دهندگان مستقیم اجرای برنامه های عملیات آزمایشی بر روی اولین زیردریایی های هسته ای فرماندهان BC-5 این قایق های B.P. آکولوف، آر.آ. تیموفیف، O.L. ناگورسکیخ، V.A. روداکف.

در تماس نزدیک با علم دانشگاهی، متخصصان انرژی هسته ای در ناوگان بزرگ شدند: L.V. روماننکو، یو.و. میخائیلوف، L.V. سوخارف، V.I. نیژنیکوف، V.A. پولیانسکی، O.V. بکلیمیشف، V.A. بوچاروف، V.V. بالابین، ن.د. ماتیوخین، جی.پی. پولوسمیاک، یو.س. گلادکوف، ن.م. لازارف و دیگران. نکته قابل توجه تماس های مداوم A.P. الکساندروف با افسران و ملوانان اولین زیردریایی هسته ای. اگرچه ، با توجه به وضعیت خود ، او مجبور نبود دائماً در کشتی باشد ، با این وجود ، آناتولی پتروویچ اغلب بیشتر این دوره را در نیروی دریایی سپری می کرد. فرمانده کل نیروی دریایی دریاسالار ناوگان اتحاد جماهیر شوروی S.G. گورشکوف او را "پدر ناوگان اتمی" و ملوانان صمیمانه و مهربانانه او را "پدربزرگ" نامیدند. M.M. بودایف

تقریباً تمام توصیه‌های تدوین شده در گروه‌های عملیات آزمایشی در قالب تصمیمات دپارتمان رسمی و در دوره‌های بعدی عملیات و همچنین در طراحی و ساخت کشتی‌های جدید با نیروگاه‌های هسته‌ای اجرا شد.

اولین تجربه بهره برداری از زیردریایی های هسته ای به سازمان های ذینفع اجازه داد تا آماده شوند و دولت قبلاً در 28 اوت 1958 قطعنامه ویژه ای در مورد ایجاد نیروگاه های هسته ای نسل دوم روی کشتی اتخاذ کند. تهیه این قطعنامه به طور مشترک توسط Minsredmash، Minsudprom و نیروی دریایی انجام شد. N.A فعالانه در تهیه آن شرکت کرد. نیکولایف، E.D. Kostygov و A.K. یوسیسکین. قرار بود این کار در اوایل دهه 60 به طور گسترده مستقر شود و ساخت سری نسبتاً بزرگ زیردریایی های هسته ای و NK قرار بود در نیمه دوم دهه 60 مستقر شود. برای هر نوع زیردریایی، به منظور اجرای ویژگی های عملکردی که در آنها ذکر شده است، در درجه اول از نظر سرعت، نیروگاه های متفاوتی مورد نیاز بود. بنابراین، در ابتدا قرار بود سه نوع تاسیسات ایجاد شود. اما در حال حاضر در مرحله طراحی فنی، پیشنهادی برای ارائه کشتی های اصلی نسل دوم با یک نصب واحد و حداکثر یکپارچه مطرح شد. مبتکران این پیشنهاد متخصصان پژوهشکده مرکزی یکم وزارت دفاع بودند.

مشکل با ایجاد دو تغییر در PPU حل شد که یکی از آنها 5 و دیگری برای 4 ژنراتور بخار کاملاً یکپارچه ارائه شده بود.

نیروی مورد نیاز توسط دو راکتور در PPU OK-ZOO برای زیردریایی هسته ای پروژه 671 و دو راکتور در PPU OK-700 برای پروژه 667 تولید شد. برای زیردریایی هسته ای پروژه 670، برای اولین بار، یک واحد - نیروگاه راکتور با PPU OK-350 پیش بینی شده بود. واحدهای توربین بخار برای زیردریایی های هسته ای پروژه های 670 و 671 تک شفت (با GTZA-615 و GTZA-631) و برای زیردریایی های هسته ای پروژه 667 - دو شفت (با GTZA-635) تا حد امکان یکپارچه پذیرفته شدند. در همان زمان، برای زیردریایی هسته ای پروژه 667، یکی از دو توربو ژنراتور ارائه شده در نسخه های تک شفت در هر STU باقی ماند. توربین‌ها و توربین‌های اصلی ژنراتورهای الکتریکی TG برای پروژه‌های مربوطه، که در آن به نیروی کمتری در سرعت کامل نیاز بود، در واقع نه با بارهای کامل، بلکه در بارهای جزئی، که در اسناد طراحی پیش‌بینی شده بود، کار می‌کردند.

مشکلات مهم در ایجاد نسل دوم KAEU عبارت بودند از:

  • ایجاد یکپارچه ترین تاسیسات برای تمام پروژه های نسل دوم زیردریایی هسته ای؛
  • افزایش ظرفیت کل 15 تا 70 درصد نسبت به نیروگاه هسته ای نسل اول.
  • کاهش وزن و ابعاد شاخص ها 20-30٪؛
  • - کاهش طول خطوط لوله مدار اولیه و حداکثر تجمع ممکن PPU که از طریق استفاده از لوله های شاخه "لوله در لوله" و قرار دادن پمپ های مدار اولیه بر روی ژنراتورهای بخار حاصل شد.
  • حذف دریچه های قطع در امتداد مدار اولیه و اتخاذ راه حل های مدار ویژه برای جلوگیری از فشار بیش از حد مدارهای اولیه و ثانویه.
  • معرفی ساختارهای قابل نگهداری، به ویژه برای ژنراتورهای بخار، و افزایش قابلیت اطمینان، از جمله منابع، تا حدود 2 برابر برای تاسیسات به طور کلی و تجهیزات جزء به طور خاص.
  • اطمینان از خنک شدن قابل اعتماد PPU در گردش طبیعی از سطوح توان به اندازه کافی بالای تاسیسات.
  • استفاده از توربوژنراتورهای مستقل به عنوان بخشی از KAEU.
  • افزایش درجه اتوماسیون مدیریت و کنترل بر کار KAEU و تعدادی از مشکلات دیگر.
همه موارد فوق و همچنین تعدادی از وظایف برای بهبود ایمنی، قابلیت اطمینان، بقا، قابلیت ساخت و سایر شاخص های کیفیت و رساندن آنها به سطح الزامات نیروی دریایی اساساً تکمیل شد.

آزمایشات و همچنین عملیات بعدی نشان داد که ویژگی های اصلی طراحی KAEU نسل دوم از جمله از نظر قدرت، مانورپذیری و شرایط سکونت به دست آمده است.

آزمایشات در مقیاس کامل انجام شده همچنین امکان خنک کردن PPU در گردش طبیعی با 50 درصد توان اسمی را تأیید کرد. در همان زمان، در حین عملیات، کاستی های جدی در حصول اطمینان از عملکرد اولین نمونه های هسته ها، ژنراتورهای بخار و بخشی از خطوط لوله مدار اولیه تحت حفاظت بیولوژیکی آشکار شد. برای رفع این کاستی ها، طرح های جدیدی توسعه یافت و یا طرح های ایجاد شده قبلی نهایی شد که در بازه های زمانی مناسب بر روی تمامی زیردریایی های هسته ای نسل دوم معرفی شدند.

توسعه PPU OK-ZOO، OK-350 و OK-700 توسط OKBM انجام شد که توسط I.I رهبری می شد. افریکانتوف و سپس F.M. میتنکوف. شایستگی های بزرگ در ایجاد این تاسیسات، توسعه و آزمایش آنها متعلق به متخصصان بسیار ماهر OKBM، از جمله E.N. چرنوموردیکو، او.ب. سامویلوف، یو.ن. کوشکین. A.P. الکساندروف، N.S. خلوپکین، G.A. گلادکوف، بی.ا. بوینیتسکی.

ژنراتورهای بخار، همانند نسل اول PPU، توسط گروهی از متخصصان به سرپرستی G.A. گاسانوف و سپس با I.A. فدوروف. کارخانه های توربین بخار توسط دفتر طراحی به رهبری A.Kh. استاروستنکو و M.A. کوزاک. طراحی یکپارچه تاسیسات به طور کلی توسط متخصصان انرژی برجسته طراحان کشتی دفتر طراحی مرکزی انجام شد: I.D. اسپاسکی، آی.پی. یانکویچ، جی.یا. آلتشولر، پی.د. دگتیارف، آر.آی. سیمونوف، V.P. گوریاچف، یو.و. اوسیپوف، یو.بی. بابانسکی.

از موسسه تحقیقات مرکزی 1 وزارت دفاع، آنها فعالانه روی ایجاد یک نیروگاه هسته ای نسل دوم، از جمله مدیریت آزمایش های بین بخشی انواع اصلی تجهیزات و تاسیسات آزمایشی روی کشتی ها، V.G. Benemansky، B.I. ماکسیمنکو، A.A. داویدوف، I.S. بلیاکوف، L.I. باشکروف، آ.یا. بلاگووشچنسکی، از پذیرش نظامی - MO E.E. فرومسون، V.N. کازاکوف، G.N. موردوینوف.

به موازات حل مشکلات علمی و فنی در حصول اطمینان از ایجاد نسل دوم زیردریایی های هسته ای KAPU، علم داخلی دو وظیفه مهم دیگر را حل می کرد. اولین مورد از آنها با اطمینان از ایجاد یک زیردریایی آزمایشی و سریعترین زیردریایی هسته ای جهان از پروژه 661 مرتبط بود که نیاز به توسعه قدرتمندترین KAEU از مهندسان نیرو داشت. مشکل دوم ایجاد یک نیروگاه هسته‌ای کوچک و کم مصرف بود که می‌توانست آن را در یک ظرف جداگانه قرار داده و آن را در عقب زیردریایی‌های دیزل‌الکتریکی «آویزان» کند. هر دوی این وظایف از نظر تاسیسات راکتور توسط موسسه تحقیقات و طراحی مهندسی برق (NIKIET) حل شد. برای زیردریایی هسته‌ای پروژه 661، یک PPU V-5 با یک راکتور خنک‌شده با آب و بخش‌هایی از ژنراتورهای بخار جریان مستقیم که در اطراف آن قرار گرفته‌اند، ایجاد شد، که با لوله‌های «لوله در لوله» به اتاقک‌های هیدرولیک متصل به راکتور متصل شدند. تجمع هر یک از دو PPU نصب شده بر روی زیردریایی هسته ای، از نقطه نظر طراحی، با اصالت استثنایی و جسارت راه حل های طراحی متمایز بود.

چیدمان "متراکم" اتخاذ شده و قرار دادن تجهیزات، اطمینان از قابلیت نگهداری آن را دشوار می کند، با این حال، وظیفه حفظ عملکرد کارخانه در صورت خرابی های فردی بخش های SG به دلیل امکان قطع شدن بخش ها در طول دوره های تعمیر، حل شد.

متخصصان مشهور NIKIET P.A بر توسعه این پروژه نظارت داشتند. دلنو، N.P. دوروفیف کارخانه های توربین بخار توسط یک دفتر طراحی به سرپرستی طراح ارشد V.E. برگ.

همانطور که تجربه بهره برداری از زیردریایی هسته ای پروژه 661 نشان داد، نیروگاه هسته ای آن کاملاً قابل اعتماد است و اساساً شرایط لازم برای آن را برآورده می کند. خرابی‌ها و نقص‌های فردی تجهیزات، از جمله نشتی‌های جزئی در مدار اولیه، در طول دوره‌های تعمیرات بین پاسی برطرف شد.

از پژوهشکده مرکزی یکم وزارت دفاع، کار روی این نصب توسط ک.م. کولاگین و پی.ام. کریستوک.

نصب VAU-6 طراحی شده توسط NIKIET به عنوان منبع کمکی برق در زیردریایی‌های دیزلی-الکتریکی (DPL) به منظور اطمینان از سفر طولانی‌مدت زیر آب و شارژ باتری بدون سطح استفاده می‌شد. این نیروگاه یک طرح تک مدار با راکتور خنک‌شده با آب که در یک چرخه مستقیم کار می‌کند، اتخاذ کرد. ژنراتور توربین برای این واحد توسط کارخانه توربین کالوگا (KTZ) توسعه داده شد، آزمایشات روی یک نیمکت ویژه ایجاد شده در موسسه فناوری تحقیقات علمی (NITI)، آزمایشات واحد در پروژه DPL 651Ev در سال 1965 و پس از آن انجام شد. عملیات آزمایشی در دوره 1986-1991 gg. کارایی این نصب را تایید کرد، اما تعدادی از کاستی ها را نیز آشکار کرد که سپس برطرف شد.

شایستگی بزرگ در ایجاد این نصب متعلق به متخصصان برجسته NIKIET P.A. دلنز، V.N. آکسنووا. از موسسه تحقیقات مرکزی 1 وزارت دفاع، کار نصب توسط Yu.A. اوبرانتسف، M.A. شکروب، اس.جی. زاماخوفسکی.

لازم به ذکر است که نقش بزرگ نمایندگان پذیرش نظامی، معتبر در NIKIET و انجام نظارت و کنترل علمی و فنی بر توسعه و ایجاد تاسیسات نسل اول V-5 و VAU-6 - Yu.P. بابینا، وی.م. سولوویوا، A.M. زوبکوا، اس.م. لوسف.

طراحی و ساخت زیردریایی های هسته ای نسل سوم مستلزم ایجاد چنین نیروگاه های هسته ای مبتنی بر کشتی است که از نظر شاخص های کیفی آنها به طور قابل توجهی از KAPU های نسل دوم پیشی می گیرند. به ویژه، برای ایجاد نیروگاه های نسل سوم، وظیفه افزایش بیش از 2 برابری ظرفیت آنها نسبت به کارخانه های قبلی بود، اما بدون تغییر قابل توجهوزن و ابعاد در عین حال، در مقایسه با تأسیسات نسل دوم، باید ایمنی، قابلیت اطمینان، قابلیت نگهداری، پنهان کاری صوتی و مانورپذیری بالاتری را ارائه داد. برای حل همه این مشکلات، توسعه PPU بر اساس رقابت انجام شد. OKBM، NIKIET، TsNII im. دانشگاهیان A.N. کریلوف و همچنین دفتر طراحی کارخانه ایزورا.

در نتیجه بررسی پروژه های تکمیل شده تا سال 1965، شورای علمی و فنی اولین پژوهشکده مرکزی وزارت دفاع با مشارکت کلیه شرکت های ذینفع و سپس NTS MSM، OK-650B-3 را توصیه کرد. نصب پیشنهادی توسط دفتر طراحی ویژه مهندسی مکانیک (OKBM) برای توسعه بیشتر. توسعه این نصب توسط F.M. میتنکوف، O.B. سامویلوف، G.F. نوسوف. تیم بزرگی از کارمندان بسیار ماهر OKBM روی ایجاد این نصب کار کردند.

مشکل اطمینان از فشردگی بالای نصب با افزایش قابل توجهی در چگالی توان هسته حل شد. علاوه بر این، چگالی توان مولد بخار افزایش یافت و تجمیع تجهیزات اصلی نیز فراهم شد. به لطف این راه حل های فنی، امکان ایجاد تاسیساتی وجود داشت که واحد تولید بخار آن می توانست در طول آن حمل شود. راه آهن. این امر امکان ساخت کل واحد، از جمله مخزن راکتور، ژنراتورهای بخار، پمپ ها و فیلترها برای تمیز کردن مدار اولیه را در یک کارخانه ماشین سازی فراهم کرد و در نتیجه کیفیت ساخت عناصر PPU حیاتی را بهبود بخشید. برای بهبود قابلیت اطمینان و ایمنی، کارخانه OK-650 B-Z برای اطمینان از گردش طبیعی مایع خنک کننده اولیه به اندازه کافی بالا طراحی شده است. این امر با قرار دادن ژنراتورهای بخار در بالای منطقه فعال و همچنین با کاهش قابل توجه مقاومت هیدرولیکی مدار اولیه به دست آمد که برای آن OKBM یک ژنراتور بخار با حرکت خنک کننده اولیه در فضای حلقوی ایجاد کرد. اطمینان از گردش طبیعی مایع خنک‌کننده اولیه، نه تنها خنک‌سازی را با استفاده از سیستم خنک‌کننده بدون باتری امکان‌پذیر می‌کند، بلکه می‌تواند در حالت‌های در حال کار بدون پمپ‌های مدار اولیه با ظرفیت‌هایی تا حدود 30 درصد اسمی کار کند. دومی امکان کاهش تعداد پمپ های مدار اولیه را به دو عدد فراهم کرد که تا حدی افزایش ابعاد تاسیسات راکتور هسته ای (NRU) ناشی از نیاز به گردش طبیعی را جبران کرد.

برای تأیید راه‌حل‌های فنی اتخاذ شده، آزمایش‌های جامعی بر روی پایه زمینی KV-1 (نمونه اولیه نصب کشتی) انجام شد که به ابتکار نیروی دریایی و MCM ایجاد شد. نقش مهمی در ایجاد مؤسسه فناوری تحقیقات علمی، جایی که غرفه های KV-1، KV-2، KM-1 و غیره ساخته شد، با انتخاب یک سایت برای ساخت آن شروع شد و با آزمایش های تمام مقیاس مدرن پایان یافت. نمونه های اولیه KAEU به همراه رهبران NITI A.N. پروتسنکو، E.P. ریازانتسف، یو.آ. پروخوروف، V.A. واسیلنکو همچنین متعلق به متخصصان 1 موسسه تحقیقات مرکزی وزارت دفاع I.D. دوروفیف، یا.د. عارفیف، او.یو. لیکین، یو.آ. اوبرانتسف، آ.یا. بلاگوشچنسکی، اس.ام. بورو، وی. کوشوروف در طی آزمایشات، نه تنها ویژگی های اصلی کارخانه تأیید شد، بلکه امکان افزایش توان هنگام کار در گردش طبیعی و همچنین میزان گرمایش مایع خنک کننده اولیه هنگام راه اندازی نیروگاه نیز آشکار شد.

عملیات بعدی تأسیسات راکتور هسته‌ای روی کشتی (NSARU) که ​​از سال 1981 شروع شد، در جایگاه KV-1 کاستی‌ها و کاستی‌های خاصی را در مورد مناطق فعال، سیستم جبران فشار و سیستم تمیز کردن نشان داد که متعاقباً حذف شد، و نصب به عنوان یک کل در جهت ساده سازی تکنولوژی ساخت و افزایش شدت انرژی مولد بخار مدرن شد.

دفتر طراحی کارخانه کیروف لنینگراد (LKZ) یک بلوک PTU BPTU-675 را به عنوان واحدهای توربین بخار برای زیردریایی های هسته ای نسل سوم توسعه داد که با ایجاد آن وظیفه جدید کاهش سهم آن در زمینه صوتی کشتی بود. . نظارت بر توسعه M.K. بلینوف.

بعلاوه. کارخانه توربین کالوگا تحت رهبری V.I. Kiryukhin BPTU OK-9 را توسعه داد، که علاوه بر الزامات سختگیرانه برای ویژگی های ارتعاش و سر و صدا (VSHKh)، الزامات سخت گیرانه تری برای ویژگی های وزن و اندازه داشت، که نیاز به استفاده گسترده از تیتانیوم برای ساخت آن داشت. در دفتر طراحی مرکزی برای طراحان کشتی، V.V. انیوشین، بی.وی. اوسیپوف، آر.آی. سیمونوف، K.A. لندگراف. از نیروی دریایی، سهم قابل توجهی توسط V.F. دریوگین، V.I. واسیلیف، G.A. زاگوسکین، K.V. واسیلیف.

ایجاد کشتی‌های سطحی بزرگ با موشک‌های هسته‌ای و انواع دیگر سلاح‌ها نیاز فوری به توسعه و اجرای نیروگاه‌های هسته‌ای بر روی آنها داشت تا از برد و مدت زمان ناوبری عملاً نامحدود از نظر ذخایر انرژی و همچنین آزادسازی نیروگاه‌های هسته‌ای اطمینان حاصل شود. بخش قابل توجهی از جابجایی ها برای جابجایی هوانوردی، موشک و انواع دیگر سلاح ها. اولین KAEU توسعه یافته ویژه برای کشتی سطحی پروژه 1144 که در سال 1980 به نیروی دریایی راه اندازی شد، نصبی با PPU KN-Z و GTZA-653 بود. این نصب شامل دو PPU با VVR و دو GTZA با ظرفیت 70 هزار اسب بخار است که هر کدام برای خط شفت خود کار می کنند. این کشتی همچنین دارای دو دیگ آماده به کار با ظرفیت 115 تن در ساعت است. مشکلات اصلی که باید در هنگام ایجاد این نصب حل می شد عبارتند از:

  • توسعه راکتورهایی با توان واحد به طور قابل توجهی بیش از نمونه های موجود.
  • توسعه یک سیستم کنترل یکپارچه برای KAEU و دیگهای بخار با امکان عملیات مشترک و جداگانه.
  • اطمینان از شارژ مجدد هسته های راکتور و قابلیت نگهداری KAEU در شرایط قرارگیری آن در یک کشتی سطحی، که یکی از ویژگی های آن وجود تعداد زیادی اتاق و تجهیزات است که مستقیماً در بالای محفظه های برق قرار دارد.
  • حصول اطمینان از قابلیت اطمینان عملکرد سیستم های مدار اولیه، گاز فشار بالا (HVP)، که هنگام قرار دادن روی کشتی های سطحی، در معرض بارهای چرخه ای قابل توجهی قرار می گیرد که منجر به ایجاد ترک در سازه ها می شود.
توسعه PPU KN-Z توسط OKBM تحت رهبری F.M. میتنکووا، O.B. سامویلوا، یو.ک. پانوف. توسعه GTZA-653 توسط دفتر طراحی LKZ تحت مدیریت V.E. برگ.

مشارکت فعال در ایجاد این KAEU از اولین پژوهشکده مرکزی وزارت دفاع P.E. بوکین، A.N. باتیرف؛ از پژوهشگاه مرکزی دانشگاهیان A.N. کریلوا - E.V. ریژکین، A.A. کراینف، V.P. پستنیکوف، A.V. ورونتسوف، A.G. پوزدیف

نوع دوم نیروگاه هسته ای مورد استفاده در کشتی سطحی پروژه 1941، نیروگاه هسته ای با PPU OK-900B و GTZA-688 است. این تاسیسات حداکثر با تاسیسات یخ شکن های هسته ای یکپارچه شده است. PPU نیز توسط OKBM و PTU توسط KB LKZ توسعه داده شد. در ارتباط با ویژگی های نیروگاه پروژه 1941 (از نظر سیستم های قدرت الکتریکی و سیستم های کنترل)، توسعه آن در آزمایشات لنگر یکپارچه بسیار دشوار بود. با این وجود، آزمایشات نشان داد که نصب عملاً تمام الزامات آن را برآورده می کند. آزمایشات پهلوگیری پیچیده این تاسیسات با نظارت نماینده پژوهشکده مرکزی یکم وزارت دفاع ب.گ. کنستانتینوف.

مؤسسات SMEs، MSM، نیروی دریایی و دفتر طراحی مرکزی طراحان کشتی به طور مداوم تجزیه و تحلیل سیستماتیک و تعمیم تجربه طراحی و راه اندازی نیروگاه های هسته ای، انجام کار تحقیق و توسعه را برای اطمینان از بهبود کیفیت ایجاد شده انجام می دهند. و امیدوار کننده KAEU. بر اساس این کارها، تهیه احکام بعدی دولت (1972، 1977، 1986) در مورد توسعه انرژی هسته ای کشتی برای دوره های مربوطه انجام شد. متخصصان پژوهشکده مرکزی به نام A.I. دانشگاهیان A.N. کریلوف و 1 موسسه تحقیقات مرکزی منطقه مسکو.

در اوایل دهه 1960، یک کار دشوار به خصوص پیش روی دانشمندان و متخصصان مهندسی انرژی هسته‌ای کشتی قرار گرفت: توسعه یک KAEU که می‌تواند ایجاد یک زیردریایی هسته‌ای کاملاً خودکار، بسیار قابل مانور، با سرعت بالا با حداقل جابجایی را تضمین کند. تعداد محدود پرسنل برای اجرای چنین پروژه ای، طراحی رقابتی انواع KAEU با مشارکت واجد شرایط ترین دفاتر طراحی و موسسات تحقیقاتی کشور در زمینه انرژی هسته ای انجام شد.

در مرحله طراحی اولیه، بیش از دوازده نوع KAEU توسعه یافت که دو مورد از آنها اساساً برای توسعه بیشتر پذیرفته شدند. گزینه های مختلفیکی از آنها شامل یک راکتور آب تحت فشار (WWR) و دومی - یک راکتور با خنک کننده فلز مایع (LMC). متأسفانه، حجم ها و جرم های اختصاص داده شده در زیردریایی هسته ای برای KAEU اجازه قرار دادن یک نصب با VVR را نمی داد، در نتیجه نصب با LMC برای طراحی بیشتر تأیید شد. این تصمیم پس از تلاش های متعدد برای تطبیق کارخانه با VVR در حجم های اختصاص داده شده گرفته شد. اما این مشکل در آن زمان قابل حل نبود. بررسی مکرر این موضوع در شوراهای علمی و فنی سازمان‌های مختلف و شورای علمی و فنی MSM در نهایت به تصمیم به توسعه دو نوع PPU با ZhMT برای این پروژه منجر شد - اولین PPU OK-550 توسط OKBM توسعه یافت. , نسخه دوم BM40A - OKB "Gidropress" . یک واحد PTU OK-7 به عنوان یک نیروگاه توربین بخار پذیرفته شد.

مدیریت علمی پروژه زیردریایی هسته ای و KAEU به طور کلی توسط آکادمیک A.P. الکساندروف، مدیریت علمی ایجاد PPU با LMC توسط A.I. لایپونسکی توسعه PPU OK-550 توسط I.I. افریکانتوف و سپس F.M. میتنکوف. تیم طراحی توسط N.M. Tsarev، به طور مستقیم با توسعه PPU BM40A - V.V. استکولنیکوف. در توسعه هسته‌ها برای هر دو نسخه PPU و مدیریت علمی پیشرفت‌ها، شایستگی بزرگی متعلق به موسسه فیزیکی انرژی (IPPE) MSM و دانشمندان و متخصصان برجسته آن - B.F. گروموف، جی.آی. توشینسکی، V.N. استپانوف. توسعه PTU OK-7 توسط تیمی از طراحان به سرپرستی V.I. کیریوخین. سهم بزرگی در ایجاد NPP توسط R.I. سیمونوف، K.A. لندگراف و دیگر مهندسان قدرت طراحی دفتر مرکزی طراحی. در توسعه تجهیزات اصلی، متخصصان 1 موسسه تحقیقات مرکزی وزارت دفاع V.M. پانکوف، بی.جی. کنستانتینوف (برای راکتورها)، V.F. آکیموف (برای ژنراتورهای بخار)، P.A. سوروکین (مدرسه حرفه ای)، V.I. Vasiliev (برای پمپ های PPU و PTU). نصب به طور کلی توسط Ya.D. عارفیف، بعدا - A.F. زیوزنکوف.

یک زیردریایی آزمایشی با PPU OK-550، ساخته شده در لنینگراد، عملیات آزمایشی را در دسامبر 1971 آغاز کرد و قایق سرب، ساخته شده در Severodvinsk، در دسامبر 1977 وارد نیروی دریایی شد. در روند توسعه، ساخت و انباشت تجربه عملیاتی در کمپین ها. زیردریایی های این پروژه، طیف گسترده ای از مشکلات حل شد: ایجاد یک زیردریایی هسته ای بسیار قابل مانور، با سرعت بالا با جابجایی کوچک با تعداد پرسنل کاهش یافته تضمین شد. یک نیروگاه ولتاژ بالا با ظرفیت واحد بزرگ ساخته شده است. با افزایش دمای مایع خنک کننده در خروجی راکتور هسته ای و دمای بخار فوق گرم، راندمان نیروگاه را 15-20٪ افزایش داد. عدم امکان انتشار رادیواکتیویته به مدار ثانویه در صورت کاهش فشار ژنراتورهای بخار اجرا شده است. خنک شدن راکتور بدون استفاده از ژنراتورهای بخار و پمپ های مدار اولیه و گنجاندن کانال های خنک کننده تضمین شد. فناوری و دستگاه‌هایی برای حفظ خلوص لازم آلیاژ سرب-بیسموت در مدار اولیه نیروگاه توسعه یافته‌اند. برای اولین بار، یک حفاظت بیولوژیکی فشرده تر و قابل اعتمادتر به جای آهن-آب استفاده شد. ظرفیت کل زیادی در یک کارخانه توربین بخار فشرده (بلوک) با درجه بالایی از اتوماسیون، که با پارامترهای بخار بالا کار می کند، به دست آمد. ابزارهای فنی با ویژگی های وزن و اندازه بسیار بهتر در مقایسه با نمونه های توسعه یافته برای زیردریایی های نسل دوم ایجاد شده اند. کنترل متمرکز وسایل فنی از پانل کنترل پست فرماندهی اصلی استفاده شد. برای اولین بار یک سیستم پیچیده کنترل خودکار، تنظیم، حفاظت و کنترل قدرت بخار، برق و سیستم های کشتی عمومی به کار گرفته شد. برای اولین بار ساختار نرم افزاری متصل منطقی، کنترل خودکار، از راه دور و اضطراری و همچنین حرکت و تثبیت زیردریایی در طول مسیر و عمق در حال حرکت و بدون آن، برای اولین بار در نیروگاه پیاده سازی شد. زمان؛ برای اولین بار از استهلاک دو مرحله ای کل کارخانه توربین بخار استفاده شد که امکان کاهش صدای زیر آب کشتی و افزایش مقاومت در برابر انفجار تجهیزات را فراهم کرد.

برای تمامی نسل های نیروگاه های هسته ای کشتی، یکی از سخت ترین مشکلات علمی و فنی، مشکل ایجاد هسته های مطمئن و ایمن بود. برای کل دوره توسعه و بهره برداری کشتی ها با نیروگاه های هسته ای، حدود 30 نوع هسته در راکتورهای نیروگاه های تولید بخار استفاده شد که در نوع خنک کننده، ترکیب و طراحی عناصر، شاخص های فیزیکی، حرارتی و اقتصادی متفاوت است.

استفاده از تعداد قابل توجهی از گزینه های هسته هم به دلیل نیازهای طراحی های مختلف نیروگاه های راکتور و هم به دلیل نیاز به افزایش ذخیره انرژی و عمر مفید هسته ها و همچنین پیچیدگی حل مشکلات بهبود قابلیت اطمینان و بقا بود. ، مقاومت در برابر تأثیرات خارجی، ایمنی و راندمان نیروگاه ها. برای حل این مشکلات، لازم بود مطالعات جامعی در مورد تأثیر عواملی مانند شدت بالای انرژی راکتورها بر عملکرد هسته‌ها انجام شود. سوخت قابل توجه سوخت؛ بارهای ترموباروسیکلیک و ارتعاشی عناصر؛ تمایلات ایستا و دینامیکی کشتی

حل مشکل به طور کلی مستلزم یافتن راه هایی برای بهبود طراحی عناصر اصلی، بهینه سازی شرایط برای ساخت و عملکرد آنها، به ویژه در زمینه های زیر است:

  • ایجاد و توسعه سوخت کم تورم و ترکیبات جاذب.
  • استفاده از حجم های جبرانی در عناصر سوخت، که این امکان را فراهم می کند که تاثیر روی روکش عنصر سوخت ترکیب سوخت متورم را کاهش دهد.
  • توسعه، آزمایش و اجرای مواد روکش جدید با ویژگی‌های بهبود یافته پلاستیکی، حرارتی، مقاومت در برابر خوردگی و تشعشع در طول عمر مفید هسته‌ها؛
  • تسطیح میدان های آزادسازی انرژی با تغییر غلظت سوخت، بهینه سازی ترکیب و توزیع فضایی جاذب های جامد قابل سوختن.
  • بهبود خصوصیات حرارتی هیدرولیکی هسته ها و عناصر آنها از طریق استفاده از تقویت کننده های انتقال حرارت، افزایش سطح انتقال حرارت و کاهش مقاومت هیدرولیکی.
  • ایجاد و پیاده سازی فناوری های خودکار و با دقت بالا برای ساخت هسته ها و عناصر آنها.
  • بهبود ابزارها و روش‌های اندازه‌گیری و نظارت بر شاخص‌های کیفی هسته‌ها در طول ساخت و بهره‌برداری.
  • توسعه و ایجاد روش ها و ابزارهایی برای تشخیص و پیش بینی وضعیت هسته ها.
  • انجام آزمایش‌های تحقیقاتی برای قابلیت اطمینان هسته‌های امیدوارکننده و عناصر آنها به عنوان بخشی از میزهای آزمایشی نمونه اولیه زمینی برای نیروگاه‌های هسته‌ای روی کشتی و راکتورهای تحقیقاتی.
مجموعه ای از کارهای انجام شده توسط طراحان و سازندگان هسته ها و عناصر آنها، موسسات تحقیقاتی، دفاتر طراحی و کارخانه های وزارت انرژی اتمی فدراسیون روسیه، صنایع کشتی سازی و نیروی دریایی، پرسنل کشتی ها و اتصالات آنها، برای ایجاد هسته، فناوری ساخت و رویه‌های عملیاتی خود را بهبود بخشید، این امکان را فراهم کرد که منابع انرژی و طول عمر هسته‌های کشتی را 7-15 برابر افزایش دهد، که عملکرد کشتی‌های مدرن را با یک بار شارژ راکتور در طول کل عمر مفید تضمین می‌کرد.

برای اطمینان از تداوم چرخه سوخت هسته‌ای کشتی‌ها با نیروگاه‌های هسته‌ای، سازمان‌های صنعت و نیروی دریایی، سیستم‌هایی را برای شارژ راکتورها در سایت‌های ساخت، پایه‌گذاری و تعمیر کشتی‌ها از جمله پایگاه‌های فنی شناور و ساحلی با تجهیزات سوخت‌گیری و ذخیره‌سازی ایجاد و اجرا کردند. امکانات برای هسته های جدید و مصرف شده.

لازم به ذکر است که سازمان های مختلفی در فرآیند ایجاد هسته های کشتی مشارکت داشتند. توسعه طراحی هسته‌ها و عناصر آن توسط تیم‌هایی از NIKIET، OKBM و موسسه تحقیقات علمی مواد معدنی اتحادیه (VNIINM) انجام شد. متخصصان وزارت انرژی اتمی و صنعت کشتی سازی به ریاست الف. بوچوار، ن.س. خلوپکین، G.A. گلادکوف، G.E. رومانتسف، بی.ف. گروموف، I.I. ملیخ، آی.پ. زاسورین، E.P. ریازانتسف، V.A. واسیلنکو، ای.ال. پتروف، T.S. دیدکین، E.P. کلوچکوف و ز.آی. چتکینا مقدار قابل توجهی کار تحقیقاتی را برای اثبات و تأیید شاخص های اصلی کیفیت هسته ها انجام داد. تست فن آوری و ساخت طرح های مختلف هسته ها و عناصر آنها توسط متخصصان واجد شرایط کارخانه Minatom با راهنمایی S.I. Zolotukha و A.G. مشکووا، A.I. آدریوشین و اس.ا. کوزنتسوف. کمک بزرگی به ایجاد مناطق فعال توسط کارکنان 1 موسسه تحقیقات مرکزی وزارت دفاع - E.T. یانوشکوفسکی، I.S. ماسلنیک، V.I. ایوانف، V.D. کوشوروف، A.N. باتیرف، V.A. ایسکریک، جی.ا. کوزمین، بی.ای. کوتوف، وی.بی. Rytsev و پذیرش نظامی MO B.I. ویشنفسکی و بی.وی. ورونوف

جایگاه ویژه ای در میان مشکلات مهندسی انرژی هسته ای روی کشتی، مشکل تضمین ایمنی هسته ای نیروگاه های هسته ای کشتی در تمام مراحل چرخه زندگی آنها و همچنین در طول ذخیره سازی و حمل و نقل سوخت هسته ای است که شامل موارد زیر است. نیاز به حذف یک حادثه هسته ای که خطر وقوع و توسعه آن با پیامدهای جدی نظامی، سیاسی اجتماعی، اقتصادی و زیست محیطی همراه است.

مشکلات در تضمین ایمنی هسته ای (NS) NPP های کشتی با ویژگی های خاص راکتورهای کشتی (شدت انرژی و جرم قابل توجه سوخت هسته ای، نزدیک به حداکثر بارهای حرارتی)، شرایط استفاده روزمره از کشتی ها، و همچنین امکان آسیب جنگی و اضطراری آنها. سطح ایمنی هسته ای تا حد زیادی به قابلیت اطمینان و بقای عناصر تجهیزات قدرت، در دسترس بودن و اثربخشی سیستم های ایمنی ویژه بستگی دارد.

لازم به ذکر است که تعداد راکتورهای کشتی که در حال حاضر کار می کنند و کل زمان کارکرد آنها (بیش از 7500 سال راکتور) از تعداد و زمان کارکرد واحدهای NPP داخلی 7 تا 10 برابر بیشتر است که احتمال بروز موقعیت های خطر هسته ای را افزایش می دهد. کشتی های نیروی دریایی، از جمله و به دلیل "پیری" تجهیزات آنها. این ناوگان همچنین نگران تعداد قابل توجهی از زیردریایی های هسته ای است که از رده خارج شده اند.

مفهوم مدرن ایمنی هسته ای نیروگاه های هسته ای کشتی در تمام مراحل چرخه حیات آنها و همچنین در طول ذخیره سازی و حمل و نقل سوخت هسته ای، حفاظت از پرسنل، تجهیزات کشتی و محیطبا انجام مجموعه ای از اقدامات برای حذف یک حادثه هسته ای و جلوگیری از توسعه آن. این مفهوم اجرای سه گروه از اصول اساسی ایمنی زیر را در کشتی و همچنین در نیروگاه های هسته ای فراهم می کند:

  • اولین گروه از اصول مرتبط با مدیریت ایمنی با هدف ایجاد و حفظ فرهنگ ایمنی، مسئولیت طراحان، سازندگان نیروگاه های هسته ای (نیروگاه راکتور، سیستم ها و تجهیزات آنها)، پرسنل کارخانه های کشتی سازی و تعمیر کشتی، پرسنل کشتی، همچنین ایجاد یک سیستم مؤثر مقررات هنجاری، نظارت و تأیید فعالیت ها برای اطمینان از ایمنی نیروگاه های هسته ای.
  • گروه دوم از اصول مربوط به ایجاد پدافند عمیق با هدف جلوگیری از حوادث و کاهش پیامدهای آن با ایجاد موانع در برابر انتشار رادیونوکلئیدها و محافظت از این موانع در برابر آسیب، تضمین حفاظت از پرسنل و مردم در برابر قرار گرفتن در معرض بیش از حد در صورت بروز نقض شرایط عملیاتی نیروگاه های هسته ای، آلودگی محیط زیست در مواقع مختلف اضطراری؛
  • گروه سوم، مربوط به ارائه اصول فنی عمومی، با هدف استفاده از راه حل های مهندسی اثبات شده، اجرای الزامات طراحی، فرآیند و مستندات عملیاتی، ارائه یک ارزیابی قابل اعتماد از ایمنی و کارایی سیستم برای جمع آوری، پردازش و تجزیه و تحلیل است. اطلاعات در مورد تجربه عملیاتی نیروگاه های هسته ای کشتی و تجهیزات آنها.
تجربه کارکرد کشتی‌ها با نیروگاه‌های هسته‌ای نشان می‌دهد که رعایت اصول حفاظت از خود تاسیسات راکتور و تعدد موانع حفاظتی بر روی آنها، جلوگیری از انتشار مواد رادیواکتیو در خارج از محفظه راکتور را ممکن می‌سازد و در نتیجه عواقب ناشی از آن را محدود می‌کند. حوادث نیروگاه هسته ای و/یا کشتی برای پرسنل، مردم و محیط زیست. اجرای این اصول با طراحی دقیق و تضمین کیفیت ساخت، بلوغ، قابلیت اطمینان و بقای سیستم ها و تجهیزات کشتی، عملکرد موثر سیستم های تشخیص و نظارت بر وضعیت آنها، و سطح بالای آموزش و صلاحیت پرسنل تضمین می شود. .

وضعیت و سطح حل مشکلات اطمینان از ایمنی هسته ای نیروگاه های هسته ای کشتی به ما اجازه می دهد بیان کنیم که سازمان های صنعت و نیروی دریایی به طور کلی اقدامات لازم را با هدف جلوگیری از حوادث هسته ای انجام داده اند، در حالی که:

  • توسعه و ایجاد نیروگاه های هسته ای و اجزای آنها (تجهیزات) توسط مجموعه ای از استانداردها و قوانین خاص و همچنین عمومی تنظیم می شود. الزامات فنیبه کشتی ها، نیروگاه های هسته ای و نیروگاه های راکتوری آنها؛
  • انواع اصلی PPU و اجزای آنها بر روی پایه های نمونه کامل مقیاس، کشتی های آزمایشی و یخ شکن های هسته ای آزمایش شده اند یا در حال آزمایش هستند.
  • همه PPU های پیشرو و آزمایشی تحت آزمایش های بین بخشی (MVI) برای برنامه های گسترده تحت کنترل کمیسیون های بین بخشی ویژه قرار می گیرند.
  • طراحان کشتی و PPU ضمانت و نظارت دوره ای بر عملکرد نیروگاه های هسته ای و اجزای آنها را انجام می دهند.
  • نیروی دریایی پشتیبانی علمی و فنی و کنترل کیفیت طراحی، ساخت، نصب، آزمایش و آزمایش تجهیزات NPP را فراهم می کند.
  • انطباق با الزامات و شرایط برای اطمینان از ایمنی هسته ای نیروگاه های هسته ای کشتی توسط نهادهای نظارتی ویژه وزارت انرژی اتمی، Sudprom و وزارت دفاع فدراسیون روسیه کنترل می شود.
  • راه اندازی NPP پس از ساخت و تعمیر کشتی فقط پس از مراحل صدور "گذرنامه تاسیسات هسته ای" - گواهی (مجوز) بدنه وزارت دفاع برای نظارت بر ایمنی تاسیسات هسته ای مجاز است.
  • الزامات اطمینان از ایمنی هسته ای و تشعشع نیروگاه های هسته ای در اسناد عملیاتی و تعمیر، کتابچه های راهنمای نیروی دریایی، لیست کارهای خطرناک هسته ای و دستورالعمل های اجرای آنها و همچنین در سایر اسناد نظارتی و فنی مشخص شده است.
  • به منظور ارتقای صلاحیت و کیفیت آموزش افسران، افسران خرده پا و کارکنان سرباز وظیفه، دوره های ویژه ایمنی هسته ای در مدارس نیروی دریایی معرفی شد. مراکز آموزشینیروی دریایی و یگان های آموزش ویژه پرسنل.
در کشتی‌های نیروی دریایی و پایگاه‌های فنی، جلسات توجیهی و آموزشی در مورد انجام کارهای بالقوه خطرناک هسته‌ای، تمرینات مربوط به انجام اقدامات پرسنل در صورت بروز حوادث نیروگاه هسته‌ای و حوادث مرتبط با بدتر شدن وضعیت تشعشعات، انجام می‌شود. از جمله در هنگام ذخیره سازی یا حمل و نقل مجموعه های سوخت (FA) راکتورهای نیروگاه هسته ای کشتی.

لازم به ذکر است که پس از هر حادثه با نیروگاه هسته ای یا خرابی تجهیزات PPU، کارشناسان صنعت و نیروی دریایی بدون تأخیر، تجزیه و تحلیل کاملی از علل وقوع و توسعه آنها و همچنین تعیین پیامدهای واقعی یا احتمالی آنها بر اساس این تحلیل، اقدامات فنی و سازمانی برای جلوگیری از چنین حوادثی در تمامی کشتی‌های دارای نیروگاه‌های هسته‌ای و همچنین بومی‌سازی و کاهش پیامدها تدوین و اجرا شد.

سهم اصلی در حل مشکل ایمنی هسته ای نیروگاه های هسته ای کشتی توسط متخصصان وزارت انرژی اتمی و صنعت کشتی سازی تحت رهبری P.A. دلنسا، V.N. آکسنووا، N.P. دوروفیوا، وی.جی. آدنا، A.I. کلمینا، O.B. سامویلوا، E.N. چرنوموردیکا، ن.ام. تساروا، I.I. پولونیچوا، 3.M. موشویچ، V.A. بودنیکووا، V.V. استپانووا، V.A. چیستیاکوا، G.A. گلادکووا، بی.ا. بوینیتسکی، جی.ای. رومانتسوا، A.I. موگیلنر، جی.آی. توشینسکی، V.N. استپانووا، پی.د. دگتیاروا، آر.آی. سیمونوا، K.A. لندگراف، V.V. شچگولووا، I.P. یانکویچ، وی. انیوشینا، I.I. کراسنوپلسکی، آر.آی. لافرا، I.A. تسوتکووا، N.M. باتراکووا، جی.پی. کوپیلوا، N.N. زوبوف و G.A. کودرووا.

متخصصان یکم پژوهشکده مرکزی وزارت دفاع - یا.د. عارفیف، یو.آ. اوبرانتسف، بی.جی. کنستانتینوف، E.T. یانوشوفسکی، وی. ایوانف و اس.ا. پتروف، و همچنین بازرسی وزارت امور خارجه نظارت بر ایمنی هسته ای و پرتوی منطقه مسکو - N.Z. بیسووکا، N.N. یوراسوف، N.G. کرینیتسکی و ای.وی. لاوخین.

در حال حاضر با مشارکت متخصصان یکم پژوهشکده مرکزی وزارت دفاع، الزامات مدرنی برای تضمین و ارتقای ایمنی هسته‌ای نیروگاه‌های هسته‌ای کشتی‌ها در تمام مراحل چرخه حیات آنها، از جمله در مواردی، تدوین و اجرا شده است. آسیب احتمالی تصادفی و جنگی به کشتی ها. برای اثبات این الزامات، نتایج تجزیه و تحلیل تجربه طراحی و بهره برداری از نیروگاه ها و کشتی های هسته ای داخلی و خارجی با نیروگاه های هسته ای، الزامات آژانس بین المللی انرژی اتمی برای اطمینان از ایمنی تاسیسات هسته ای مورد استفاده قرار گرفت. اجرای این الزامات در نیروگاه‌های هسته‌ای بهره‌برداری شده و نیروگاه‌های هسته‌ای کشتی‌های در حال ساخت، کاهش فراوانی موارد اضطراری و در نتیجه افزایش آمادگی رزمی کشتی‌های داخلی با نیروگاه‌های هسته‌ای و ایمنی آنها را ممکن می‌سازد. استفاده برای پرسنل، ساخت و ساز، پایگاه و نقاط تعمیر کشتی.

مسائل حصول اطمینان از ایمنی نیروگاه های هسته ای به ویژه برای زیردریایی های هسته ای که از رده خارج شده اند و از رده خارج شده اند به دلیل فرسودگی منابع و عمر مفید تجهیزات یا حوادث با آنها حاد شده است. خروج انبوه آنها به ذخیره، برای حفاظت یا دفع در اواسط دهه 80 آغاز شد. از کار انداختن تعداد قابل توجهی از زیردریایی‌های هسته‌ای داخلی با هسته‌های خالی و بدون بار نیاز به راه‌حلی سریع و مؤثر برای مشکل برچیدن محفظه‌های راکتور آنها دارد که پیچیدگی آن با شرایطی مانند موارد زیر همراه است:

  • انواع متعدد و متنوع محفظه های راکتور، جرم و ابعاد قابل توجه آنها.
  • توسعه منابع و عمر مفید تجهیزات و سیستم های نیروگاه های هسته ای، سیستم هایی برای اطمینان از بقای بیشتر کشتی هایی که از نیروی دریایی خارج می شوند.
  • تجمع تعداد قابل توجهی از زیردریایی های هسته ای در نقاط استقرار، تعمیر و ذخیره موقت زیردریایی های هسته ای شناور، که به طور بالقوه نشان دهنده خطر تشعشعات هسته ای برای محیط زیست و جمعیت است.
  • نیاز به به روز رسانی همزمان سیستم موجودمدیریت زباله های رادیواکتیو؛
  • نیاز به برآورده کردن الزامات مدرن برای ایمنی هسته ای، تشعشعی و زیست محیطی ذخیره سازی طولانی مدت زیردریایی های هسته ای در شناور، برش، حمل و نقل، ذخیره سازی و دفع محفظه های راکتور آنها؛
  • نیاز به یکسان سازی فناوری و ابزارهای برچیدن زیردریایی های هسته ای در رابطه با انواع دیگر کشتی ها و کشتی های دارای نیروگاه های هسته ای و همچنین کشتی های پشتیبانی آنها.
این شرایط مستلزم هزینه های یکباره و سالانه قابل توجه مادی، کارگری و مالی نه تنها برای برچیدن زیردریایی های هسته ای و محفظه های راکتور، بلکه برای آماده سازی و اجرای کار برای جلوگیری از حوادث احتمالی نیروگاه هسته ای و از بین بردن پیامدهای سوانح است. ایجاد اسکله های اضافی و نگهداری کشتی ها در شناور، به منظور حفظ عملکرد و نگهداری تعدادی از سیستم های عمومی کشتی، و در نتیجه، حضور تعداد معینی از پرسنل در کشتی ها.

کار انجام شده و برنامه ریزی شده در چارچوب یک برنامه ویژه فدرال برای از بین بردن زیردریایی های هسته ای و محفظه های راکتور آنها، حل این مشکل پیچیده ترین، اما بسیار فوری را ممکن می سازد.

در خاتمه لازم به ذکر است که علم و فناوری هسته ای داخلی به طور کاملاً مستقل توسعه یافته و از بسیاری جهات از پیشرفت های خارجی پیشی گرفته است که در خدمت استقرار و توسعه انرژی هسته ای کشتی بوده و نیازهای کشتی سازی را در توسعه، ایجاد و عرضه به طور کامل برآورده می کند. نیروگاه های هسته ای به کشتی هایی که مطابق با الزامات ارائه شده به آنها باشد. به بسیاری از دانشمندان برجسته، طراحان و کارگران تولید، بالاترین جوایز دولتی، از جمله جوایز لنین و دولتی، برای ایجاد انرژی هسته‌ای روی کشتی تعلق گرفت. از جمله A.P. الکساندرونا. دولزهال، ن.س. خلوپکین، F.M. میتنکوف، بی.ام. شولکویچ، G.A. گاسانوف، M.A. کوزاک، ال.پی. سداکوف، V.I. کیریوخین و بسیاری دیگر. I.D جایزه لنین را از نیروی دریایی دریافت کرد. دوروفیف، جوایز دولتی به Ya.D. عارفیف، L.I. باشکروف، V.G. بنمانسکی، V.F. دریوگین، خ.ا. گورویچ، A.V. کوژونیکوف، یو.آ. اوبرانتسف، ای.تی. یانوشکوفسکی، V.M. سولوویف و م.م. بودایف

محتوای مقاله

نیروگاه ها و موتورهای کشتی،دستگاه هایی برای اطمینان از حرکت کشتی ها، قایق ها و سایر کشتی ها. پیشرانه شامل یک پروانه و یک چرخ پارویی است. به عنوان نیروگاه کشتی، معمولاً از موتورهای بخار و توربین ها، توربین های گازی و موتورهای احتراق داخلی، عمدتاً موتورهای دیزلی استفاده می شود. نیروگاه های هسته ای اغلب در کشتی های تخصصی بزرگ و قدرتمند مانند یخ شکن ها و زیردریایی ها استفاده می شوند.

ظاهراً لئوناردو داوینچی (1452-1519) اولین کسی بود که استفاده از انرژی بخار را برای حرکت کشتی ها پیشنهاد کرد. در سال 1705، تی نیوکومن (انگلستان) اولین موتور بخار نسبتا کارآمد را به ثبت رساند، اما تلاش های او برای استفاده از حرکت رفت و برگشتی پیستون برای چرخاندن چرخ دست و پا زدن ناموفق بود.

انواع تاسیسات کشتی

بخار منبع سنتی انرژی برای حرکت کشتی ها است. بخار از سوختن سوخت در دیگ های لوله آب به دست می آید. بیشتر از سایرین از دیگ های آب لوله دو درام استفاده می شود. این دیگ‌ها دارای کوره‌هایی با دیواره‌های آب خنک، سوپرهیتر، اکونومایزر و گاهی هوا گرمکن هستند. راندمان آنها به 88 درصد می رسد.

دیزل ها برای اولین بار به عنوان موتورهای دریایی در سال 1903 ظاهر شدند. مصرف سوخت در موتورهای دیزل دریایی 0.25-0.3 کیلوگرم در کیلووات ساعت است و موتورهای بخار 0.3-0.5 کیلوگرم در کیلووات ساعت مصرف می کنند، بسته به طراحی موتور، درایو و سایر ویژگی های طراحی. دیزل ها، به ویژه در ترکیب با یک محرک الکتریکی، برای استفاده در کشتی ها و یدک کش ها بسیار راحت هستند، زیرا مانور بالایی دارند.

موتورهای بخار رفت و برگشتی.

روزگار ماشین های رفت و برگشتی که زمانی کاربردهای متنوعی داشتند، به پایان رسیده است. از نظر کارایی، آنها به طور قابل توجهی نسبت به توربین های بخار و موتورهای دیزل پایین تر هستند. در کشتی‌هایی که موتورهای بخار هنوز ایستاده‌اند، اینها ماشین‌های ترکیبی هستند: بخار به‌طور متوالی در سه یا حتی چهار سیلندر منبسط می‌شود. پیستون های تمام سیلندرها روی یک شفت کار می کنند.

توربین های بخار

توربین‌های بخار دریایی معمولاً از دو مرحله تشکیل می‌شوند: فشار بالا و پایین، که هر کدام محور پروانه را از طریق یک چرخ دنده کاهش می‌چرخانند. کشتی های نیروی دریایی اغلب توربین های کوچکی را برای کروز اضافه می کنند که برای افزایش راندمان استفاده می شود و توربین های قدرتمند با حداکثر سرعت روشن می شوند. آبشار فشار بالا با سرعت 5000 دور در دقیقه می چرخد.

در کشتی های بخار مدرن، آب تغذیه از کندانسورها به بخاری ها از طریق چندین مرحله گرمایش تامین می شود. گرمایش از گرمای سیال عامل توربین و گازهای دودکشی که در اطراف اکونومایزر جریان دارند تولید می شود.

تقریباً تمام تجهیزات کمکی به صورت الکتریکی حرکت می کنند. ژنراتورهای برق که توسط توربین های بخار هدایت می شوند معمولاً جریان مستقیم 250 ولت تولید می کنند. جریان متناوب نیز استفاده می شود.

اگر نیرو از توربین به پروانه از طریق گیربکس منتقل شود، از یک توربین کوچک اضافی برای اطمینان از معکوس (چرخش معکوس پروانه) استفاده می شود. توان روی شفت در حین چرخش معکوس 20 تا 40 درصد توان اصلی است.

رانش الکتریکی از توربین به پروانه در دهه 1930 بسیار محبوب بود. در این حالت، توربین یک ژنراتور پرسرعت را می‌چرخاند و الکتریسیته تولید شده به موتورهای الکتریکی با سرعت پایین که محور پروانه را می‌چرخانند، منتقل می‌شود. راندمان انتقال دنده (کاهش کننده) تقریباً 97.5٪ است ، درایو الکتریکی حدود 90٪ است. در مورد یک درایو الکتریکی، چرخش معکوس به سادگی با معکوس کردن قطب حاصل می شود.

توربین های گازی

توربین های گاز بسیار دیرتر از هوانوردی در کشتی ها ظاهر شدند، زیرا افزایش وزن در کشتی سازی چندان مهم نیست و این افزایش بر هزینه و پیچیدگی بالای نصب و راه اندازی اولین توربین های گازی برتری نداشت.

توربین های گاز در کشتی ها نه تنها به عنوان موتورهای اصلی استفاده می شود. آنها به عنوان محرک برای پمپ های آتش نشانی و ژنراتورهای برق کمکی استفاده می شوند، جایی که وزن سبک، فشرده بودن و راه اندازی سریع آنها سودمند است. در نیروی دریایی، توربین های گازی به طور گسترده در کشتی های کوچک پرسرعت استفاده می شود: فرود کرافت، مین روب، هیدروفویل. در کشتی های بزرگ، از آنها برای به دست آوردن حداکثر قدرت استفاده می شود.

توربین های گازی مدرن دارای سطح قابل قبولی از قابلیت اطمینان، هزینه بهره برداری و تولید هستند. با توجه به وزن کم، فشردگی و راه اندازی سریع، در بسیاری از موارد با توربین های دیزلی و بخار قابل رقابت هستند.

موتورهای دیزلی.

برای اولین بار، یک موتور دیزل به عنوان موتور کشتی بر روی Vandal در سنت پترزبورگ (1903) نصب شد. این اتفاق تنها 6 سال پس از اختراع موتور دیزل رخ داد. وندال که در امتداد ولگا حرکت می کرد دو ملخ داشت. هر پیچ با یک موتور الکتریکی 75 کیلوواتی روی همان محور نصب شده بود. برق توسط دو دیزل ژنراتور تولید می شد. موتورهای دیزلی سه سیلندر با قدرت 90 کیلووات هر کدام دارای سرعت ثابت (240 دور در دقیقه) بودند. نیرو از آنها نمی توانست مستقیماً به محور پروانه منتقل شود ، زیرا معکوس وجود نداشت.

عملیات آزمایشی وندال این عقیده عمومی را مبنی بر عدم استفاده از گازوئیل در کشتی ها به دلیل خطر ارتعاشات و فشار زیاد، رد کرد. علاوه بر این، مصرف سوخت تنها 20٪ از مصرف سوخت در کشتی های بخار با همان جابجایی بود.

معرفی دیزل

در ده سالی که از نصب اولین موتور دیزلی بر روی یک قایق رودخانه ای می گذرد، این موتورها پیشرفت چشمگیری داشته اند. قدرت آنها با افزایش تعداد دورها، افزایش قطر سیلندر، افزایش طول پیستون و همچنین توسعه موتورهای دو زمانه افزایش یافته است.

تعداد دور موتورهای دیزلی موجود از 100 تا 2000 دور در دقیقه است. موتورهای دیزلی پرسرعت در قایق های تندرو کوچک و سیستم های دیزل ژنراتور کمکی استفاده می شوند. قدرت آنها در یک محدوده به همان اندازه (10 تا 20000 کیلو وات) متفاوت است. در سال های اخیر، موتورهای دیزلی سوپرشارژ ظاهر شده اند که قدرت آنها را حدود 20٪ افزایش می دهد.

مقایسه موتورهای دیزل با بخار.

دیزل ها به دلیل فشرده بودن نسبت به موتورهای بخار در کشتی های کوچکتر مزیت دارند. علاوه بر این، آنها برای همان قدرت سبک تر هستند. دیزلی ها سوخت کمتری در هر واحد قدرت مصرف می کنند. درست است که سوخت دیزل گرانتر از نفت گرمایش است. مصرف سوخت دیزل را می توان با سوختن گازهای خروجی پس از سوخت کاهش داد. نوع کشتی نیز بر انتخاب نیروگاه تأثیر می گذارد. موتورهای دیزلی بسیار سریعتر شروع به کار می کنند: آنها نیازی به گرم کردن ندارند. این یک مزیت بسیار مهم برای کشتی های بندری و نیروگاه های کمکی یا آماده به کار است. با این حال، نیروگاه های توربین بخار مزایایی نیز دارند که در عملکرد قابل اعتمادتر هستند، می توانند برای مدت طولانی بدون تعمیر و نگهداری معمول کار کنند و به دلیل عدم وجود حرکت رفت و برگشتی، سطح ارتعاش کمتری دارند.

دیزل های دریایی

موتورهای دیزل دریایی فقط با موتورهای دیزلی دیگر متفاوت هستند عناصر کمکی. آنها مستقیماً یا از طریق گیربکس میل پروانه را می چرخانند و باید چرخش معکوس را فراهم کنند. در موتورهای چهار زمانه، این کار توسط یک کلاچ معکوس اضافی انجام می شود که در صورت نیاز به چرخش معکوس درگیر می شود. موتورهای دو زمانه با چرخش معکوس آسان تر هستند زیرا ترتیب سوپاپ ها با موقعیت پیستون در سیلندر مربوطه تعیین می شود. در موتورهای کوچک، چرخش معکوس با استفاده از کلاچ و قطار دنده به دست می آید. در برخی از کشتی های گشتی و دوزیستان با طول کمتر از 60 متر، ملخ های برگشت پذیر قرار می دهند. زیر را ببینید). برای اطمینان از اینکه دور موتور از حد مطمئن تجاوز نمی کند، همه موتورها مجهز به محدود کننده سرعت هستند.

کشش الکتریکی.

اصطلاح کشتی هایی با نیروی محرکه الکتریکی به کشتی هایی اطلاق می شود که در آنها یکی از عناصر سیستم تبدیل انرژی سوخت به انرژی مکانیکی چرخش محور پروانه، ماشین الکتریکی است. یک یا چند موتور الکتریکی به طور مستقیم یا از طریق جعبه دنده به محور پروانه متصل می شوند. موتورهای الکتریکی توسط ژنراتورهای الکتریکی که توسط یک توربین بخار یا گاز یا گازوئیل به حرکت در می آیند کار می کنند. در زیردریایی هایی که در موقعیت غوطه ور هستند، موتورهای الکتریکی توسط باتری ها و در سطح - از ژنراتورهای دیزلی تغذیه می شوند. ماشین های الکتریکی DC معمولا بر روی کشتی های کوچک و با قابلیت مانور بالا نصب می شوند. ماشین های AC در کشتی های اقیانوس پیما استفاده می شوند.

کشتی های توربوالکتریک

روی انجیر شکل 1 نمودار یک درایو توربوالکتریک با یک دیگ بخار برای تولید بخار را نشان می دهد. بخار یک توربین را می چرخاند که به نوبه خود یک ژنراتور را می چرخاند. الکتریسیته تولید شده به موتورهای الکتریکی که به محور پروانه متصل هستند، تغذیه می شود. به طور معمول، هر توربوژنراتور توسط یک موتور الکتریکی که پروانه خود را می چرخاند، نیرو می گیرد. با این حال، چنین طرحی اتصال چندین موتور الکتریکی را به یک توربوژنراتور و در نتیجه چندین پروانه آسان می کند.

توربو ژنراتورهای دریایی جریان متناوب می توانند جریانی با فرکانس در محدوده 25-100٪ حداکثر، اما نه بیشتر از 100 هرتز تولید کنند. ژنراتورهای جریان متناوب جریانی با ولتاژ تا 6000 ولت، جریان مستقیم - تا ~ 900 ولت تولید می کنند.

کشتی های دیزلی

درایو دیزل الکتریک اساساً همان درایو توربو الکتریک است، با این تفاوت که کارخانه دیگ بخار و توربین بخار با یک موتور دیزل جایگزین می شوند.

قایق های کوچکتر معمولاً دارای یک دیزل ژنراتور و یک موتور الکتریکی در هر پروانه هستند، اما در صورت لزوم می توان یک دیزل ژنراتور را برای صرفه جویی در هزینه خاموش کرد و یا یک دیزل ژنراتور اضافی را برای افزایش قدرت و سرعت روشن کرد.

بهره وری. موتورهای DC در سرعت های پایین گشتاور بیشتری نسبت به توربین های مکانیکی و دیزلی تولید می کنند. علاوه بر این، برای هر دو موتور DC و AC، گشتاور در هر دو چرخش به جلو و عقب یکسان است.

راندمان کل درایو توربوالکتریک (نسبت توان روی محور پروانه به انرژی سوخت آزاد شده در واحد زمان) کمتر از بازده درایو توربین است، اگرچه توربین از طریق دو کاهش به محور پروانه متصل می شود. چرخ دنده ها درایو توربوالکتریک سنگین‌تر و گران‌تر از درایو توربین مکانیکی است. راندمان کلی یک درایو الکتریکی دیزل تقریباً با یک درایو توربین مکانیکی یکسان است. هر نوع درایو مزایا و معایب خاص خود را دارد. بنابراین انتخاب نوع پیشرانه با توجه به نوع شناور و شرایط کارکرد آن تعیین می شود.

کوپلینگ الکتریکی.

در این حالت انتقال نیرو از موتور به پروانه توسط میدان الکترومغناطیسی انجام می شود. در اصل، چنین درایوی شبیه به موتور الکتریکی ناهمزمان معمولی است، با این تفاوت که هم استاتور و هم آرمیچر موتور الکتریکی در درایو الکترومغناطیسی برای چرخش ساخته شده اند. یکی از آنها به محور موتور و دیگری به محور پروانه متصل است. عنصر مرتبط با موتور یک سیم پیچ میدانی است که توسط یک منبع DC خارجی تغذیه می شود و یک میدان الکترومغناطیسی ایجاد می کند. عنصر متصل به محور پروانه یک سیم پیچ اتصال کوتاه بدون نیروی خارجی است. هر دو عنصر با یک شکاف هوا از هم جدا می شوند. میدان مغناطیسی دوار جریانی را در سیم پیچ عنصر دوم تحریک می کند که باعث می شود این عنصر بچرخد، اما همیشه کندتر (با لغزش) نسبت به عنصر اول. گشتاور حاصل متناسب با اختلاف فرکانس های دورانی این عناصر است. خاموش کردن جریان تحریک در سیم پیچ اولیه این عناصر را "قطع" می کند. سرعت چرخش عنصر دوم را می توان با تغییر جریان تحریک تنظیم کرد. با وجود یک موتور دیزل در کشتی، استفاده از یک درایو الکترومغناطیسی به دلیل عدم وجود اتصال مکانیکی بین موتور و شفت پروانه، امکان کاهش ارتعاشات را فراهم می کند. با چندین موتور دیزل، این درایو مانور کشتی را با تعویض ملخ ها افزایش می دهد، زیرا جهت چرخش آنها به راحتی تغییر می کند.

نیروگاه های هسته ای.

در کشتی هایی که نیروگاه های هسته ای دارند، منبع اصلی انرژی یک رآکتور هسته ای است. گرمای آزاد شده در طول شکافت سوخت هسته ای برای تولید بخار استفاده می شود که سپس وارد توربین بخار می شود. از جانب متر. قدرت هسته ای.

در کارخانه راکتور، مانند دیگ بخار معمولی، پمپ ها، مبدل های حرارتی و سایر تجهیزات کمکی وجود دارد. یکی از ویژگی های یک راکتور هسته ای تشعشعات رادیواکتیو آن است که نیاز به حفاظت ویژه برای پرسنل عملیاتی دارد.

ایمنی.

یک سپر بیولوژیکی عظیم باید در اطراف راکتور قرار گیرد. مواد متداول محافظ در برابر تشعشع عبارتند از: بتن، سرب، آب، پلاستیک و فولاد.

مشکل ذخیره سازی زباله های رادیواکتیو مایع و گازی وجود دارد. زباله های مایع در ظروف مخصوص ذخیره می شوند و زباله های گازی توسط زغال چوب فعال جذب می شوند. پسماندها سپس به ساحل به مراکز بازیافت منتقل می شوند.

راکتورهای هسته ای کشتی

عناصر اصلی یک راکتور هسته ای میله هایی با مواد شکافت پذیر (TVEL)، میله های کنترل، خنک کننده (خنک کننده)، تعدیل کننده و بازتابنده هستند. این عناصر در یک محفظه هرمتیک محصور شده اند و به گونه ای قرار گرفته اند که یک واکنش هسته ای کنترل شده و حذف گرمای تولید شده را فراهم کنند.

سوخت ممکن است اورانیوم 235، پلوتونیوم یا مخلوطی از آنها باشد. این عناصر می توانند از نظر شیمیایی با عناصر دیگر، در فاز مایع یا جامد، پیوند شوند. برای خنک کردن راکتور از آب سنگین یا سبک، فلزات مایع، ترکیبات آلی یا گازها استفاده می شود. از مایع خنک کننده می توان برای انتقال گرما به سیال در حال کار دیگر و تولید بخار استفاده کرد و یا می توان از آن برای چرخش مستقیم توربین استفاده کرد. تعدیل کننده برای کاهش سرعت نوترون های تولید شده به مقداری که برای واکنش شکافت موثرتر است، عمل می کند. بازتابنده نوترون ها را به هسته باز می گرداند. تعدیل کننده و بازتابنده معمولاً آب سنگین و سبک، فلزات مایع، گرافیت و بریلیم هستند.

در تمام کشتی های نیروی دریایی، در اولین یخ شکن هسته ای "لنین"، در اولین کشتی باری-مسافری "ساوانا" نیروگاه هایی وجود دارد که طبق یک طرح دو مداره ساخته شده اند. در مدار اولیه چنین راکتوری، آب تا 13 مگاپاسکال تحت فشار است و بنابراین در دمای 270 درجه سانتیگراد که برای مدار خنک کننده راکتور معمول است، نمی جوشد. آب گرم شده در مدار اولیه به عنوان یک حامل گرما برای تولید بخار در مدار ثانویه عمل می کند.

از فلزات مایع نیز می توان در مدار اولیه استفاده کرد. چنین طرحی در زیردریایی دریای ولف نیروی دریایی ایالات متحده استفاده شد، جایی که خنک کننده مخلوطی از سدیم مایع و پتاسیم مایع است. فشار در سیستم چنین طرحی نسبتاً کم است. همین مزیت را می توان با استفاده از مواد آلی شبه پارافین، بی فنیل و تری فنیل، به عنوان خنک کننده محقق کرد. در مورد اول، نقطه ضعف مشکل خوردگی است، و در مورد دوم - تشکیل رسوبات رزینی.

طرح های تک مداری وجود دارد که در آن سیال کاری گرم شده در راکتور بین آن و موتور اصلی گردش می کند. راکتورهای گاز خنک بر اساس یک طرح تک حلقه کار می کنند. سیال عامل گازی مانند هلیوم است که در راکتور گرم می شود و سپس یک توربین گاز را می چرخاند.

حفاظت.

او عملکرد اصلی- از محافظت خدمه و تجهیزات در برابر تشعشعات ساطع شده از راکتور و سایر عناصری که با مواد رادیواکتیو در تماس هستند اطمینان حاصل کنید. این تشعشعات به دو دسته تقسیم می‌شوند: نوترون‌ها که در طی شکافت هسته‌ای آزاد می‌شوند و تابش گاما که در هسته و در مواد فعال رخ می‌دهد.

به طور کلی کشتی ها دارای دو پوسته محافظ هستند. اولین مورد مستقیماً در اطراف کشتی راکتور قرار دارد. حفاظت ثانویه (بیولوژیکی) تجهیزات مولد بخار، سیستم تمیز کردن و ظروف زباله را پوشش می دهد. سپر اولیه بیشتر نوترون ها و تشعشعات گاما را از راکتور جذب می کند. این امر رادیواکتیویته تجهیزات کمکی راکتور را کاهش می دهد.

حفاظت اولیه می تواند یک مخزن مهر و موم شده دو پوسته با فضایی بین پوسته های پر از آب و یک صفحه سربی بیرونی به ضخامت 2 تا 10 سانتی متر باشد. آب بیشتر نوترون ها را جذب می کند و تشعشع گاما تا حدی توسط دیواره های پوسته، آب و آب جذب می شود. رهبری.

عملکرد اصلی حفاظت ثانویه کاهش تابش ایزوتوپ رادیواکتیو نیتروژن 16 N است که در خنک کننده ای که از راکتور عبور کرده است تشکیل می شود. برای حفاظت ثانویه از ظروف آب، بتن، سرب و پلی اتیلن استفاده می شود.

مقرون به صرفه بودن کشتی ها با نیروگاه های هسته ای.

برای کشتی‌های جنگی، هزینه ساخت و هزینه‌های عملیاتی اهمیت کمتری نسبت به مزایای برد تقریباً نامحدود، قدرت و سرعت بیشتر کشتی‌ها، نصب فشرده و کاهش پرسنل تعمیر و نگهداری دارد. این مزایای نیروگاه های هسته ای منجر به استفاده گسترده از آنها در زیردریایی ها شده است. استفاده از انرژی اتمی در یخ شکن ها نیز موجه است.

پیشرانه های کشتی

چهار نوع اصلی پیشران کشتی وجود دارد: پیشرانه جت آب، چرخ های پارویی، پروانه ها (شامل پروانه هایی با نازل راهنما) و پیشرانه با پارو.

نیروی محرکه جت آب.

یک جت آب در اصل فقط یک پیستون یا پمپ گریز از مرکز است که آب را از طریق سوراخی در کمان یا پایین کشتی به داخل می‌کشد و آن را از طریق نازل‌هایی که در انتهای کشتی قرار دارند به بیرون می‌فرستد. توقف ایجاد شده (نیروی کشش) با تفاوت در میزان حرکت جت آب در خروجی و ورودی به محرک تعیین می شود. پیشرانه جت برای اولین بار توسط توگود و هیز در انگلستان در سال 1661 پیشنهاد و ثبت شد. بعدها، انواع زیادی از چنین موتوری پیشنهاد شد، اما همه طرح ها به دلیل راندمان پایین ناموفق بودند. نیروی محرکه جت آب در برخی موارد استفاده می شود که راندمان پایین با مزایایی از جنبه های دیگر جبران می شود، به عنوان مثال، برای ناوبری در رودخانه های کم عمق یا مسدود.

چرخ قایقرانی.

چرخ دست و پا زدن در ساده ترین حالت یک چرخ پهن با تیغه هایی است که در امتداد حاشیه نصب شده است. در طرح های پیشرفته تر، تیغه ها را می توان نسبت به چرخ چرخاند تا نیروی محرکه مورد نظر را با حداقل تلفات ایجاد کند. محور چرخش چرخ بالاتر از سطح آب قرار دارد و تنها قسمت کوچکی از آن در زیر آب قرار می گیرد، بنابراین در هر لحظه فقط چند تیغه توقف ایجاد می کنند. راندمان چرخ دست و پا زدن، به طور کلی، با افزایش قطر آن افزایش می یابد. مقادیر قطر 6 متر یا بیشتر غیر معمول نیست. سرعت چرخش چرخ بزرگ کم است. تعداد کم دور با قابلیت های اولین موتورهای بخار مطابقت داشت. با این حال، با گذشت زمان، ماشین‌ها بهبود یافتند، سرعت آنها افزایش یافت و سرعت پایین چرخ به یک مانع جدی تبدیل شد. در نتیجه چرخ های پارویی جای خود را به پروانه ها دادند.

پیچ های پارویی.

حتی مصریان باستان از پیچ برای تامین آب از رود نیل استفاده می کردند. شواهدی وجود دارد که در قرون وسطی چین از ملخ دستی برای به حرکت درآوردن کشتی ها استفاده می شد. در اروپا، ملخ برای اولین بار توسط R. Hooke (1680) به عنوان پروانه کشتی پیشنهاد شد.

طراحی و مشخصات.

یک ملخ مدرن معمولاً دارای چندین تیغه تقریباً بیضوی است که به طور مساوی روی یک هاب مرکزی قرار گرفته اند. سطح تیغه، رو به جلو، به داخل کمان رگ، مکش، رو به عقب - فشار نامیده می شود. سطح مکش تیغه محدب است، سطح تخلیه معمولاً تقریباً صاف است. روی انجیر 2 به طور شماتیک یک تیغه پروانه معمولی را نشان می دهد. حرکت محوری سطح مارپیچ در یک دور را پله می گویند پ; گام ضربدر دور در ثانیه pnسرعت محوری تیغه پروانه با ضخامت صفر در محیط غیرقابل تغییر شکل است. تفاوت ( pn- v 0) کجا v 0- سرعت محوری واقعی پیچ، مشخص کننده میزان تغییر شکل پذیری محیط است که لغزش نامیده می شود. نسبت ( pn - v 0)/pn- لغزش نسبی این نسبت یکی از پارامترهای اصلی پروانه است.

مهمترین پارامتری که عملکرد پروانه را تعیین می کند، نسبت گام پروانه به قطر آن است. اهمیت بعدی تعداد تیغه ها، عرض، ضخامت و شکل آنها، شکل پروفیل و نسبت دیسک (نسبت مساحت کل تیغه ها به مساحت دایره ای است که آنها را توصیف می کند) و نسبت قطر آستین به قطر پروانه. دامنه تغییرات این پارامترها به طور تجربی تعیین شده است و عملکرد خوبی ارائه می دهد: نسبت گام (نسبت گام پروانه به قطر آن) 0.6-1.5 است، نسبت حداکثر عرض تیغه به قطر پروانه 0.20-0.50 است. ، نسبت حداکثر ضخامت تیغه نزدیک بوش به قطر 0.04-0.05، نسبت قطر بوش به قطر پیچ 0.18-0.22. شکل تیغه معمولاً به شکل تخم مرغ است و شکل پروفیل به آرامی روان است و بسیار شبیه به مشخصات بال هواپیما است. اندازه پروانه های مدرن از 20 سانتی متر تا 6 متر یا بیشتر متغیر است. توان تولید شده توسط پیچ می تواند کسری از یک کیلووات باشد و می تواند از 40000 کیلو وات تجاوز کند. بر این اساس، سرعت چرخش در محدوده 2000 دور در دقیقه برای پیچ های کوچک تا 60 برای پیچ های بزرگ قرار دارد. بازده پروانه های خوب بسته به نسبت گام، تعداد پره ها و سایر پارامترها 0.60-0.75 است.

کاربرد.

بر روی کشتی ها بسته به اندازه شناور و توان مورد نیاز، یک، دو یا چهار پروانه نصب می شود. یک ملخ بازده بالاتری را ارائه می دهد، زیرا هیچ تداخلی وجود ندارد و بخشی از انرژی صرف شده برای حرکت کشتی توسط ملخ بازیابی می شود. این بازیابی بیشتر است اگر پروانه در وسط مسیر درست در پشت ستون عقب نصب شود. مقداری افزایش در نیروی پیشرانه را می توان با یک سکان شکاف بدست آورد، که برای استفاده از مولفه عرضی سرعت جت، قسمت های بالایی و پایینی سکان در جهت مخالف اندکی منحرف می شوند (مرتبط با چرخش پروانه). پس از پروانه برای ایجاد یک جزء اضافی از نیروی در جهت حرکت کشتی. استفاده از چند پیچ ​​باعث افزایش قدرت مانور کشتی و قابلیت چرخش بدون استفاده از سکان می شود، زمانی که پیچ ها در جهات مختلف توقف ایجاد می کنند. به عنوان یک قاعده، معکوس کردن توقف (تغییر جهت نیروی محرکه به سمت مخالف) با معکوس کردن چرخش موتورهای پروانه به دست می آید، اما پیچ های برگشت پذیر خاصی نیز وجود دارد که به شما امکان می دهد بدون تغییر جهت چرخش، استاپ را معکوس کنید. از شفت ها؛ این امر با چرخاندن تیغه ها نسبت به توپی با استفاده از مکانیزمی که در هاب قرار دارد و از طریق یک محور توخالی هدایت می شود، به دست می آید. پروانه ها از برنز، ریخته گری از فولاد یا چدن ساخته می شوند. برای سرویس آب نمک، برنز آلیاژی منگنز ترجیح داده می شود، زیرا به راحتی آسیاب می شود و در برابر کاویتاسیون و آب نمک مقاومت می کند. پروانه های سوپرکاویتیشن با سرعت بالا طراحی و ساخته شد که در آنها کل سطح مکش توسط ناحیه کاویتاسیون اشغال شده است. در سرعت های پایین، چنین پروانه هایی بازده کمی پایین تری دارند، اما نسبت به ملخ های معمولی در سرعت های بالا کارایی بسیار بیشتری دارند.

پیچ با درپوش راهنما.

یک پیچ با یک نازل - یک پیچ معمولی نصب شده در یک نازل کوتاه - توسط مهندس آلمانی L. Kort اختراع شد. نازل به طور سفت و سخت به بدنه کشتی متصل است یا به طور کلی با آن ساخته شده است.

اصول کارکرد، اصول جراحی، اصول عملکرد.

تعدادی از تلاش ها برای نصب یک پیچ در لوله برای بهبود عملکرد آن انجام شده است. در سال 1925، کورت نتایج این مطالعات را خلاصه کرد و طراحی را به طور قابل توجهی بهبود بخشید: او لوله را به یک نازل کوتاه تبدیل کرد که قطر آن در ورودی بزرگتر بود و شکل آن با مشخصات آیرودینامیکی مطابقت داشت. کورت دریافت که این طرح نیروی رانش بسیار بیشتری را نسبت به ملخ‌های معمولی برای یک توان معین فراهم می‌کند، زیرا جت شتاب‌گیری شده توسط ملخ در حضور یک نازل به میزان کمتری باریک می‌شود (شکل 3). در همان دبی، سرعت پشت پیچ با نازل ( v 0 + تو تو). در این راستا پروانه های نازلی بیشتر بر روی یدک کش ها، تراول ها و شناورهای مشابه که بارهای سنگین را با سرعت کم یدک می کشند نصب می شوند. برای چنین کشتی هایی، بهره در واحد قدرت ایجاد شده توسط یک پروانه با نازل می تواند به 30-40٪ برسد. در کشتی های پرسرعت، پروانه با نازل هیچ مزیتی ندارد، زیرا به دلیل افزایش مقاومت در نازل، بهره کمی از کارایی از بین می رود.

پروانه های بال.

چنین حرکت دهنده ای دیسکی است که روی آن 6 تا 8 تیغه بیل مانند در امتداد حاشیه عمود بر صفحه دیسک قرار می گیرد. دیسک هم سطح با کف کشتی نصب می شود و فقط تیغه های پروانه به داخل جریان پایین می آیند. دیسک دارای تیغه حول محور خود می چرخد ​​و علاوه بر این، تیغه ها حرکت چرخشی یا نوسانی را حول محور طولی خود انجام می دهند. در اثر حرکات چرخشی و نوسانی تیغه ها، آب در جهت مورد نیاز شتاب می گیرد و توقفی برای حرکت کشتی ایجاد می شود. این نوع پیشرانه مزیتی نسبت به پروانه و چرخ پارویی دارد، زیرا می تواند در هر جهت دلخواه به جلو، عقب و حتی به پهلو بدون تغییر جهت چرخش موتور رانش کند. بنابراین، هیچ سکان یا مکانیزم دیگری برای هدایت کشتی‌های پره‌دار مورد نیاز نیست. اگرچه پروانه های پره ای از نظر تطبیق پذیری نمی توانند جایگزین ملخ ها شوند، اما در برخی موارد خاص بسیار کارآمد هستند.

ادبیات:

آکیموف R.N. و غیره. کتاب راهنمای مهندس دریایی. M.، 1973-1974
سامسونوف V.I. و غیره. موتورهای احتراق داخلی دریایی. م.، 1981
Ovsyannikov M.K.، Petukhov V.A. تاسیسات دیزل دریایی(مرجع.). L.، 1986
آرتیوشکوف L.S. و غیره. ملخ های کشتی. L.، 1988
باتیرف A.N. و غیره. تاسیسات هسته ای کشتی کشورهای خارجی . SPb.، 1994



12 سپتامبر 2013

روبناهای سفید برفی این آستر هرگز توسط دودهای دودکش لمس نمی شود. نیروگاه های فشرده با قدرت باورنکردنی، سرعت غیرقابل دستیابی، راندمان و برد کروز نامحدود.

این کشتی ایده آل در اواسط قرن بیستم بود. کمی بیشتر به نظر می‌رسید و نیروگاه‌های هسته‌ای به‌طور غیرقابل تشخیصی چهره ناوگان را تغییر می‌دهند - تمدن بشری با عصر اتمی آینده با امید و شادی روبرو شد و آماده شد تا از انرژی "رایگان" تجزیه رادیواکتیو ماده در نزدیکی استفاده کند. آینده.

در سال 1955، به عنوان بخشی از برنامه صلح آمیز اتم، رئیس جمهور آیزنهاور برنامه های خود را برای ایجاد یک کشتی هسته ای (NPS) اعلام کرد - یک نمایشگر مفهومی از فناوری های پیشرفته، که ظاهر آن به این سوال در مورد توصیه استفاده از NPS در جهت منافع کشور پاسخ خواهد داد. ناوگان تجاری

راکتور موجود در کشتی مزایای وسوسه انگیز بسیاری را وعده داد: کشتی هسته ای هر چند سال یک بار نیاز به سوخت گیری داشت، کشتی می توانست برای مدت طولانی بدون نیاز به تماس در بندر در اقیانوس بماند - استقلال کشتی هسته ای بود. فقط با استقامت خدمه و ذخایر غذایی در هواپیما محدود می شود. YaSU سرعت اقتصادی بالا و عدم وجود مخازن سوخت و فشردگی نیروگاه (با توجه به حداقلهمانطور که از نظر مهندسان کشتی سازی به نظر می رسید) فضای اضافی برای خدمه و محموله فراهم می کند.

در همان زمان، محققان آگاه بودند که استفاده از یک نیروگاه هسته‌ای مشکلات زیادی را در عملکرد بعدی آن ایجاد می‌کند - اقداماتی برای اطمینان از ایمنی تشعشعات و مشکلات مرتبط با بازدید از بسیاری از بنادر خارجی. ناگفته نماند که ساخت چنین کشتی عجیب و غریب در ابتدا یک پنی بسیار هزینه خواهد داشت.

فراموش نکنید که ما در مورد اواسط دهه 1950 صحبت می کنیم - کمتر از یک سال بعد، پیام تاریخی "در جریان انرژی هسته ای" (ما در حال حرکت به سمت انرژی اتمی هستیم!)، ارسال شده از زیردریایی Nautilus در ژانویه 1955، در رادیو متخصصان در زمینه کشتی سازی مبهم ترین ایده ها را در مورد راکتورهای هسته ای، ویژگی ها، نقاط قوت و ضعف آنها داشتند. قابلیت اطمینان چگونه است؟ چرخه زندگی آنها چقدر است؟ آیا مزایای وعده داده شده YaSU بیشتر از معایب مربوط به ساخت و بهره برداری از یک کشتی غیرنظامی با موتور هسته ای خواهد بود؟

همه سؤالات باید توسط NS Savannah پاسخ داده می شد- زیبایی 180 متری سفید برفی، در سال 1959 راه اندازی شد.

ساخت این کشتی توسط رئیس جمهور آیزنهاور در سال 1955 در چارچوب برنامه ای که دقیقاً با شوروی مطابقت دارد - "اتم صلح آمیز" آغاز شد. در سال 1956، کنگره ساخت و ساز را تصویب کرد و در مارس 1962 ساوانا راه اندازی شد. لنین در 5 دسامبر 1957 راه اندازی شد.

کشتی باری-مسافری آزمایشی با موتور هسته ای با جابجایی کل 22000 تن. خدمه - 124 نفر. 60 صندلی مسافر. تنها راکتور هسته ای با توان حرارتی 74 مگاوات سرعت اقتصادی 20 گره (بسیار بسیار محکم، حتی با استانداردهای مدرن) را ارائه می کرد. یک بار شارژ راکتور برای 300000 مایل دریایی (نیم میلیون کیلومتر) کافی بود.

نام کشتی تصادفی انتخاب نشد - "ساوانا" - این نام قایق بسته بندی بخار بادبانی بود، اولین کشتی بخاری که در سال 1819 از اقیانوس اطلس عبور کرد.

"ساوانا" به عنوان "کبوتر صلح" ایجاد شد. این ابر کشتی که آخرین دستاوردهای علم و فناوری را ترکیب می کرد، قرار بود دنیای قدیم را با فن آوری های "اتم صلح آمیز" آشنا کند و ایمنی کشتی ها را با نیروگاه های هسته ای نشان دهد (یانکی ها برای آینده کار کردند - در در آینده این امر ورود به بنادر خارجی ناوهای هواپیمابر هسته ای، رزمناوها و زیردریایی ها را آسان تر خواهد کرد.

ساوانا از نظر ظاهری تأثیر بسیار قوی بر جای گذاشت. در تلاش برای تأکید بر وضعیت ویژه کشتی هسته‌ای، طراحان به آن ظاهر یک قایق تفریحی لوکس - بدنه دراز، خطوط سریع، ابرسازه‌های کارآمد سفید برفی با عرشه‌های مشاهده و ایوان‌ها را به آن دادند. حتی بوم های بار و مکانیسم های بالابر ظاهر جذابی داشتند - اصلاً شبیه دکل های زنگ زده بیرون زده کشتی های فله برهای معمولی نبودند. برخی از مورخان کشتیرانی حتی به او لقب زیباترین کشتی باری داده اند.

سرعت 23 گره دریایی، برای آن زمان ها، یک رکورد برای کشتی های باری بود. با همه اینها، او فقط 8500 تن محموله برد که به وضوح کافی نیست. هر کشتی دیگری با وزن مرده مشابه بیشتر می برد. علاوه بر این، انبارها در موقعیت ضعیفی قرار داشتند که به طور قابل توجهی سرعت عملیات باربری در بنادر را کاهش داد. خدمه بسیار بزرگتر از کشتی های معمولی بودند. برای بهره برداری از شناور، یک سازمان کاملاً خاص مورد نیاز بود که مسئول تماس ها و تعمیرات بندر بود. خدمه آموزش های ویژه ای دیده اند. علاوه بر این، تعداد افرادی که دوره های ویژه کار بر روی یک کشتی هسته ای را گذرانده اند نشان می دهد که دولت آمریکا برای ساخت کشتی های هسته ای جدید برنامه ریزی کرده است.

با این حال، اشتباهی که در ابتدا در طراحی ساوانا گنجانده شد، همه تلاش ها را بی اثر کرد. وقتی به ویژگی‌های عملکرد یک کشتی نگاه می‌کردیم، برای هر دلالی مشخص می‌شد که از نظر اقتصادی، ورشکسته است. فضاهای بار بسیار کوچک است و فضاهای مسافری بیشتر خالی بود. نه ماهی، به طور کلی، نه گوشت. لازم بود یک کار انجام شود - محموله یا مسافر، و در عین حال محاسبات اقتصادی دقیق انجام شود.

اهمیت قابل توجهی به فضای داخلی داده شد: در ابتدا، 30 کابین لوکس با تهویه مطبوع و حمام اختصاصی، یک رستوران برای 75 نفر، تزئین شده با نقاشی ها و مجسمه ها، یک سالن سالن سینما، یک استخر و یک کتابخانه در عرشه تجهیز شد. کشتی هسته ای علاوه بر این، یک آزمایشگاه نظارت بر تشعشعات در هواپیما وجود داشت، و گالی با آخرین "معجزه فناوری" تزئین شده بود - یک اجاق مایکروویو با آب خنک، هدیه ای از Ratheyon.

با تمام زرق و برق درخشان، با "سکه ویژه" پرداخت شد. 47 میلیون دلار که 28.3 میلیون دلار آن صرف نیروگاه های هسته ای و سوخت هسته ای شده است.

در ابتدا به نظر می رسید که نتیجه ارزش تمام سرمایه گذاری ها را دارد. ساوانا از قابلیت دریانوردی عالی و سرعتی بی سابقه در بین سایر کشتی های باری آن سال ها برخوردار بود. او نیازی به سوخت‌گیری منظم نداشت و ظاهر کشتی هسته‌ای تأثیر زیادی بر هر کسی گذاشت که موفق شد این معجزه لوکس فناوری را یک اثر هنری از نزدیک (یا حداقل از راه دور) ببیند.

افسوس که یک نگاه برای هر کشتی داری کافی بود تا بفهمد ساوانا سودی ندارد. تنها 8500 تن محموله در انبارها و روی عرشه بار کشتی های هسته ای قرار داده شد. بله، هر کشتی با اندازه مشابه سه برابر ظرفیت حمل داشت!

اما این همه چیز نیست - خطوط بسیار سریع و کمان دراز کشتی به طور قابل توجهی عملیات بارگیری را پیچیده می کند. کار دستی مورد نیاز بود که همه اینها به تاخیر در تحویل و توقف در بنادر مقصد منجر شد.

بهره وری سوخت، به لطف یک راکتور هسته ای؟ اوه، این یک موضوع عالی است که نیاز به پاسخ دقیق دارد.

همانطور که در عمل مشخص شد، سیستم کنترل هسته ای، همراه با هسته راکتور، مدارهای خنک کننده و صدها تن حفاظت بیولوژیکی، بسیار بزرگتر از موتورخانه یک کشتی باری خشک معمولی است (این در حالی است که مهندسان جرات نداشتند نیروگاه معمولی را به طور کامل رها کنند - چند دیزل ژنراتور اضطراری با ذخیره سوخت).

پشت درب محکم بسته محفظه راکتور قرار دارد

علاوه بر این، برای کنترل کشتی هسته‌ای، خدمه دو برابر بیشتر مورد نیاز بود - همه اینها هزینه عملیات را گران‌تر می‌کرد و میزان فضای قابل استفاده روی کشتی هسته‌ای را کاهش می‌داد. همچنین، شایان ذکر است که تفاوت هزینه نگهداری متخصصان هسته ای با کلاس بالا، در مقایسه با متصدیان و مکانیک در یک کشتی باری خشک معمولی.

تعمیر و نگهداری کشتی نیاز به زیرساخت های ویژه و بررسی های منظم برای رادیواکتیویته و عملکرد عادی راکتور داشت.
در نهایت، هزینه 32 عنصر سوخت دی اکسید اورانیوم (کل جرم U-235 و U238 هفت تن است)، با در نظر گرفتن کار برای جایگزینی و دفع بعدی آنها، ارزان تر از سوخت گیری کشتی با نفت کوره معمولی نبود.

بعداً محاسبه می شود که هزینه های عملیاتی سالانه ساوانا از یک کشتی باری مشابه از نوع مارینر 2 میلیون دلار بیشتر است. مبلغی مخرب مخصوصاً با قیمت های نیم قرنی.

لز در عالم اموات راکتور "ساوانا"


با این حال، این هنوز چیزی نیست - مشکلات واقعی در هنگام ورود به استرالیا در انتظار "ساوانا" بود. کشتی هسته‌ای اجازه ورود به آب‌های سرزمینی استرالیا را نداشت. داستان های مشابهی در سواحل ژاپن و نیوزلند رخ داده است.

قبل از هر تماس با یک بندر خارجی، نوار قرمز اداری طولانی وجود داشت - لازم بود اطلاعات کاملی در مورد کشتی و زمان تماس با بندر ارائه شود، به اندازه ای که مقامات بندر بتوانند اقدامات لازم را انجام دهند. تمهیدات امنیتی. اسکله مجزا با رژیم دسترسی ویژه. امنیت. گروه های کنترل تشعشع در صورت وقوع یک حادثه احتمالی، در کنار کشتی هسته‌ای، چندین یدک‌کش شبانه روزی «زیر بخار» ایستاده بودند و هر لحظه آماده بودند تا انبوه فلز رادیواکتیو را از منطقه آب بندر خارج کنند.

چیزی که سازندگان ساوانا بیش از همه از آن می ترسیدند اتفاق افتاده بود. بمباران هیروشیما و ناکازاکی، همراه با نتایج تکان دهنده روزنامه نگاری تحقیقی در مورد اثرات قرار گرفتن در معرض تشعشعات، کار خود را انجام داد - مقامات اکثر کشورها از یک کشتی با سلاح هسته ای ترسی توهمی نداشتند و به شدت تمایلی به ورود ساوانا نداشتند. آب های سرزمینی آنها در تعدادی از موارد این بازدید با اعتراض شدید مردم محلی همراه بود. "سبزها" خشمگین شدند - اطلاعاتی که به رسانه ها نفوذ کرد مبنی بر اینکه ساوانا سالانه 115 هزار گالن آب فرآیند را از سیستم خنک کننده راکتور تخلیه می کند - علیرغم همه توجیهات کارشناسان هسته ای مبنی بر اینکه آب رادیواکتیو نیست و با آن تماس پیدا نمی کند. با هسته

البته هرگونه استفاده تجاری از کشتی هسته‌ای در چنین شرایطی غیرممکن بود.

برای 10 سال فعالیت فعال خود (1962-1972)، ساوانا 450 هزار مایل (720 هزار کیلومتر) سفر کرد، از 45 بندر خارجی بازدید کرد. بیش از 1.4 میلیون مهمان خارجی در این کشتی هسته‌ای حضور داشتند.

پست کنترل YaSU


به بیان تصویری، ساوانا مسیر جد معروف خود را تکرار کرد - کشتی بخار بادبانی ساوانا، اولین کشتی بخاری که از اقیانوس اطلس عبور کرد، همچنین به زباله دان تاریخ ختم شد - کشتی رکوردشکنی در چرخه کشتی بی سود بود. زندگی روزمره خاکستری

در مورد کشتی مدرن هسته‌ای، علی‌رغم شروع فاجعه‌بار آن به عنوان یک کشتی باری-مسافری، ساوانا غرور ملت آمریکا را بسیار سرگرم کرد و به طور کلی توانست ایده کشتی‌های هسته‌ای را تغییر دهد. -سیستم های کنترلی نیرومند به عنوان قطعات مرگبار و غیرقابل اعتماد.

پس از انتقال به ذخیره‌گاه، ساوانا با راکتور خفه‌شده 9 سال را در پارکینگ بندری به همین نام در ایالت جورجیا گذراند، دولت شهر طرح‌هایی را برای تبدیل کشتی به هتل شناور پیشنهاد کرد. با این حال، سرنوشت غیر از این بود - در سال 1981، ساوانا به عنوان یک نمایشگاه در موزه دریایی پاتریوت پوینت قرار گرفت. با این حال، شکست در اینجا نیز در انتظار او بود - با وجود فرصتی برای قدم زدن در سالن های مجلل و نگاه کردن از طریق پنجره به محفظه واقعی راکتور، بازدیدکنندگان از کشتی افسانه ای هسته ای قدردانی نکردند و تمام توجه خود را بر روی ناو هواپیمابر یورک تاون متمرکز کردند. در نزدیکی

1955 - آیزنهاور پیشنهاد ساخت یک کشتی تجاری با نیروگاه هسته ای را ارائه کرد
1956 - کنگره پروژه ساخت یک کشتی را تصویب کرد
1959 - کشتی توسط بانوی اول ایالات متحده، همسر رئیس جمهور آیزنهاور غسل تعمید داده شد و نام آن را ساوانا گذاشت.
1962 - 23 مارس، کشتی به آب انداخته شد
1965-1971 ساوانا به عنوان یک کشتی باری/مسافری فعالیت می کرد
1972 - ساوانا به دلیل تلفات سنگین دراز کشیده شد
اوت 2006 - اداره دریانوردی ایالات متحده Marad حدود یک میلیون دلار برای آماده سازی برای برچیدن رآکتور هسته ای ساوانا پرداخت خواهد کرد. در 15 آگوست، کشتی از لنگرگاه ناوگان رزرو در رودخانه جیمز در کارخانه کشتی سازی کولونا در نورفولک کشیده می شود.

ظرف دو ماه، کشتی تمام کارهای لازم برای برچیدن بعدی راکتور را انجام خواهد داد. کار در حوض خشک انجام خواهد شد، جایی که ساوانا تحویل داده خواهد شد. سوخت راکتور مدتها پیش تخلیه شد، در سالهای اخیر ساوانا به عنوان یک موزه شناور در چارلستون، کارولینای جنوبی عمل کرده است.

سرنوشت نهایی کشتی هنوز مشخص نشده است - می توان آن را از بین برد یا هدف دیگری پیدا کرد - به عنوان یک کشتی موزه، یادبود اولین راکتور هسته ای در ناوگان تجاری و معماری کشتی در دهه 50 باقی مانده است.

در حال حاضر، ساوانای به روز شده و رنگی بی سر و صدا در بندر بالتیمور در حال زنگ زدن است و سرنوشت بعدی آن نامشخص است. علیرغم وضعیت "شیء تاریخی"، پیشنهادهای بیشتری برای ارسال کشتی هسته ای برای قراضه وجود دارد.

با این حال، علاوه بر ساوانا، سه کشتی تجاری دیگر با یک نیروگاه هسته ای در جهان وجود داشت - اتو گان، موتسو و سوموورپوت.

درام آلمانی

دولت آلمان که به پیشرفت های آمریکا در زمینه فناوری هسته ای علاقه مند بود، در سال 1960 پروژه خود را از یک کشتی آزمایشی با سیستم های کنترل هسته ای - حامل سنگ معدن اتو هان ("اتو گان") اعلام کرد.

این کشتی در سال 1963 توسط Howaldtswerke-Deutsche Werft در کیل بر زمین گذاشته شد. راه اندازی در سال 1964 انجام شد. این کشتی به افتخار اتو هان، رادیو شیمیدان برجسته آلمانی، برنده جایزه نوبل، که ایزومریسم هسته ای (اورانیوم Z) و شکافت اورانیوم را کشف کرد، نامگذاری شد.

اولین کاپیتان، هاینریش لمان-ویلنبروک، زیردریایی معروف آلمانی در جنگ جهانی دوم بود. در سال 1968، 38 مگاوات راکتور اتمیآزمایشات کشتی و دریا آغاز شد. در اکتبر همان سال، اتو هان به عنوان یک کشتی تجاری و تحقیقاتی گواهینامه دریافت کرد.

به طور کلی، آلمانی ها بر روی همان چنگک های همتایان آمریکایی خود قدم گذاشتند. زمانی که اتو گان به بهره برداری رسید (1968)، سرخوشی مفتضحانه پیرامون کشتی های غیرنظامی هسته ای به غروب نزدیک می شد. کشورهای توسعه یافتهساخت انبوه نیروگاه های هسته ای و کشتی های جنگی هسته ای (زیردریایی) آغاز شد، مردم عصر اتم را بدیهی می دانستند. اما این امر کشتی اتمی "اتو گان" را از تصویر یک کشتی کم استفاده و بی سود نجات نداد.

برخلاف پروژه روابط عمومی آمریکا، "آلمانی" به عنوان یک حامل سنگ معدن واقعی برای کار بر روی خطوط فراآتلانتیک طراحی شد. 17 هزار تن جابجایی، یک راکتور با ظرفیت حرارتی 38 مگاوات. سرعت سفر 17 گره دریایی خدمه - 60 نفر (+ 35 نفر کارکنان علمی).

اتو گان برای 10 سال خدمت فعال خود 650 هزار مایل (1.2 میلیون کیلومتر) را طی کرد، از 33 بندر در 22 کشور بازدید کرد، سنگ معدن و مواد خام برای تولید مواد شیمیایی را از آفریقا و آمریکای جنوبی به آلمان تحویل داد.

مشکلات قابل توجهی در حرفه حامل سنگ به دلیل ممنوعیت رهبری سوئز برای عبور از این کوتاه ترین مسیر از مدیترانه به اقیانوس هند ایجاد شد - خسته از محدودیت های بی پایان بوروکراتیک، نیاز به مجوز برای ورود به هر بندر جدید، زیرا آلمانی‌ها به‌علاوه هزینه‌های بالای بهره‌برداری از کشتی‌های هسته‌ای، تصمیم به گامی ناامیدانه گرفتند.

در سال 1972، پس از چهار سال فعالیت، راکتور سوخت گیری شد. این کشتی حدود 250000 مایل دریایی (463000 کیلومتر) را با استفاده از 22 کیلوگرم اورانیوم طی کرد. در سال 1979 اتو هان غیرفعال شد. راکتور و موتور آن برداشته شد و با یک نیروگاه دیزلی معمولی جایگزین شد. در این زمان، کشتی 650000 مایل دریایی (1200000 کیلومتر) را با سوخت هسته ای طی کرده بود و از 33 بندر در 22 کشور بازدید کرده بود.

در سال 1983، این کشتی به یک کشتی کانتینری تبدیل شد. در 19 نوامبر همان سال، اتو هان به نوراسیا سوزان تغییر نام داد. سپس در سال 1985 نام نوراسیا هلگا را دریافت کرد ، در سال 1989 - مادره. از سال 2007، مادره همچنان در حال فعالیت است و پرچم لیبریا را برافراشته است، که از سال 1999 توسط شرکت یونانی Alon Maritime اداره می شود. از سال 2006، این کشتی تحت مالکیت Domine Maritime، یک شرکت ثبت شده در لیبریا است.

تراژیک کمدی ژاپنی

ژاپنی های حیله گر به ساوانا اجازه ورود به بنادر خود را ندادند، اما آنها به نتایج خاصی رسیدند - در سال 1968، کشتی باری هسته ای فوکوشیما موتسو در کارخانه کشتی سازی در توکیو گذاشته شد.

مسیر زندگی این کشتی از همان ابتدا تحت الشعاع تعداد زیادی نقص قرار گرفت - مشکوک به اینکه چیزی اشتباه است ، مردم ژاپن آزمایش در اسکله را ممنوع کردند. اولین پرتاب راکتور تصمیم گرفته شد در اقیانوس باز انجام شود - "Mutsu" در 800 کیلومتری سواحل ژاپن بکسل شد.
همانطور که رویدادهای بعدی نشان داد، حق با مردم بود - اولین پرتاب راکتور به یک حادثه تشعشع تبدیل شد: حفاظت از راکتور با وظیفه خود مقابله نکرد.

پس از بازگشت به بندر شهر Ominato، خدمه Mutsu منتظر یک آزمایش جدید بودند: یک ماهیگیر محلی راه را با آشغال های خود مسدود کرد - کشتی هسته ای را هر کجا می خواهید ببرید، برای من مهم نیست. اما او وارد بندر نمی شود!
ژاپنی های شجاع دفاع را به مدت 50 روز حفظ کردند - سرانجام، توافقی در مورد یک تماس کوتاه با بندر Ominato با انتقال بعدی کشتی هسته ای به یک پایگاه نظامی در Sasebo حاصل شد.

کشتی هسته‌ای موتسو

کشتی اقیانوس شناسی "میرای"، امروز

تراژیک کمدی کشتی اتمی ژاپنی "Mutsu" تقریبا 20 سال به طول انجامید. تا سال 1990، تکمیل تمام پیشرفت ها و تنظیمات لازم در طراحی کشتی هسته ای اعلام شد، موتسو چندین سفر آزمایشی به دریا انجام داد، افسوس که سرنوشت پروژه مهر و موم شد - در سال 1995 راکتور غیرفعال و حذف شد. ، به جای Mutsu یک نیروگاه معمولی دریافت کرد. تمام مشکلات در یک لحظه به پایان رسید.
برای یک ربع قرن رسوایی ها، حوادث و تعمیرات بی پایان، پروژه کشتی تجاری هسته ای موتسو 51 هزار مایل را طی کرده و خزانه داری ژاپن را 120 میلیارد ین (1.2 میلیارد دلار) ویران کرده است.

در حال حاضر، کشتی هسته ای سابق با موفقیت به عنوان کشتی اقیانوس شناسی "میرای" استفاده می شود.

روش روسی

این طرح با تمام داستان های قبلی تفاوت اساسی دارد. اتحاد جماهیر شوروی- تنها کسی که توانست جایگاه مناسبی را برای کشتی‌های غیرنظامی هسته‌ای بیابد و از این پروژه‌ها سود خوبی به دست آورد.
مهندسان شوروی در محاسبات خود از حقایق آشکار استفاده کردند. دو مزیت استثنایی نیروگاه های هسته ای چیست؟

1. غلظت عظیم انرژی.
2. امکان انتشار آن بدون مشارکت اکسیژن

ویژگی دوم به طور خودکار به YaSU یک "چراغ سبز" برای ناوگان زیردریایی می دهد.

در مورد غلظت بالای انرژی و امکان کارکرد طولانی مدت راکتور بدون سوخت گیری و شارژ مجدد، پاسخ توسط خود جغرافی پیشنهاد شد. قطب شمال!

در عرض های جغرافیایی قطبی است که مزایای نیروگاه های هسته ای به بهترین وجه درک می شود: ویژگی های عملکرد ناوگان یخ شکن با رژیم ثابت حداکثر قدرت همراه است. یخ شکن ها برای مدت طولانی دور از بنادر کار می کنند - ترک مسیر برای دوباره پر کردن ذخایر سوخت مملو از ضررهای قابل توجه است. در اینجا هیچ ممنوعیت و محدودیت بوروکراتیک وجود ندارد - یخ را بشکنید و کاروان را به شرق برانید: به دیکسون، ایگارکا، تیکسی یا دریای برینگ.

یخ شکن لنین (1957) اولین یخ شکن غیرنظامی هسته ای غیرنظامی جهان نسبت به "همکاران" غیرهسته ای خود مزایای زیادی نشان داد. در ژوئن 1971، او اولین کشتی سطحی تاریخ شد که از شمال نوایا زملیا عبور کرد.

و غول های هسته ای جدید قبلاً به او کمک می کردند - چهار یخ شکن اصلی از نوع Arktika. حتی قوی ترین یخ نیز نتوانست جلوی این هیولاها را بگیرد - در سال 1977، Arktika به قطب شمال رسید.
اما این تنها آغاز بود - در 30 جولای 2013، یخ شکن هسته ای "50 Let Pobedy" برای صدمین بار به قطب رسید!
یخ شکن های هسته ای، مسیر دریای شمال را به یک شریان حمل و نقل به خوبی توسعه یافته تبدیل کرده اند که ناوبری را در تمام طول سال در بخش غربی قطب شمال فراهم می کند. نیاز به زمستان گذرانی اجباری از بین رفت و سرعت و ایمنی شناورهای اسکورت افزایش یافت.

در مجموع 9 نفر بودند. نه قهرمان عرض های جغرافیایی قطبی - اجازه دهید آنها را با نام فهرست کنم:
«لنین»، «آرکتیکا»، «سیبری»، «روسیه»، «اتحاد جماهیر شوروی»، «50 سال پیروزی»، «یامال» و همچنین دو فروند یخ شکن هسته‌ای با پیشروی کم عمق برای عملیات در دهانه سیبری رودخانه ها - "Taimyr" و "Vaigach".

کشور ما همچنین دارای دهمین کشتی غیرنظامی هسته‌ای - ناو فندک هسته‌ای از نوع یخ‌شکن «سوموورپوت» بود. چهارمین کشتی تجاری با YASU در تاریخ دریا. ماشینی قدرتمند با جابجایی 60 هزار تن که قادر به حرکت مستقل در یخ به ضخامت 1.5 متر است. طول کشتی غول پیکر 260 متر، سرعت در آب های آزاد 20 گره است. ظرفیت بار: 74 بارج لیچر غیر خودکششی یا 1300 کانتینر استاندارد 20 فوتی.

کشتی حامل کانتینرهای فندک هسته ای Sevmorput، تنها کشتی حمل و نقل یخ شکن روسی با نیروگاه هسته ای، در کارخانه کشتی سازی کرچ Zaliv به نام V.I ساخته شد. بودن. بوتومز در بازه زمانی 82/06/01 لغایت 88/12/31. طراحی کشتی بر این اساس توسعه داده شد تصمیم مشترک Minmorflot و Minsudprom شماره С-13/01360 مورخ 30/05/78 مطابق با شرایط مرجع توسعه آن. بدنه کشتی برای دسته تقویت کننده های یخ "ULA" مطابق با الزامات قوانین ثبت نام اتحاد جماهیر شوروی، نسخه 1981 طراحی و ساخته شده است.

این کشتی با رعایت قوانین، کنوانسیون ها و استانداردهای داخلی و بین المللی از جمله:

  • کد IMO برای ایمنی کشتی های تجاری هسته ای؛
  • کنوانسیون بین المللی ایمنی کشتی های تجاری با سوخت هسته ای؛
  • استانداردهای ایمنی در برابر تشعشعات؛
  • قوانین ایمنی هسته ای؛
  • قوانین اولیه بهداشتی.

یخ شکن هسته ای "سوموورپوت" در 31 دسامبر 1988 به بهره برداری رسید.

از زمان برافراشتن پرچم و شروع کار، کشتی فندکی Sevmorput 302000 مایل را طی کرده است، بیش از 1.5 میلیون تن محموله را حمل کرده است و در این مدت تنها یک بار شارژ راکتور هسته ای انجام داده است.

برای مقایسه: کشتی‌های SA-15 که در خط Dudinskaya کار می‌کنند باید تقریباً 100 سفر برای انتقال همان مقدار محموله انجام دهند، در حالی که تقریباً 100000 تن سوخت مصرف می‌کردند.

تعیین کنیدانکار

این کشتی برای حمل موارد زیر طراحی شده است:

-فندک های نوع LESHدر انبارها، در سلول های مجهز به ویژه و در عرشه فوقانی با بارگیری و تخلیه آنها توسط جرثقیل سبک تر کشتی.

-ظروف ISOدر انبارها و در عرشه فوقانی بدون تجهیز مجدد ویژه کشتی، بارگیری و تخلیه کانتینرها باید توسط تأسیسات ساحلی انجام شود. تعداد محدودی را می توان با اتصالات ظروف جرثقیل سبک تر بارگیری و تخلیه کرد.

در مجموع این کشتی می تواند 74 فندک با ظرفیت حمل 300 تن یا 1328 کانتینر بیست فوتی را سوار کند.

استحکام دریچه ها امکان حمل فندک های باردار به وزن هر کدام 450 تن را در دو طبقه نصب شده یا کانتینرهای استاندارد بین المللی 20 و 40 فوتی در سه طبقه در ارتفاع با حداکثر وزن مجاز هر کانتینر 20.3 و 30.5 تن را فراهم می کند. به ترتیب .

Sevmorput قادر است به طور مستقل بر یخ تا ضخامت 1 متر غلبه کند.

یک نیروگاه هسته ای محدوده و مدت زمان ناوبری را محدود نمی کند.

ویژگی های اصلی

نوع کشتی - کشتی تک روتور تک عرشه با موتور هسته ای با تخته آزاد اضافی، پیشرو، موقعیت رو به جلوی روبنای مسکونی، موقعیت میانی موتورخانه و محفظه راکتور، با یک ساقه شیبدار از نوع یخ شکن، عقب کروز، بریده شده در قسمت سطحی به صورت ترانسوم.
این کشتی قادر است به طور مستقل در زمین های جامد و حتی یخی تا ضخامت یک متر با سرعت حدود دو گره حرکت کند. بدنه توسط 11 دیواره عرضی ضد آب به 12 محفظه، شامل 6 انبار بار تقسیم شده است.

سرعت شناور با بادکش متوسط ​​10 متر و توان GTZA 29420 کیلووات، نود 20.8

نیروگاه

نیروگاه شامل:

یونیت توربو دنده اصلی با توان 29420 کیلووات و با سرعت محور پروانه 115 دور در دقیقه که بر روی پروانه گام قابل کنترل کار می کند.

نیروگاه تولید بخار هسته ای با ظرفیت 215 تن بخار در ساعت، در فشار 40 اتمسفر و دمای 290 درجه سانتی گراد.

نصب کمکی:

3 توربو ژنراتور هر کدام 1700 کیلووات

2 دیزل ژنراتور آماده به کار هر کدام 600 کیلو وات

2 عدد دیزل ژنراتور اضطراری 200 کیلووات.

دیگ بخار اضطراری (در صورت خرابی APPU) با ظرفیت بخار 50 تن در ساعت با فشار 25 کیلوگرم بر سانتی متر مربع و دمای بخار 360 درجه سانتیگراد با سوخت دیزل کار می کند.

ویژگی های جرثقیل ها

جرثقیل های زیر بر روی حامل فندک نصب می شوند:

1. جرثقیل "KONE":

جرثقیل فندکی مجهز به دو اتصال کانتینری با ظرفیت بالابری 38.0 تن و دو جرثقیل کمکی 3.0 تنی است و برای بارگیری و تخلیه تعداد محدودی از کانتینرهای 20 و 40 فوتی در بنادری که مجهز به جرثقیل کانتینری ساحلی نیستند طراحی شده است.

2. دو جرثقیل با ظرفیت بالابری 16 تن.

3. دو جرثقیل با ظرفیت بالابری 3.2 تن.

افسوس، سرنوشت برای این کشتی شگفت انگیز بی رحم بود: با کاهش جریان محموله در قطب شمال، معلوم شد که سودآور نیست. چند سال پیش، اطلاعاتی در مورد تجهیز مجدد احتمالی Sevmorput به یک کشتی حفاری منتشر شد، اما همه چیز بسیار غم انگیزتر بود - در سال 2012، حامل فندک هسته ای منحصر به فرد از ثبت کشتی ها حذف شد و برای ضایعات فرستاده شد.

APD. و حالا خبر رسید: مسیر دریای شمال واقعاً بود. از لیست ناوگان فعال حذف شد و استراحت کرد، اما کسی آن را برای اسقاط نفرستاد. "در پایان دسامبر مدیر عاملشرکت دولتی "روساتوم" S.V. کرینکو دستوری برای احیای کشتی حامل کانتینرهای فندکی هسته ای Sevmorput امضا کرد. کشتی منحصر به فرد دوباره در فوریه 2016 شروع به کار خواهد کرد." . هنوز مشخص نیست ... اصل مقاله در سایت موجود است InfoGlaz.rfپیوند به مقاله ای که این کپی از آن ساخته شده است -

آژانس فدرال آموزش فدراسیون روسیه

شعبه "SEVMASHVTUZ" آموزش دولتی

موسسات آموزش عالی حرفه ای

«دریانوردی ایالتی سنت پترزبورگ

دانشگاه فنی" در Severodvinsk

I.V. ماکوویف

طراحی کارخانه های راکتور.

یادداشت های سخنرانی

سورودوینسک

Makoveev IV، طرح های نیروگاه راکتور.یادداشت های سخنرانی - Severodvinsk: Sevmashvtuz, 2010. - 64 p.

مدیر مسئول: دکتری، استاد، سرپرست. کافه "فناوری اقیانوس و نیروگاه ها" A.I. Lychakov

داوران: دکترا، پروفسور لیچاکوف A.I.

این کتاب درسی برای دانشجویان پاره وقت تخصص "مهندسی اقیانوس و نیروگاه ها" در نظر گرفته شده است که در رشته "تجهیزات اصلی قدرت کشتی" مطالعه می کنند. تاسیسات تولید بخار حاوی مواد اولیه لازم برای مطالعه ویژگی های طراحی تجهیزات PPU با استفاده از مثال یخ شکن Arktika است.

فهرست اختصارات و نمادهای پذیرفته شده ………4

مقدمه…………………………………………………………………………5

    بررسی اجمالی کشتی‌های دارای نیروگاه هسته‌ای……………………….6

    کشتی های دارای نیروگاه های هسته ای در روسیه………………

    طرح‌بندی کشتی NSPU………………………………………………

    یخ شکن نیروی هسته ای دریایی……………………………..

    PPU هسته ای کشتی یخ شکن…………………………………………

4.1 راکتور، مدار اولیه………………………………………………..

4.2 درایوهای IM CPS…………………………………………………………

4.3 مدار اولیه و سیستم های مرتبط…………………………..

4.4. سیستم جبران فشار……………………………………..

4.5. سیستم نظافت و سرمایش………………………………………..

4.6. سیستم تخلیه گاز……………………………………………………

4.7. سیستم نمونه گیری…………………………………………………..

4.8. سیستم خنک کننده هسته اضطراری……………….

4.9. مدار دوم……………………………………………………………

4.10. مدار سوم……………………………………………………

4.11. سیستم خلاء……………………………………..

4.12. مدارهای سیستم 4……………………………………………………

4.13. سیستم تغذیه مدار 1 و نشت اضطراری راکتور…..

4.14. رژیم شیمیایی آب……………………………………………

ادبیات ………………………………………………………………………….

فهرست اختصارات و نمادهای پذیرفته شده

A3 - حفاظت اضطراری

APN - پمپ تغذیه اضطراری

NPP - نیروگاه هسته ای

BCHV - سرعت بالا

VKV - سوئیچ های حد بالایی

HVD - مخزن فشار بالا

DE - مخزن زهکشی

DU - کنترل از راه دور

LRW - زباله های رادیواکتیو مایع

ZO - پوسته محافظ

سیستم عامل - کارخانه آب شیرین کن

PAR - پست خنک کننده اضطراری

PG - مولد بخار

PD - محصولات شکافت

PZ - حفاظت پیشگیرانه

PKG - گروه جبران کننده محیطی

HDPE - بخاری کم فشار

PPN - پمپ آرایش

RV - مواد رادیواکتیو

RO - بدنه کار

RPN - پمپ تغذیه توزیع

RU - کارخانه راکتور

RC - مخزن انبساط

ECCS - آرایش و سیستم خنک کننده اضطراری هسته راکتور

SAR - سیستم خنک کننده اضطراری

SAE - سیستم منبع تغذیه اضطراری

SK - ستون مشاهده

مقدمه

انرژی هسته ای دریایی توسعه خود را تقریباً همزمان با ظهور نیروگاه های هسته ای آغاز کرد. مشوق‌ها برای این ویژگی‌های جدید و بسیار مهم مصرف‌کننده بود که در اصل، انرژی هسته‌ای می‌توانست فراهم کند، یعنی:

افزایش قدرت پیشرانه ها عملا نامحدود است;

هرگونه ذخیره انرژی مورد نیاز در راکتور؛

ناوبری نامحدود کشتی ها در زمان و مکان؛

افزایش استقلال عملیات ناوگان هسته ای در مقایسه با کشتی های با سوخت فسیلی.

این ویژگی‌ها نه تنها برای کشتی‌های تجاری، بلکه برای کشتی‌های نیروی دریایی نیز از اهمیت راهبردی برخوردار است، بنابراین شکل‌گیری و توسعه نیروی هسته‌ای کشتی‌ها تا حدی تحت تأثیر توسعه موازی انرژی هسته‌ای برای نیروی دریایی قرار گرفت.

برای بیش از 40 سال، انرژی هسته ای کشتی ها مسیر طولانی را در توسعه خود پیموده است. طرح های فناورانه نیروگاه های هسته ای (NPP)، ساختار آنها، طراحی تجهیزات، راه حل های چیدمان و سیستم های کنترل دستخوش تغییرات کیفی شده است.

در حال حاضر در همان مرحله اولیه جستجو برای راه حل های طراحی منطقی، مشخص شد که شرایط خاص برای استفاده از منابع انرژی هسته ای در کشتی ها امکان قرض گرفتن راه حل های طراحی را که خود را در شرایط عملیاتی نیروگاه های هسته ای ثابت کرده اند، حذف می کند. نیروگاه های هسته ای دریایی با محدودیت های شدید در اندازه و وزن، نزدیکی به محل پرسنل تعمیر و نگهداری، محدودیت در تعداد آنها، ویژگی های خاص تأثیرات خارجی و غیره مشخص می شوند. توسعه دهندگان نیروگاه های هسته ای کشتی باید به دنبال طراحی و مهندسی اصلی باشند. راه حل ها، غلبه بر مشکلات قابل توجه در ایجاد تجهیزات بسیار قابل اعتماد و سیستم های جزء.

1. بررسی کشتی های دارای نیروگاه هسته ای.

اولین کشتی ها با نیروگاه های هسته ای عبارتند از: در اتحاد جماهیر شوروی - یخ شکن هسته ای "لنین" (1959)، در ایالات متحده - کشتی تجاری "ساوانا" (1960)، در آلمان - حامل سنگ معدن "اتو گان" (1968) و در ژاپن - یک کشتی آزمایشی "Mutsu" (1972). با این حال، تنها در اتحاد جماهیر شوروی بود که ساخت کشتی‌هایی با نیروگاه‌های هسته‌ای از نظر تجاری ادامه یافت و توسعه یافت. تا به امروز، روسیه یک ناوگان هسته‌ای کاملا غیرنظامی دارد: نه یخ‌شکن با نیروگاه‌های هسته‌ای دو راکتوری و یک راکتوری و یک کشتی فندکی کانتینری یخ‌بر.

پس از بیش از 100 هزار ساعت کار، یخ شکن لنین به دلیل فرسودگی بدنه کشتی از رده خارج شد، اگرچه نیروگاه هسته ای آن همچنان فعال بود که با تجدید نظر در تجهیزات و سیستم های پشتیبانی تأیید شد. بنابراین، بازنگری پمپ های گردشی اصلی (شکل 1) نشان داد که پس از کارکرد بیش از 100 هزار ساعت، عملکرد آنها بدون تردید است. به ویژه، هیچ سایش قابل توجهی روی یاتاقان ها وجود نداشت. ویژگی های الکتریکی، مکانیکی و هیدرولیکی ارزش طراحی خود را حفظ کرده اند. همین شرایط برای محرک های بدنه های کنترل و حفاظت، برای شیرها ثبت شده است. بررسی‌های متالورژیکی نازل‌های اصلی راکتور که آن را به ژنراتور بخار و محفظه‌های پمپ وصل می‌کنند، هیچ نقصی را در مواد نازل، از جمله مواد جوش، نشان نداد.

نتایج حسابرسی به عنوان مبنایی برای تنظیم منبع اختصاص داده شده و تعیین شرایط گسترش آن در طول عملیات عمل کرد. به طور خاص، در یخ شکن Arktika که هنوز در حال کار است، منبع به دست آمده نیروگاه هسته ای حدود 150 هزار ساعت است، امکان افزایش منبع به 175 هزار ساعت اثبات شده است.

در نیروگاه های هسته ای دریایی، سطح تبادل حرارتی ژنراتورهای بخار همیشه یک عنصر حیاتی بوده است. شرایط کاری سخت عدد بزرگعوامل غیرفعال با ماهیت های مختلف یک دوره نسبتا طولانی جستجو برای طراحی بهینه مولد بخار و مواد ساختاری برای سطح تبادل حرارت را تعیین کردند. این کار راه حلی موفق در چارچوب الزامات مدرن پیدا کرده است. کارایی طراحی ژنراتورهای بخار امیدوار کننده با عملکرد طولانی مدت تأیید شده است.

کشتی راکتور نیز در معرض عوامل مختلفی است که در حین کار تغییر می کنند. با این حال، فرسودگی منبع آن نه با بارهای ترمومکانیکی، بلکه توسط اثر جریان (شار) نوترون ها بر روی مواد مورد و جوش ها در ناحیه هسته تعیین می شود. شار نوترونی به طور قابل توجهی ریزساختار و بر این اساس، خواص مکانیکی آنها، به ویژه، انعطاف پذیری و دمای شکنندگی بحرانی را تغییر می دهد. افزایش بیشتر در طول عمر کشتی راکتور، در صورت استفاده از مواد موجود، تنها در صورتی امکان پذیر است که شار نوترون در کشتی کاهش یابد. این تنها با افزایش جذب نوترون در شکاف شعاعی بین مورد و منطقه فعال به دست می آید. در نتیجه، قطر کشتی راکتور افزایش می‌یابد که می‌تواند حمل و نقل آن از طریق ریل را به طور قابل توجهی پیچیده کند.

عملکرد طولانی مدت چندین نسل از NPP های مبتنی بر کشتی با راکتورهای مبتنی بر آب به عنوان خنک کننده تعدیل کننده نشان داده است که آنها از نظر قابلیت اطمینان منابع و ایمنی ویژگی های به اندازه کافی بالایی دارند. در عین حال، امکان بهبود بیشتر نیروگاه های هسته ای کشتی برای اطمینان از رشد عمر مفید و ایمنی باقی می ماند.

باید در نظر داشت که کار موازی در پروژه های NPP برای نیروی دریایی و کشتی های غیرنظامی، از جمله تجزیه و تحلیل تجربه عملیاتی در هر دو جهت، به طور قابل توجهی اطلاعات اساسی را گسترش می دهد و به انتخاب راه حل های طراحی بهینه در هر یک از جهت ها، از جمله مشکل ایمنی

2. کشتی با نیروگاه های هسته ای در روسیه.

یخ شکن های هسته ای برای اسکورت کشتی ها در امتداد سواحل قطب شمال ساخته شدند. از یخ شکن ها برای حمل محموله های مختلف، عمدتا سنگ آهن از نوریلسک به شبه جزیره کولا استفاده می شود، جایی که سنگ معدن به کارخانه های فرآوری در منطقه مورمانسک منتقل می شود. طول این مسیر حدود 3000 کیلومتر است.

اولین کشتی غیرنظامی در جهان با نیروگاه هسته ای، یخ شکن لنین بود که در سال 1957 به آب انداخته شد. "لنین" به مدت 30 سال - از 1959 تا 1989 - فعال بود.

جابجایی "لنین" 16 هزار تن، طول 134 متر، پیش نویس 9.2 متر.

بر اساس تجربه ایجاد و راه اندازی اولین کشتی هسته ای، در سال 1975 یک کشتی حتی قدرتمندتر به نام Arktika به بهره برداری رسید. در 17 می 1977، این یخ شکن اولین شناور سطحی بود که در ناوبری آزاد به قطب شمال رسید. "آرکتیکا" یک مریخ نورد توربوالکتریک 3 شفت با 4 عرشه، پیشانی و روبنای میانی 5 طبقه است که بدنه آن به 8 محفظه ضد آب تقسیم شده است. نیروگاه هسته ای تولید بخار آب-آب از 2 بلوک، هر یک 1 راکتور و چهار مولد بخار در هر بلوک تشکیل شده است. تاسیسات برقی پیشرانه AC/DC بر اساس طرح "مولد جریان متناوب - یکسو کننده سیلیکون - موتور الکتریکی DC" 3 موتور پیشرانه هر کدام 17.6 مگاوات ظرفیت دارد. جابجایی - 23460 تن، طول 148 متر، عرض 30 متر، پیش نویس 11 متر، عمق 17 متر، قدرت نیروگاه تولید بخار هسته ای - 55.1 مگاوات.

در مجموع 6 فروند یخ شکن از نوع Arktika ساخته شد.

" قطب شمال"؛

"اتحاد جماهیر شوروی"؛

"50 سال پیروزی".

علاوه بر این، در پایان دهه هشتاد، 2 یخ شکن در فنلاند ساخته شد: "Taimyr" و "Vaigach"، مجهز به یک راکتور و قادر به ورود به دهانه رودخانه های بزرگ. طول آنها 151 متر، عرض 29 متر، قدرت راکتور 35 مگاوات است.

حامل فندک "Sevmorput" در کارخانه کشتی سازی کرچ "Zaliv" به نام آن ساخته شد. بودن. بوتومز در بازه زمانی 82/06/01 - 88/12/31. این کشتی برای حمل و نقل موارد زیر در نظر گرفته شده است: فندک های نوع LESH (حداکثر 450 تن) در انبارها، در سلول های مجهز ویژه و در عرشه فوقانی همراه با بارگیری و تخلیه آنها توسط جرثقیل فندکی کشتی. کانتینرهای استاندارد بین المللی ISO (تا 30 تن) در انبارها و در عرشه فوقانی بدون تجهیز مجدد ویژه کشتی، بارگیری و تخلیه کانتینرها باید از طریق ساحل انجام شود. تعداد محدودی را می توان با اتصالات ظروف جرثقیل سبک تر بارگیری و تخلیه کرد.

طول کشتی 260 متر، عرض 32 متر، ظرفیت نیروگاه 32.5 مگاوات است. در مجموع این کشتی می تواند 74 فندک با ظرفیت حمل 300 تن یا 1328 کانتینر بیست فوتی را سوار کند. این کشتی قادر است به طور مستقل در یک میدان یخی تا ضخامت 1 متر حرکت کند.

3. چیدمان پرتابگرهای هسته ای کشتی

برای نیروگاه های هسته ای دریایی، چیدمان تجهیزات بخش راکتور از اهمیت تعیین کننده ای برخوردار است، زیرا بسیاری از ویژگی ها، از جمله راه حل بهینه مسائل ایمنی، شاخص های وزن و اندازه، طراحی تجهیزات اصلی، قابلیت نگهداری آن تا حد زیادی به نوع آن بستگی دارد. از چیدمان [ 3 ]. طرح بندی حلقه و بلوک تجهیزات بخش راکتور نیروگاه های هسته ای بیشتر مورد استفاده قرار می گیرد (شکل 3، 4). هر یک از آنها دارای مزایا و معایب خاص خود هستند که در مرحله ساخت، نصب و بهره برداری تجهیزات خود را نشان می دهند.

برنج. 1. طرح حلقه تجهیزات مدار اولیه یک نیروگاه هسته ای کشتی:

1 - کشتی راکتور؛ 2 - منطقه فعال; 3 – مولد بخار 4 - اصلی

پمپ دایره ای؛ 5- مکانیزم های کنترل اجرایی; 6 - خط لوله آب تغذیه; 7 - خط لوله بخار؛ KD - جبران کننده فشار.

در حال حاضر امیدوار کننده ترین طرح یکپارچه تجهیزات بخش راکتور یک نیروگاه هسته ای کشتی در نظر گرفته می شود (شکل 4). مزایای آن به این دلیل است که کل حجم مایع خنک کننده مدار اولیه نیروگاه راکتور در یک ساختمان قرار دارد، تمام تجهیزات مدار اولیه نیز در این ساختمان قرار دارد، بخش های غیر قطعی مدار اولیه در صورت کاهش فشار حذف می شود، تعداد ساختارها و اتصالات مخزن به شدت کاهش می یابد و خطر رسیدن به یک مقدار بحرانی از بین می رود. نفوذ نوترون ها بر مخزن تحت فشار راکتور. با این حال ، باید در نظر داشت که در طرح یکپارچه فقط از تجهیزات اشباع بسیار قابل اعتماد استفاده می شود ، زیرا از نظر قابلیت نگهداری به طور قابل توجهی نسبت به طرح بندی حلقه و بلوک پایین تر است.

برنج. 3. چیدمان یکپارچه تجهیزات با گردش طبیعی در مدار اولیه یک نیروگاه هسته ای کشتی:

1 - محفظه راکتور انتگرال؛ 2 - منطقه فعال; 3 – مولد بخار 4 - مکانیزم های کنترل اجرایی; 5 - جبران کننده فشار; 6 - لوله انشعاب خط لوله آب تغذیه; 7 - لوله انشعاب خط لوله

بهبود بیشتر ویژگی های منابع نیروگاه های هسته ای کشتی شرط لازم برای بهبود شاخص های عملکرد فنی و اقتصادی است. جستجو برای راه حل های فنی مناسب در دو حوزه متفاوت انجام می شود:

افزایش منابع اختصاص داده شده تجهیزات و سیستم های پشتیبانی نیروگاه های هسته ای با بهبود طراحی، آزمایش و سایر اقدامات فنی در مرحله طراحی.

پیاده سازی سیستم های نظارتی برای کنترل عملیاتی مصرف منبع اختصاص داده شده برای انواع تجهیزاتی که منبع نیروگاه هسته ای را به طور کلی محدود می کند، با ارزیابی منابع باقی مانده.

تجربه چندین ساله در بهره برداری از نیروگاه های هسته ای کشتی و چشم انداز بهبود بیشتر شاخص های فنی و اقتصادی آنها دلیلی برای این باور است که در دهه های آینده توسعه انرژی هسته ای کشتی ها با بهبود کیفی نیروگاه های راکتور یکپارچه تعیین می شود. با آب به عنوان خنک کننده تعدیل کننده و همچنین سیستم های کنترل. با به حداقل رساندن مشخصات کلی، چیدمان بلوک تجهیزات ممکن است ترجیح داده شود، بنابراین تکامل نیروگاه های راکتور بلوک ادامه خواهد داشت. نمی توان رد کرد که جستجو برای راه حل های طراحی اساساً جدید با استفاده از خنک کننده های دیگر به جای آب منجر به راه حل های موفقیت آمیزی شود که کیفیت های مصرف کننده جدیدی را ارائه می دهد که باعث تحریک بیشتر ساخت کشتی های انواع مختلف با نیروگاه های هسته ای می شود.

4. کشتی نیروگاه هسته ای یخ شکن

هر نیروگاه هسته ای از بلوک های جداگانه تشکیل شده است، هر بلوک شامل: یک راکتور آب تحت فشار، چهار پمپ گردش خون و چهار ژنراتور بخار، یک جبران کننده حجم، یک فیلتر تبادل یونی با یک یخچال و سایر تجهیزات است. راکتور، پمپ ها و مولدهای بخار دارای محفظه های جداگانه هستند و توسط لوله های کوتاه از نوع لوله در لوله به یکدیگر متصل می شوند. تمام تجهیزات به صورت عمودی در کیسون های مخزن حفاظتی آهن-آب قرار دارند و با بلوک های حفاظتی کوچک بسته می شوند که دسترسی آسان را در حین کار تعمیر تضمین می کند.

راکتور از یک منطقه فعال و یک بازتابنده تشکیل شده است. راکتور آب به آب - آب موجود در آن هم یک تعدیل کننده سریع نوترونی است و هم یک محیط خنک کننده و تبادل گرما. هسته حاوی سوخت هسته ای در یک پوشش محافظ (عناصر سوخت - میله های سوخت) و یک تعدیل کننده است. میله‌های سوخت که شبیه میله‌های نازک به نظر می‌رسند به صورت دسته‌هایی مونتاژ می‌شوند و در پوشش‌هایی محصور می‌شوند. چنین ساختارهایی را مجموعه های سوخت مجموعه های سوخت می نامند.

هسته راکتور مجموعه ای از قطعات فعال مجموعه های سوخت تازه (SFA) است که به نوبه خود از عناصر سوخت (TVEL) تشکیل شده است. 241 STV در راکتور قرار داده شده است. منبع هسته مدرن (2.1-2.3 میلیون مگاوات ساعت) نیازهای انرژی کشتی با نیروگاه های هسته ای را برای 5-6 سال تأمین می کند. پس از اتمام منبع انرژی هسته، راکتور دوباره شارژ می شود.

مخزن راکتور با کف بیضوی از فولاد کم آلیاژ مقاوم در برابر حرارت با پوشش سخت ضد خوردگی در سطوح داخلی ساخته شده است.

طرح حرارتی نیروگاه تولید بخار یک کشتی هسته ای از 4 مدار تشکیل شده است. خنک کننده مدار اول (آب بسیار تصفیه شده) از طریق هسته راکتور پمپ می شود. آب تا 317 درجه گرم می شود، اما به بخار تبدیل نمی شود، زیرا تحت فشار است. از راکتور، خنک کننده مدار 1 وارد مولد بخار می شود، به همین دلیل، آبی که از طریق لوله های آن جریان می یابد، به بخار فوق گرم تبدیل می شود. علاوه بر این، خنک کننده مدار اول دوباره توسط پمپ گردش خون به راکتور وارد می شود. از مولد بخار، بخار فوق گرم (خنک کننده مدار دوم) وارد توربین های اصلی می شود. پارامترهای بخار قبل از توربین: فشار - 30 کیلوگرم بر سانتی متر مربع (2.9 مگاپاسکال)، دما - 300 درجه سانتی گراد. سپس بخار متراکم شده و سپس آب از سیستم تصفیه تبادل یونی عبور کرده و دوباره وارد مولد بخار می شود. مدار III برای خنک کردن تجهیزات نیروگاه هسته ای در نظر گرفته شده است؛ آب با خلوص بالا (مقطیر) به عنوان خنک کننده استفاده می شود. خنک کننده مدار III دارای رادیواکتیویته جزئی است. مدار IV برای خنک کردن بخار در سیستم مدار II خدمت می کند، آب دریا به عنوان حامل گرما استفاده می شود.

شکل 4. نیروگاه هسته ای یخ شکن.

APPU به گونه ای طراحی و روی کشتی قرار می گیرد که از محافظت خدمه و مردم در برابر قرار گرفتن در معرض و محیط زیست - از آلودگی با مواد رادیواکتیو در محدوده ایمن مجاز هم در حین کار عادی و هم در صورت بروز حوادث اطمینان حاصل کند. نصب و کشتی برای این منظور، چهار مانع محافظ بین سوخت هسته ای و محیط زیست در مسیرهای احتمالی برای انتشار مواد رادیواکتیو ایجاد شده است:

اول - پوسته عناصر سوخت هسته راکتور.

II. دوم - دیوارهای قوی تجهیزات و خطوط لوله مدار اولیه؛

III. سومی یک پوسته محافظ است.

IV. چهارم یک حصار محافظ است که مرزهای آن دیوارهای طولی و عرضی، کف دوم پایین و کف عرشه بالایی در ناحیه محفظه راکتور است. ایمنی APPU توسط دستگاه ها و سیستم هایی برای عملکرد عادی و سیستم های ایمنی طراحی شده برای خاموش کردن مطمئن راکتور، حذف گرما از هسته و محدود کردن عواقب حوادث احتمالی تضمین می شود.

5. کشتی یخ شکن هسته ای PPU

5.1 راکتور، مدار اولیه

راکتور یک راکتور آب تحت فشار از نوع کشتی است و برای تولید انرژی حرارتی با شکافت سوخت هسته ای در هسته و انتقال انرژی حاصل به خنک کننده مدار اول در حین کار راکتور به عنوان بخشی از یک نیروگاه راکتور طراحی شده است.

راکتور و تجهیزات و سیستم های مربوطه وظایف زیر را انجام می دهند:

حصول اطمینان از حفظ یک واکنش زنجیره ای کنترل شده از شکافت سوخت هسته ای هسته در مشخص شده، در مطابق با رژیم های طراحی، سطوح توان با انطباق با الزامات اسناد نظارتی در مورد ایمنی نیروگاه های هسته ای.

اطمینان از حفظ پارامترهای مشخص شده - فشار و دمای مایع خنک کننده مدار 1 مطابق با رژیم های طراحی و الزامات اسناد نظارتی در مورد ایمنی نیروگاه های هسته ای.

حصول اطمینان از حذف گرمای آزاد شده در حین کار هسته توسط خنک کننده مدار 1 در تمام حالت های پیش بینی.

اطمینان از سطح تنظیم شده تابش یونیزه و حرارتی در اتاق راکتور.

گردش اصلی مایع خنک کننده در مدار اول در راکتور (شکل 6) به شرح زیر انجام می شود: خنک کننده از طریق نازل های پمپ داخلی وارد محفظه فشار راکتور می شود. علاوه بر این، با عبور از شکاف حلقوی بین محفظه و پوسته قابل جابجایی و فیلتر شکاف دار، مایع خنک کننده وارد محفظه فشار هسته، واقع در زیر صفحه پایین بلوک قابل جابجایی می شود. پس از عبور از هسته، مایع خنک کننده وارد می شود محفظه تخلیه راکتور که از آنجا وارد نازل های داخلی ژنراتورهای بخار می شود. از ژنراتورهای بخار، مایع خنک‌کننده از طریق حفره‌های حلقوی بین نازل‌های اصلی و داخلی وارد حفره مکش الکتروپمپ‌ها می‌شود که در بالای پوسته مخروطی شکل قرار دارد و به چهار محفظه تقسیم می‌شود و به صورت هیدرولیکی الکتروپمپ و مولد بخار را به هم متصل می‌کند. جفت، در حالی که یک طرح گردش چهار حلقه ای از مایع خنک کننده مدار 1 را تحقق بخشید. از محفظه ها، مایع خنک کننده از طریق حفره های حلقوی نازل های پمپ اصلی وارد محفظه های هیدرولیک می شود. مکش الکتروپمپ ها

با گردش طبیعی، حرکت مایع خنک کننده در راکتور به همان روشی که با گردش اجباری انجام می شود.

از نظر ساختاری، راکتور (شکل 7) به شکل یک ظرف فشار بالا با درب ساخته شده است که در آن هسته، RO KG و RO A3 قرار دارد و روی درب - درایو IM KG و IM A3، مبدل های حرارتی مقاومتی، مبدل های ترموالکتریک طراحی شده برای اندازه گیری دما در راکتور.

شکل 5. راکتور

راکتور شامل واحدهای مونتاژ اصلی زیر است:

  • بلوک قابل جابجایی؛

    منطقه فعال؛

    درایو RO CPS (5 عدد)؛

    محرک AZ (4 عدد)؛

    ابزار دقیق:

    مبدل دمای مقاومت (6 عدد)

    مبدل ترموالکتریک (7 عدد)

    کیت نصب

محفظه به گونه ای طراحی شده است که اجزای راکتور را در خود جای دهد. بدنه شامل یک پوسته با نازل، یک پوسته استوانه ای صاف و یک پایین بیضوی است. سطح داخلی بدنه و لوله های شاخه اصلی از اثر خورندگی مایع خنک کننده مدار 1 توسط روکش ضد خوردگی محافظت می شود.

4 لوله انشعاب اصلی برای اتصال محفظه های هیدرولیک پمپ های سیرکولاسیون اصلی.

1 لوله انشعاب کوچک برای اتصال به سیستم جبران فشار و سیستم تمیز کردن و خنک کننده.

2 لوله شاخه کوچک برای اتصال به سیستم خنک کننده هسته اضطراری؛

1 اتصال کوچک به سیستم تمیز کردن و خنک کننده.

شکل 6. صفحه نمایش قابل جابجایی.

1- صفحه بالا؛ 2-مورد صفحه نمایش قابل جابجایی؛ 3- بشقاب وسط; صفحه 4 پایین بلوک؛ 5 صفحه نمایش؛ 6 فیلتر شکاف؛ 7 لوله راهنما؛ صفحه 8-پایین RO KG؛ پیچ و مهره های 9-g شکل. 10-لوله راهنما.

بلوک قابل جابجایی روی یقه پوسته جداسازی مخزن تحت فشار راکتور قرار دارد و با کمک پیچ های L شکل که در صفحه بالایی قرار دارد به آن متصل می شود.

در داخل بلوک متحرک پنج RO KG مستقل وجود دارد: مرکزی، دو وسط و برای موارد جانبی. هر RO KG از نظر ساختاری شامل دو صفحه است که توسط فنجان ها به هم متصل شده اند، که در آنها مجموعه های بلبرینگ با درج های گرافیتی نصب شده است که در طول حرکت RO KG در امتداد لوله های راهنما می لغزند. مجموعه های سوخت در داخل لوله های راهنما قرار می گیرند.

به صفحات پایین RO KG میله PEL متصل شده، در لوله های راهنما که بین صفحات میانی و پایینی بلوک قابل جابجایی قرار گرفته است حرکت می کند.

اتصال هر RO KG با پیچ درایو IM KG به کمک میله و اکستنشن میله انجام می شود. میله با ترقه به صفحه پایینی RO KG و با پسوند میله - با اتصال سرنیزه متصل می شود. پسوندها در امتداد زاویه قرار دارند و با کمک گیره ها نسبت به میله ها ثابت می شوند.

پیچ های درایوهای IM KG با استفاده از اتصال سرنیزه به پسوندهای میله ای متصل می شوند.

یک فیلتر شکاف دار با صفحه نمایش به صفحه پایین بلوک قابل جابجایی پیچ می شود که برای محافظت از هسته در برابر اشیاء خارجی طراحی شده است. صفحه نمایش برای کاهش شار نوترون در پایین ظرف راکتور طراحی شده است.

قسمت های اصلی بلوک قابل برداشت از فولاد ضد زنگ آستنیتی ساخته شده است.

لوله های راهنمای PEL از آلیاژ زیرکونیوم E-635 ساخته شده اند که سطح مقطع جذب نوترون پایینی دارد.

شکل 7. مجموعه های اصلی سوخت:

1 - سر؛ 2 – چوب پنبه 3 - بهار; 4 - قفل کلت; 5 - تعلیق; 6 - کاست؛ 7 - مهره؛ 8 - حلقه؛ 9 - سر؛ 10 - کلیپ; 11 - نیم حلقه؛ 12 - شبکه فاصله دهنده؛ 13 - پوشش؛ 14 - بوش; 15 - حلقه؛ 16 - نکته.

شکل 8. TBC زیر میله A3.

1 - سر 2 – فنر، 3 - قفل کولت، 4 - تعلیق، 5 - کاست، 6 - مهره، 7 - حلقه، 8 - سر، 9 - گیره، 10 - حلقه نیمه، 11 - توری اسپیسر، 13 - پوشش، 14 - جابجایی، 15 - آستین، 16 - حلقه، 17 - نوک.

شکل 9. TVS با میله.

1 - سر؛ 2 – قفل توپ؛ 3 - بهار; 4 - میله; 5 - سوخاری; 6 - مهره; 7 - تعلیق; 8 - نوار کاست; 9 - سر; 10 - مهره; 11 - انگشتر; 12 - حلقه نیمه; 13 - کلیپ; 14 - شبکه اسپیسر; 15 - مورد; 16 - آستین; 17 - انگشتر; 18 - نکته.

راه حل های اصلی طراحی:

طراحی هسته با قرار دادن PEL در لوله های راهنما ساخته شده از آلیاژ زیرکونیوم مقاوم در برابر تشعشع و خوردگی، و میله های A3 در آستین ها - دیواره ضخیم خشک، خروج، گیر کردن و جدا شدن خود به خود بدنه های CPS را با درایوهای IM KG و درایوهای IM A3 حذف می کند. لوله های. PEL ها هنگامی که روی صفحه KG نصب می شوند دارای سیستم تعلیق لولایی هستند که می تواند انحنای و انحراف صفحات KG را جبران کند و میله های A3 از 9 بلوک لولا شده به یکدیگر تشکیل شده است که احتمال گیر کردن را کاهش می دهد و تقریباً آن را به ارمغان می آورد. صفر؛

طراحی مجموعه‌های سوخت، در صورت تغییر شکل احتمالی میله‌های سوخت و سایر عناصر، همپوشانی بخش سوراخ‌دار قسمت سوراخ مجموعه‌های سوخت را حذف می‌کند، که منجر به آسیب بیش از حد تعیین‌شده به میله‌های سوخت می‌شود، که با تضمین می‌شود. امکان جبران انبساط محوری و شعاعی میله های سوخت و سایر عناصر مجموعه های سوخت که در حین کار رخ می دهد و با حذف آزیموت و جابجایی محوری هم عناصر FA و هم خود FA به عنوان یک کل، با تثبیت صلب عناصر سوخت در منطقه پلاگین بالایی به عناصر FA هم در زاویه و هم در جهت محوری و با فاصله گذاری FA در صفحات بالایی و پایینی بلوک متحرک با FA که از طریق فنر توسط پوشش راکتور فشرده می شود.

مواد مورد استفاده در مجموعه های سوخت و عناصر آن خواص فیزیکی و مکانیکی رضایت بخش، سازگاری، و همچنین مقاومت در برابر خوردگی، اثرات الکتروشیمیایی، حرارتی، مکانیکی و تشعشعی را در تمام طول عمر هسته حفظ می کنند.

TVS و عناصر آن دارای ویژگی های متمایز سازنده ای هستند که نصب و مونتاژ اشتباه آنها را حذف می کند.

مشخصات اصلی هسته در جدول 1 آورده شده است .

میز 1 .

مشخصه

معنی

توان حرارتی نامی، مگاوات

منبع انرژی تعیین شده، 10 6 مگاوات ساعت

منبع اختصاص یافته، h

عمر سرویس اختصاص داده شده، سال

میانگین شار حرارتی از سطح عناصر سوخت، مگاوات بر متر مربع

فشار مایع خنک کننده مدار 1، MPa

مصرف مایع خنک کننده مدار I، t/h

دمای حامل حرارت مدار I، N=N، درجه سانتیگراد

در ورودی منطقه فعال

در خروجی از منطقه فعال

قطر توصیف شده، میلی متر

قطر معادل، میلی متر

ارتفاع، میلی متر

تعداد مجموعه سوخت، عدد.

تعداد میله AZ، عدد

شماره RO AZ،

قطر غلاف میله A3، بیرونی/داخلی، میلی متر

زمان بازنشانی RO AZ، s

تعداد PEL، عدد

قطر پوسته PEL، خارجی/داخلی، میلی متر

تعداد RO KG، عدد

5.2 درایوهای CPS IM

درایوهای CPS IM، متشکل از چهار درایو IM A3 و پنج درایو IM KG، برای حرکت دادن قطعات کار CPS (RO) در هسته در هنگام راه‌اندازی راکتور، کنترل توان، جبران واکنش اضافی و خاموش شدن راکتور طراحی شده‌اند.

درایو IM A3 ارائه می دهد:

بلند کردن و انداختن RO A3 با سرعت مورد نیاز:

RO A3 را در موقعیت های بالا و پایین نگه دارید.

سیگنال دهی در مورد موقعیت های بالا و پایین RO A3.

زنگ نشتی آستین سرب A3.

درایو IM KG ارائه می دهد:

حرکت RO CG با سرعت مورد نیاز و نگه داشتن آن در هر موقعیتی از ضربه.

حرکت RO KG به سمت پایین تحت اثر وزن خود هنگامی که موتور الکتریکی خاموش می شود.

سیگنال دهی در مورد موقعیت RO KG؛

توقف RO KG از حرکت خود به خود به سمت بالا.

امکان جابجایی دستی RO KG.

درایو IM KG (نمای کلی و نمودار سینماتیکی در شکل 13 نشان داده شده است) - نوع الکترومکانیکی متشکل از مکانیزم پیچ 1 با سنسورهای نقطه ثابت 2، گیربکس 6، موتور پله ای 4، درایو دستی 3، سنسور موقعیت

فعال کردن درایو IM A3 (تنظیم مجدد RO A3 به منطقه فعال) زمانی اتفاق می‌افتد که آهنربا برقی قطع شود و به وجود منبع تغذیه بستگی ندارد.

نگه داشتن RO A3 در موقعیت پایین و جلوگیری از بلند شدن خود به خودی RO KG از هسته با استفاده از کلاچ های غلتکی در طراحی درایوهای IM AZ و IM KG تضمین می شود.

شکل 10. درایو IM KG. فرم کلی

1 - مکانیزم پیچ; 2 - سنسور نقطه مرجع; 3 - درایو دستی; 4 - استپر موتور; 5 - کوپلینگ; 6 - کاهنده.

5.3 مدار اولیه و سیستم های مرتبط

دو نوع اتصال مدار اول با سیستم های خارجی وجود دارد: هیدرولیک - با استفاده از خطوط لوله و حرارتی - از طریق سطوح تبادل حرارت.

سیستم های متصل هیدرولیکی سازماندهی یک فرآیند تکنولوژیکی معمولی را برای آماده سازی برای بهره برداری، عملیات با تولید گرما توسط راکتور و حفظ پارامترها و ویژگی های مشخص شده مدار 1، و همچنین حفظ هسته زیر ورودی مایع خنک کننده در صورت بروز مشکل تضمین می کنند. نشتی مدار 1.

سیستم های متصل به مدار 1 از طریق سطوح تبادل حرارتی در مجموعه سیستم های خنک کننده راکتور و تجهیزات مدار 1 قرار دارند.

در صورت نشتی اینترلوپ، بخش‌هایی از این سیستم‌ها، از جمله دریچه‌های قطع دوگانه در کنار سطوح مبادله حرارت، از محلی‌سازی مایع خنک‌کننده رادیواکتیو مدار اول در محدوده‌های مشخص شده اطمینان می‌دهند و برای فشار بالا طراحی شده‌اند.

ساختار نمودار مدار مدار 1 و سیستم های مربوطه شامل سیستم های زیر به طور کامل یا در محدوده های محلی سازی است:

مدار گردش اصلی (مدار گردش اصلی) که هدف آن دریافت و انتقال گرما از هسته به ژنراتورهای بخار و تولید بخار پارامترهای مورد نیاز است.

سیستم تمیز کردن و خنک کننده طراحی شده برای حفظ شاخص های کیفیت آب مدار 1 و حذف گرمای باقیمانده در طول خنک سازی.

سیستم جبران فشار طراحی شده برای ایجاد و حفظ فشار در مدار 1.

سیستم حذف گاز که هدف آن حذف گاز از تجهیزات مدار 1 در آماده سازی برای راه اندازی تاسیسات راکتور است.

سیستم های نمونه برداری و زهکشی طراحی شده برای نمونه برداری از مایع خنک کننده، زهکشی و رطوبت زدایی مدار 1.

سیستم گاز فشار قوی که هدف آن دریافت، پر کردن، تخلیه و پمپاژ گاز در سیستم جبران فشار مدار 1 می باشد.

سیستم خنک کننده هسته اضطراری که برای جبران نشتی از مدار اولیه و خنک کردن هسته در حوادث با از دست دادن مایع خنک کننده طراحی شده است.

سیستم جلوگیری از فشار بیش از حد SG، هدف از آن حذف فشار بیش از حد احتمالی سیستم لوله SG قطع شده در امتداد مدار دوم به دلیل اتصال قابل اعتماد حفره قطع با مدار 1 است.

سیستم تصفیه و آرایش آب طراحی شده برای آرایش و آزمایش فشار مدار اول در عملیات تکنولوژیکی؛

مدارهای سیستم 2 برای بخار و آب تغذیه، طراحی شده برای تامین آب تغذیه و حذف بخار تولید شده در SG، خنک شدن در شرایط عادی و اضطراری، و همچنین برای محلی سازی مایع خنک کننده رادیواکتیو در صورت نشت بین حلقه ای.

سیستم مدار سوم طراحی شده برای خنک کردن تجهیزات مدار اول و حذف گرما در حالت عادی و اضطراری و همچنین برای محلی سازی مایع خنک کننده رادیواکتیو در صورت نشت حلقه ای.

5.4. شرح و مشخصات سیستم ها و عناصر مدار 1.

مدار گردش اصلی شکل.5. (واحد مولد بخار) برای تبدیل انرژی هسته ای به انرژی حرارتی، حذف گرما از هسته و انتقال گرما به مدار دوم برای تولید بخار پارامترهای مورد نیاز در SG طراحی شده است. .

ترکیب مدار گردش اصلی:

راکتور؛

چهار مولد بخار؛

چهار TsNPK؛

چهار اتاقک آبی

شکل 11. واحد تولید بخار

مشخصات فنی و پارامترهای طراحی مدار گردش اصلی هنگام کار در سطح توان یادبود در جدول 2 آورده شده است.

جدول 2

نام پارامتر، مشخصات

معنی

توان حرارتی، مگاوات

فشار مایع خنک کننده، MPa

دمای مایع خنک کننده در ورودی هسته، درجه سانتیگراد

دمای مایع خنک کننده در خروجی از هسته، %

مصرف مایع خنک کننده، t/h

فشار طراحی، MPa

دمای طراحی، °С

سطح گردش طبیعی، % Nhom

* هنگامی که حفاظت اضطراری از سطح توان نامی فعال می شود، خنک شدن RP از طریق SG ارائه می شود.

مدار گردش اصلی یک طراحی چهار حلقه ای است که درجه بالایی از افزونگی تجهیزات اصلی را تضمین می کند و در نتیجه قابلیت اطمینان بالایی در حذف گرما از هسته راکتور دارد. همراه با حلقه های گردش اضافی، برای حذف گرمای قابل اعتماد از هسته، چهار راه برای ایجاد گردش در مدار اصلی وجود دارد: به دلیل عملکرد 1TsNPK در سرعت های چرخشی بالا یا پایین پمپ خنک کننده الکتریکی، و همچنین به دلیل عملکرد گردش طبیعی

توان کل به طور مساوی بین چهار حلقه توزیع می شود. اگر یک یا دو حلقه از کار بیفتد، مدار گردش اصلی با قدرت کاهش یافته مربوطه فعال باقی می ماند.

در صورت خرابی چهار TsNPK، خنک شدن به دلیل عملکرد پمپ خنک کننده الکتریکی و همچنین به دلیل گردش طبیعی در مدار 1 هنگام تامین آب به SG تضمین می شود. حذف گرما از هسته در فشار اتمسفر با عملکرد پمپ خنک کننده الکتریکی تضمین می شود و همچنین می تواند از طریق SG با گردش طبیعی در امتداد 1 مدار انجام شود.

راکتور

بدنه شامل یک پوسته با نازل، یک پوسته استوانه ای صاف و یک پایین بیضوی است. سطح داخلی بدنه و لوله های شاخه اصلی از اثر خورندگی مایع خنک کننده مدار 1 توسط روکش ضد خوردگی محافظت می شود.

بدنه دارای اتصالات زیر است:

4 لوله اصلی برای اتصال بدنه ژنراتورهای بخار؛

4 لوله اصلی برای اتصال محفظه های هیدرولیک پمپ های گردشی مدار 1.

1 لوله انشعاب کوچک برای اتصال به سیستم جبران فشار به سیستم تمیز کردن و خنک کننده.

2 لوله انشعاب کوچک برای اتصال به سیستم خنک کننده اضطراری پمپ بنزین.

1 اتصال کوچک به سیستم تمیز کردن و خنک کننده.

در انتهای بالایی بدنه 24 گل میخ تعبیه شده است که با کمک آنها و همچنین یک فلنج فشاری، مهره، واشر و یک واشر گوه مسی، روکش در گردن بدنه مهر و موم می شود.

پوشش برای آب بندی بدنه طراحی شده است، یک محافظ بیولوژیکی است و به عنوان پشتیبانی برای درایوهای IM A3 و KG و همچنین مبدل های اولیه عمل می کند.

پوشش شامل یک صفحه باربر تخت است که پوسته ای با صفحه بالایی که به آن جوش داده شده است به آن پیچ می شود و با یک درز جوشی مهر و موم می شود. صفحه قدرت در امتداد سطوح تماس با مایع خنک کننده مدار 1 توسط سطح ضد خوردگی محافظت می شود.

استفاده از صفحه قدرت مسطح به دلیل سهولت ساخت است و یک تجربه عملیاتی مثبت بزرگ از سازه های مشابه با محاسبه مقاومت تأیید می شود.

36 قفسه از روی جلد عبور می کنند که به انتهای پایین صفحه نیرو جوش داده شده اند و برای اتصال درایوهای IM A3 و IM KG، شیر حذف گاز، مبدل های ترموالکتریک، آستین ترموکوپل های مقاومتی، آستین برای میله های A3 و آستین برای اندازه گیری های فیزیکی طراحی شده اند.

حفاظت بیولوژیکی در حفره داخلی درب قرار می گیرد.

Serpentinite galya TU 95.6112-76 به عنوان حفاظت بیولوژیکی با رطوبت محدود (نه بیش از 0.5٪) و محتوای کلرید (نه بیشتر از 0.01٪) استفاده می شود.

شکل 12. پوشش راکتور:

1 - صفحه قدرت؛ 2 - پوسته؛ 3 - صفحه بالا؛ 4 - مبدل ترموالکتریک رک; 5 - رک درایو IM A3; 6 - رک درایو IM RO KG; 7 - رک مبدل حرارتی مقاومتی; 8 - قفسه برای اندازه گیری های فیزیکی; 9 - شیشه؛ 10 - سنجاق سر؛ 11 - سنجاق سر؛ 12 - سنجاق سر؛ 13 - فلنج؛ 14 - فلنج.

ژنراتور بخار

مولد بخار برای حذف گرما از مایع خنک کننده مدار اول و تولید بخار فوق گرم طراحی شده است.

ویژگی های اصلی مولد بخار هنگام کار در سطح توان اسمی:

ظرفیت بخار - 60 تن در ساعت؛

فشار بخار - 3.72 مگاپاسکال (عضل)؛

دمای بخار، نه کمتر از - 290 درجه سانتیگراد؛

دمای آب خوراک - 170 درجه سانتیگراد؛

فشار مایع خنک کننده مدار 1 - 12.7 مگاپاسکال.

مصرف مایع خنک کننده 1 مدار - 650 تن در ساعت

محدوده بار عملیاتی - (10-100)٪ Nhom;

فشار طراحی -16.2 مگاپاسکال؛

حداکثر دمای کار برای 1 مدار 317 درجه سانتیگراد است.

مولد بخار مخزنی است که به شکل ساختاری جوش داده شده و از عناصر اصلی زیر تشکیل شده است:

بدنه استوانه ای عمودی 1 با پایین بیضی شکل، از داخل با روکش مقاوم در برابر خوردگی اندود شده است.

بافل های داخل بدنه 2 ساخته شده از فولاد ضد زنگ که برای سازماندهی جریان مایع خنک کننده از داخل محفظه کار می کنند.

لوله شاخه ای "لوله در لوله" نوع 3 که از داخل با روکش مقاوم در برابر خوردگی اندود شده است که یک عنصر قدرت است که مولد بخار را به راکتور متصل می کند و برای تامین و حذف مایع خنک کننده مدار 1 از راکتور به راکتور طراحی شده است. مولد بخار؛

بخش قابل جابجایی مولد بخار (سیستم لوله)، متشکل از یک سیم پیچ لوله مارپیچ 4 و یک پوشش صاف 5، که با جوش برقی به فلنج پوشش جوش داده شده است.

منیفولد بخار 6 با لوله خروجی;

منیفولد 7 را با یک لوله ورودی و یک درب متصل به منیفولد با پین و مهر و موم شده با یقه دم؛

پشتیبانی از trunnions 8.

سیستم لوله کشی مولد بخار به صورت مجموعه ای از کویل های استوانه ای با ورودی های مختلف، متشکل از 100 شاخه لوله که به صورت موازی به هم متصل شده اند، در 20 بخش مستقل برای تامین آب تغذیه و حذف بخار فوق گرم ساخته شده است.

در صورت نشتی اینترلوپ، هر یک از بخش ها را می توان شناسایی کرد و با بخار و آب تغذیه به برق وصل کرد.

آب تغذیه از طریق 100 لوله دریچه گاز با قطر کم به کویل های مولد بخار می رسد که پایداری هیدرودینامیکی مولد بخار را در محدوده عملیاتی تضمین می کند.

در طول کارکرد عادی، SG راه اندازی نیروگاه راکتور، کار در توان و خنک شدن را با گردش اجباری در مدارهای اولیه و ثانویه تضمین می کند.

SG خنک‌کردن اضطراری نیروگاه راکتور را با گردش اجباری و طبیعی در مدارهای اولیه و ثانویه فراهم می‌کند.

مدار آب 1

مدار آب 1

آب را تغذیه کنید

شکل 13. مولد بخار.

1 - مسکن; 2 - بافل داخل بدنه; 3 - لوله انشعاب از نوع "لوله در لوله"; 4 - محل لوله; 5 - پوشش; 6 - جمع کننده بخار; 7 - جمع آوری مواد مغذی; 8 - پین محوری؛ 9 - مهر و موم دم

مدار پمپ برقی 1

پمپ الکتریکی (TsNPK) برای ایجاد گردش آب در سیستم مدار 1 طراحی شده است.

پمپ الکتریکی تجهیزاتی است که عملکرد عادی و ایمنی را انجام می دهد.

نوع پمپ برقی - نسخه آب بندی شده، گریز از مرکز، تک مرحله ای، عمودی با موتور الکتریکی ناهمزمان دو سرعته (دو سیم پیچ) غربال شده.

پمپ الکتریکی (شکل 1) از یک موتور الکتریکی و یک پمپ گریز از مرکز تک مرحله ای تشکیل شده است که در یک واحد ترکیب شده اند.

شکل 14. پمپ سیرکولاسیون اصلی مهر و موم شده:

1 - پروانه; 2 - دستگاه راهنما; 3 – روتور موتور الکتریکی 4 - پارتیشن استاتور; 5 - مسکن استاتور; 6 - مهر و موم لنز.

پمپ شامل یک پروانه 1 و یک پره راهنما 2 با سوپاپ های برگشتی است که گردش مایع خنک کننده را از طریق یک پمپ الکتریکی بیکار ممنوع می کند.

موتور الکتریکی شامل یک استاتور قرار گرفته در محفظه 5، یک خنک کننده لوله ای، بلبرینگ و یک روتور 3 است.

حفره سیم پیچ های استاتور توسط یک پارتیشن استاتور جدار نازک از حفره روتور جدا می شود.

استاتور از بالا با پوششی با مهر و موم اتصال دهنده با استفاده از واشر لنز 6 بسته می شود.

خنک‌سازی سیم‌پیچ‌های استاتور، پارتیشن‌ها، روتور 3 و همچنین روان‌کاری و خنک‌سازی بلبرینگ‌ها با استفاده از آب خنک‌کننده در گردش در لوله‌های یخچال انجام می‌شود.

درب آن دارای اتصالی برای خروج گاز در هنگام پر کردن الکتروپمپ با آب است.

اتاقک آبی

محفظه هیدرولیک برای نصب الکتروپمپ مدار اول، اطمینان از اتصال هیدرولیکی آن با راکتور و سازماندهی گردش خنک کننده مدار اول در PHB و همچنین برای اتصال PHB به فونداسیون طراحی شده است.

مشخصات فنی اصلی اتاقک آبی:

محیط کار - آب مدار 1 مطابق با استانداردهای OST 95.10002-95؛

دمای طراحی - 300 ° С.

فشار طراحی - 16.2 مگاپاسکال؛

حداکثر دمای کار -300 درجه سانتیگراد؛

هيدروكمبر يك ساختار جوش داده شده متشكل از بدنه 1 با لوله انشعاب و نگهدارنده و پوسته استوانه اي 2 است. لوله انشعاب براي اتصال به راكتور، تكيه گاهي براي اتصال PHB به شالوده طراحي شده است. پوسته دارای سوراخ های رزوه ای با اتصالات برای تثبیت الکتروپمپ است.

اتاقک هیدرولیک در قسمت پایین مجهز به یک دستگاه راهنمای متشکل از یک پوسته 6، یک آداپتور 3، یک زین 4، یک لوله انشعاب 5 است. یک جابجایی 7 به آداپتور متصل است که جریان خنک کننده را سازماندهی می کند.

سطح داخلی بدنه با لوله انشعاب که با مایع خنک کننده در تماس است با روکش ضد خوردگی پوشیده شده است.

شکل 15. اتاقک آبی:

1-مورد؛ 2-پوسته؛ 3-آداپتور؛ 4 صندلی؛ 5 لوله؛ 6-پوسته؛ 7- جابجایی.

4.4. سیستم جبران فشار

سیستم جبران فشار برای ایجاد و حفظ فشار مدار 1 در محدوده های مشخص شده در تمام حالت های عملکرد واحد طراحی شده است و عملکردهای عملکرد عادی را انجام می دهد. این سیستم همچنین عملکردهای ایمنی بومی سازی را انجام می دهد تا از ویژگی های طراحی چگالی و استحکام مدار 1 به عنوان یک مانع ایمنی اطمینان حاصل کند. در مدار 1 از سیستم جبران فشار گاز استفاده می شود.

شرح طرح فن آوری

سیستم شامل:

چهار جبران کننده فشار؛

دو گروه کاری سیلندر گاز;

گروه ذخیره سیلندرها؛

خطوط لوله؛

اتصالات؛

یک سیستم گاز فشار بالا که به صورت هیدرولیکی به آن متصل است، شامل اتصالات و خطوط لوله.

ارتباط KDبه رآکتور برای آب با استفاده از یک صلیب اختلاط، یک خط لوله DN80 و خطوط لوله DN50 که فاقد دریچه های قطع هستند، و برای گاز - به گروه های سیلندر گاز توسط خطوط لوله DN32 با دریچه های قطع دوگانه انجام می شود. از سه سیلندر گاز، دو سیلندر در حال کار است و یکی ذخیره است. تمام عناصر سیستم در داخل 30 قرار می گیرند. اتصالات جوشی سیستم و اتصالات دمی سفتی کامل آن را تضمین می کند.

جبران کننده فشار

جبران کننده فشار برای دریافت (بازگشت) خنک کننده مدار 1 با تغییرات دما در حجم آن، ایجاد و حفظ فشار مورد نیاز در مدار 1 در حین کار نیروگاه راکتور طراحی شده است.

جبران کننده فشار یک مخزن مهر و موم شده است که به شکل یک ساختار جوش داده شده غیرقابل جداسازی ساخته شده است و از پوشش 1، بدنه 2، پایین 3 تشکیل شده است.

یک لوله انشعاب 13 به مرکز پوشش جوش داده شده است که دارای یک سوکت برای اتصال سنسور سطح سنج به جوش است و یک لوله شاخه 6 برای تامین و تخلیه گاز روی آن قرار دارد. برای سازماندهی تامین (حذف) آب مدار 1، لوله های انشعاب 5 و 12 به پوشش جبران کننده فشار جوش داده می شوند. یک ظرف 8 با لوله 7 با صفحه محافظ 4 که در داخل آن قرار داده شده است به لوله انشعاب 12 جوش داده می شود. از بین بردن لرزش لوله 10 که سطح سنج در آن نصب شده است، یک شیشه به قسمت پایین 11 جوش داده شده، گیره های 14 برای جلوگیری از لرزش لوله ورودی-خروجی آب و باس هایی برای جلوگیری از لرزش صفحه نمایش 4 تعبیه شده است. برای نصب و بست، جبران کننده فشار دارای فلنج 9 می باشد.

شکل 16. جبران کننده فشار

1 - پوشش؛ 2 - بدن؛ 3 - پایین؛ 4 - صفحه نمایش ظرفیت؛ 5 - لوله انشعاب; 6 - اتصالات؛ 7 - لوله; 8 - ظرفیت; 9 - فلنج؛ 10 - لوله; 11 - شیشه؛ 12 - لوله انشعاب; 13 - لوله انشعاب; 14 - دیسک؛ 15 - گیره؛

سیلندر گاز فشار قوی

سیلندر به گونه ای طراحی شده است که به عنوان بخشی از سیستم PV عمل کند و ذخیره، ورودی و برگشت گاز را در طول کار به سیستم فراهم می کند.

سیلندر (شکل 18) یک ظرف مهر و موم شده با دو گردن است که طبق GOST 9731-79 از لوله های بدون درز ساخته شده است.

در حین نصب، اتصالات به گردن سیلندر پیچ می شود و با واشرهای مسی آب بندی می شود که خطوط لوله سیستم پمپاژ فشار از یک طرف و از طرف دیگر خطوط لوله سیستم HPP به آنها جوش داده می شود.

برای اطمینان از عملکرد طولانی مدت قابل اعتماد سیلندر، ارائه شده است:

    بدون درز ساختن آن از شمش لوله؛

    از فولاد آلیاژی ساخته شده است که دارای خواص مکانیکی بالا و پایداری خواص در کل طول عمر است.

شکل 17. سیلندر گاز فشار قوی.

نیروگاه اتمی Shipboard - NPP برای اطمینان از حرکت کشتی و تامین گرما و انرژی الکتریکی برای مصرف کنندگان در کشتی طراحی شده است.

الزامات کلی برای نیروگاه کشتی به شرح زیر است:

1) محدودیت های سخت در وزن و ابعاد کلی؛

2) سازگاری با کار تحت شرایط به سرعت در حال تغییر.

3) وجود دستگاه های معکوس کننده در نیروگاه.

4) افزایش قابلیت اطمینان در حین کار و سهولت تعمیر و نگهداری در شرایط فاصله زیاد از پایه ها.

نیروگاه هسته ای کشتی از نظر تعدادی ویژگی هم با نیروگاه هسته ای ثابت و هم با نیروگاه کشتی که با سوخت فسیلی کار می کند متفاوت است. ما این ویژگی های خاص را فهرست می کنیم.

1. شرایط خاصعملیات کشتی (غلت، تریم، غلتک، تکان دادن و ارتعاش بدنه) امکان استفاده از تعدادی راه حل ساختاری رایج برای یک نصب ثابت را از بین می برد، به عنوان مثال، دستگاه های اضطراری که توسط گرانش ایجاد می شوند، ساختار سنگ تراشی کندگیر، فونداسیون ها و سایر قسمت هایی که برای برخورد نیروها و شتاب های مزاحم خارجی طراحی نشده اند.

2. محفظه های نیروگاه تنگ کشتی و محدودیت ویژگی های وزن و اندازه نیروگاه هسته ای کشتی عملاً امکان استفاده از سوخت هسته ای با غنای پایین را برای عملکرد راکتورهای کشتی منتفی می کند، انتخاب مواد ساختاری را محدود می کند و طراحی حفاظت بیولوژیکی را پیچیده می کند.

3. خودمختاری شناور (جدایی از پایه ها) مستلزم حضور نیروگاه کشتی به عنوان بخشی از نیروگاه است تا نیازهای خود را به گرما و انرژی الکتریکی پوشش دهد تا وسایل پیشران ذخیره را به حرکت درآورد. جداسازی کشتی از پایگاه ها اجازه نمی دهد تا در شرایط شرکت های مجهز فنی، کار تعمیر بدون برنامه توسط متخصصان واجد شرایط انجام شود. بنابراین، الزامات سخت گیرانه تری بر قابلیت اطمینان تمام عناصر تجهیزات نیروگاه های هسته ای کشتی و صلاحیت پرسنل خدمت کننده آنها اعمال می شود.

4. نیاز به اطمینان از سرعت های مختلف کشتی، عبور از گلوگاه ها، پهلوگیری، معکوس کردن و سایر حالت های خاص، تقاضاهای زیادی را برای مانورپذیری نیروگاه هسته ای کشتی ایجاد می کند.

5. در مواقع اضطراری (برخورد، زمین، آتش سوزی، آبگرفتگی کشتی، گسیختگی مدار اولیه و ...) طراحی نیروگاه هسته ای کشتی باید از آلودگی رادیواکتیو محیط جلوگیری کند. دستگاه های اضافی برای بومی سازی و جلوگیری از حوادث در نیروگاه هسته ای کشتی مورد نیاز است که در شرایط وزن و اندازه محدود، طراحی نیروگاه را بسیار پیچیده می کند.

6. یک نیروگاه هسته ای کشتی تنها در صورتی با نیروگاه کشتی های سوخت فسیلی قابل رقابت خواهد بود که هزینه، هزینه های عملیاتی و قابلیت اطمینان آن نزدیک به کشتی های معمولی باشد. بدیهی است که ویژگی های ذکر شده نیروگاه های هسته ای کشتی باید در هنگام توسعه نمودار شماتیک و تجهیزات آنها به طور کامل در نظر گرفته شود.

در نیروگاه هسته ای کشتی، یک پیوند میانی بین موتورهای اصلی (توربین ها) و پروانه ها (پروانه ها) نصب می شود که به آن چرخ دنده اصلی می گویند. چرخ دنده اصلی برای: انتقال گشتاور به محور پروانه استفاده می شود. کاهش سرعت چرخش پیشرانه به مقادیر بهینه (یک شاخص مشترک برای همه دنده های اصلی - نسبت دنده)؛ ترکیب قدرت چندین موتور اصلی یا تقسیم قدرت موتور اصلی به چندین جریان. ایجاد یک اتصال الاستیک بین موتور اصلی و پروانه؛ تغییر جهت گشتاور (معکوس).

معمولاً چرخ دنده های اصلی چندین مورد از عملکردهای ذکر شده در بالا را همزمان انجام می دهند.

دنده های اصلی می توانند مکانیکی باشند (سپس موتور اصلی همراه با دنده اصلی واحد توربو دنده اصلی - GTZA نامیده می شود)، الکتریکی و هیدرولیک.

همانطور که قبلاً اشاره شد ، ترکیب نیروگاه هسته ای کشتی لزوماً باید شامل یک نیروگاه پشتیبان باشد که امکان جلوگیری از حوادثی را که در صورت از دست دادن نیرو امکان پذیر است ، امتناع از بکسل را فراهم می کند. نیروگاه ذخیره در هنگام نزدیک شدن به پایگاه تعمیر برای اتصال استفاده می شود، زمانی که راکتور باید خاموش و خنک شود. در این راستا، نیروگاه پشتیبان باید از سرعت کشتی بیش از 6 گره (یعنی برای اطمینان از کنترل پذیری کافی)، برد کروز حداقل 1000 مایل (یا بیش از 5 روز) اطمینان حاصل کند و هیچ زمان به موقع نداشته باشد. بیش از 15 دقیقه

دیزل، توربین بخار، توربین گاز، تاسیسات الکتریکی به عنوان پشتیبان استفاده می شود. ترکیب آنها نیز امکان پذیر است.

با توجه به نوع موتورهای اصلی، نیروگاه های هسته ای کشتی ها به نیروگاه های توربین بخار هسته ای کشتی (YPTU) و نیروگاه های توربین گاز هسته ای کشتی (YGTU) تقسیم می شوند. طرح نیروگاه هسته ای کشتی عمدتاً بر اساس نوع راکتور تعیین می شود. در اصل، می توان از هر نوع راکتور موجود استفاده کرد، با این حال، در حال حاضر، کشتی ها از بالغ ترین و قابل اعتمادترین نیروگاه های هسته ای دریایی دو مداره با راکتورهای آب تحت فشار استفاده می کنند. چنین YAPTU. یخ شکن های هسته ای شوروی و کشتی های خارجی ساوانا (ایالات متحده آمریکا)، اتو گان (آلمان)، موتسو (ژاپن) مجهز شدند.

با توجه به اینکه تعداد کمی کشتی با نیروگاه های هسته ای وجود دارد، مشکل توسعه طرح های حرارتی آنها همچنان مرتبط است.

علاوه بر قابلیت اطمینان بالای نیروگاه های هسته ای روی کشتی و کشتی های مجهز به آنها، اطمینان از اقتصادی بودن آنها تا حد امکان نیز مهم است. مورد دوم با دستیابی به راندمان حرارتی بالا نیروگاه های هسته ای در حالی که وزن و ابعاد آنها را محدود می کند همراه است. با این حال، با افزایش راندمان ترمودینامیکی، از یک طرف، ویژگی های وزن و اندازه یک قطعه کاهش می یابد (به عنوان مثال، با راندمان بالاتر، قدرت اسمی حرارتی راکتور کاهش می یابد، در نتیجه جرم و ابعاد راکتور و حفاظت بیولوژیکی کاهش می یابد). از سوی دیگر، برای دستیابی به راندمان بالا (با پارامترهای خاص در خروجی راکتور)، تجهیزات اضافی و پیچیدگی ساختارها (استخراج بخار اضافی در توربین، مبدل های حرارتی در سیستم گرمایش آب تغذیه احیاکننده، خطوط لوله منشعب با اتصالات پیچیده در مورد استفاده از بخار گرم شده یا طرح هایی با استفاده از بخار با دو یا چند فشار اولیه). مورد دوم منجر به بدتر شدن مشخصات وزن و اندازه و پیچیدگی مدار می شود که قابلیت اطمینان عملیاتی نصب را کاهش می دهد.

یکی از ویژگی های نیروگاه های هسته ای کشتی، وجود مدار میانی است که در آن گرمای آب شیرین که عناصر تجهیزات کشتی را خنک می کند، به آب بیرونی منتقل می شود. مدار میانی از ورود آب دریا به خنک کننده مدارهای اولیه و ثانویه جلوگیری می کند. این برای خنک کردن آب شیرین MCP، مخزن حفاظت اولیه، مبدل های حرارتی سیستم تمیز کردن و غیره طراحی شده است. مدار میانی شامل پمپ های گردش آب شیرین، مبدل های حرارتی که گرما توسط آب دریا حذف می شود، پمپ های آب دریا، خطوط لوله و اتصالات لازم به ذکر است که مدار میانی هنگام خنک کردن کندانسورها (توربین های اصلی، ژنراتور توربین نیروگاه کشتی، کندانسورهای خنک کننده) وجود ندارد، زیرا در این مورد مبدل های حرارتی آن بسیار بزرگ هستند.

یکی دیگر از پیچیدگی‌های طرح نیروگاه هسته‌ای کشتی با تامین انرژی مصرف‌کنندگان عمومی کشتی و ذخیره وسایل پیشران و ویژگی کار در حین مانور همراه است. طرح‌های احیاکننده NPT‌های مبتنی بر کشتی کمتر توسعه یافته‌اند، بنابراین، احتمال اطمینان از راندمان بالای آنها کمتر از NPT‌های ثابت است.

به عنوان مثال، بیایید یک نمودار حرارتی ساده شده از نیروگاه هسته ای یک کشتی یخ شکن با پارامترهای نزدیک به تاسیسات کشتی های هسته ای از نوع Arktika را در نظر بگیریم (شکل 1.). در یخ شکن ها، به دلیل بارهای دینامیکی زیاد، یک محرک نهایی الکتریکی استفاده می شود: موتورهای اصلی (توربین ها) ژنراتورهای الکتریکی را به حرکت در می آورند و الکتریسیته تولید شده توسط آنها موتورهای محرکه را به حرکت در می آورد.

مدار اول، مانند تاسیسات ثابت با VVER، شامل راکتور U، مولد بخار اصلی 6 29 و پمپ های گردش اضطراری 28 است که توسط خطوط لوله به هم متصل شده اند. راکتور را می توان از ژنراتور بخار جدا کرد و با استفاده از شیرهای قطع کننده 4 و 31 پمپ کرد. شیرهای بازرسی 30 در خروجی پمپ ارائه می شوند. آب سردبه فضای بخار جبران کننده از خط "سرد" خط لوله ساخته شده است. همانطور که در تاسیسات ثابت، حدود 1٪ از مایع خنک کننده به طور مداوم از مدار اولیه خارج می شود (پاکسازی مداوم مدار اولیه)، در خنک کننده 32 خنک می شود و از فیلترهای تمیز کننده 27 عبور می کند، سپس آب تصفیه شده به مدار اصلی باز می گردد. . برای پمپاژ مایع خنک کننده از طریق مدار تصفیه در نمودار بالا، از فشار MCP استفاده می شود، در حالی که فیلترها باید برای فشار کامل مدار طراحی شوند. در طرح های دیگر، فیلترهای فشار پایین ممکن است استفاده شود. در این حالت، تخلیه تا فشار از پیش تعیین شده دریچه گاز گرفته می شود و پس از تمیز کردن، آب با استفاده از پمپ های مخصوص به مدار باز می گردد.

برای جلوگیری از احتمال عبور مایع خنک کننده رادیواکتیو در صورت نشتی یخچال مدار تصفیه، از یک مدار خنک کننده میانی متشکل از یک یخچال مدار تصفیه 32، یک مبدل حرارتی میانی 34 و یک پمپ مدار میانی 33 استفاده می شود. پر از آب تمیز از همان آب برای خنک کردن RCPهای مدار اولیه استفاده می شود (در نمودار نشان داده نشده است). از آب دریا برای خنک کردن آب مدار میانی استفاده می شود که توسط پمپ های مخصوص آب دریا 35 تامین می شود.

مدار اول با استفاده از پمپ 2 از مخزن ذخیره تغذیه می شود (آب به جبران کننده فشار عرضه می شود)، طرح های دیگر برای تغذیه امکان پذیر است.

گیاهان با راکتور تحت فشار با فشار بالا در مدار اولیه (10-20 مگاپاسکال) مشخص می شوند. فشار در مدار اولیه نیروگاه هسته ای یخ شکن های هسته ای حدود 20 مگاپاسکال است که باعث می شود دمای خنک کننده متوسط ​​​​حدود 598 کلوین در خروجی راکتور با زیر خنک کننده قابل توجه تا جوش - حدود 40 کلوین باشد. دمای مایع خنک کننده در خروجی راکتور به دست آوردن بخار کمی فوق گرم در فشار مدار دوم 3.1 مگاپاسکال، دمای 583 K را ممکن می کند.

بخار فوق گرم از مولد بخار 6 وارد توربین های اصلی می شود 10. یخ شکن های نوع Arktika دارای دو توربین اصلی با ظرفیت 27.6 مگاوات (37500 اسب بخار) هستند. پارامترهای بخار در جلوی توربین p0 = 3 مگاپاسکال، G = 572 K. فرآیند کامل انبساط چنین بخاری در توربین در رطوبت قابل قبولی انجام می شود. بنابراین، در طرح نیروگاه توربین، برخلاف طرح قبلاً در نظر گرفته شده نیروگاه هسته ای ثابت با راکتور آب تحت فشار، جداکننده رطوبت میانی مورد نیاز نیست و در طرح مورد بررسی وجود ندارد. استفاده از بخار کمی فوق گرم اختیاری است و برای همه تاسیسات دریایی معمول است. در کشتی های حمل و نقل خارجی، مانند ساوانا و موتسو، بخار اشباع شده در مدار ثانویه تولید می شود. بنابراین در نیروگاه توربین مانند نیروگاه های ثابت از جداسازی میانی استفاده می شود.

بخار پس از توربین در کندانسور 12 با فشار 3.5--7.0 کیلو پاسکال متراکم می شود. کندانسور توسط آب بیرونی عرضه شده توسط پمپ 13 خنک می شود. پمپ میعانات 15 میعانات حاصل را از طریق کندانسورهای اجکتورهای 19، 20 و تمیز کننده میعانات 21 به هواگیر 23 می فرستد. از هواگیر، آب از پمپ های تغذیه 25 با دمای 25 تغذیه می شود. 373 K به مولد بخار. پمپ های تغذیه اضطراری الکتریکی 26 نیز ارائه شده است.از آنجایی که کندانسورها توسط آب نمک بیرونی خنک می شوند، در صورت نشتی کندانسور، احتمال ورود آب خروجی به مدار وجود دارد. بنابراین در مدار دوم نیروگاه های هسته ای کشتی از پاکسازی 100 درصد میعانات استفاده می شود. کارخانه توربین حداکثر 15 تخلیه کامل و نوسان بار در ساعت را امکان پذیر می کند.

به دلیل تغییرات بار مکرر و قابل توجه بر روی یخ شکن ها، استفاده از گرمایش احیا کننده آب تغذیه از خونریزی های توربین اصلی مناسب تلقی نمی شود. آب در هواگیر توسط بخار خروجی از درایوهای توربو تغذیه و سایر پمپ های مدار ثانویه گرم می شود (نمودار تامین بخار به هواگیر را فقط از اگزوز درایو توربو 24 پمپ تغذیه نشان می دهد) . قسمت دیگری از بخار خروجی از درایوهای توربو متراکم می شود و از میعانات نیز برای گرم کردن آب تغذیه استفاده می شود. در کشتی های حمل و نقل که نیروگاه های آنها عمدتاً در حالت های ثابت و نزدیک به بهینه کار می کنند، همراه با گرمایش در هواگیر و به دلیل تخلیه میعانات از توربین های کمکی، از گرمایش احیا کننده از تخلیه های توربین اصلی نیز استفاده می شود. با این حال، تعداد استخراج و، بر این اساس، مراحل گرمایش احیا کننده، به عنوان یک قاعده، بسیار کمتر از نیروگاه های هسته ای ثابت است. بنابراین، کشتی ساوانا دارای یک بخاری کم فشار است که از جریان خروجی توربین اصلی گرم می شود، سپس آب تغذیه در هواگیر و در بخاری فشار بالا توسط بخار خروجی توربو درایو پمپ تغذیه گرم می شود.

به موازات توربین اصلی، توربوژنراتور کمکی 7 با کندانسور جداگانه 8 و پمپ میعانات 9 و درایوهای توربو تغذیه و سایر پمپ های مدار ثانویه (میعانات 16، آب خروجی 14 و غیره) متصل می شوند. درایو توربو کار می کند. با فشار برگشتی اگزوز (حدود 0.12 مگاپاسکال) بخار توسط توربین هدایت می شود و می توان از آن برای گرم کردن آب تغذیه استفاده کرد.

توربوژنراتور کمکی با بخار اشباع شده از دیگهای کمکی VK تامین می شود. در صورت ریزش ناگهانی بار، بخار علاوه بر توربین ها، از طریق دستگاه خنک کننده کاهشی 11 که به صورت موازی به توربین اصلی متصل است، به کندانسور 17 هدایت می شود. میعانات اضافی از درایوهای توربو توسط پمپ 18 به اصطلاح "جعبه گرم" یا مخزن سرج 22 فرستاده می شود، از آنجا، هنگامی که سطح هواگیر کاهش می یابد، میعانات می تواند مستقیماً به ورودی پمپ های تغذیه وارد شود. یک شیر اطمینان 5 بر روی خط لوله اصلی بخار نصب شده است.شیرهای قطع و کنترل و شیرهای چک روی خطوط لوله اتصال قرار دارند.

ویژگی متمایز پروژه های تکمیل شده YaGTU کشتی، استفاده از چرخه بسته است، صرف نظر از اینکه یک مدار یک یا دو انتخاب شده است. به دلیل خطر آلودگی پرتوهای محیطی، YGTU های چرخه باز تک مدار برای کشتی ها قابل استفاده نیستند. YaGTU یک چرخه باز را می توان با طراحی دو مدار در کشتی های سطحی استفاده کرد. اما این امر از نظر اقتصادی در صورت وجود طرح های استادانه توربین های گازی نوع باز و راکتورهای با دمای بالا امکان پذیر است. در رابطه با بهترین ویژگی‌های وزن و اندازه توربین‌های گازی چرخه بسته در فشار گاز بالا، مانند هلیوم، و استقلال عملکرد آنها از محیط خارجی، اولویت به نیروگاه‌های هسته‌ای دریایی با چرخه بسته داده می‌شود.

محاسبات نشان می دهد که با پارامترهای هلیوم در خروجی راکتور p = 7.75 مگاپاسکال، T = 1090 K، راندمان چنین YGTU با ظرفیت 30000 لیتر است. با. (22 مگاوات) روی شفت پروانه 35٪ و در T = 1273 K - 40٪ خواهد بود.

با دوستان به اشتراک بگذارید یا برای خود ذخیره کنید:

بارگذاری...
مقالات مرتبط توصیه شده
حمایت پزشکی و بیولوژیکی از ورزش و فعالیت های شدید
حمایت پزشکی و بیولوژیکی از ورزش و فعالیت های شدید
تمرینات قدرتی برای افزایش تستوسترون
تمرینات قدرتی برای افزایش تستوسترون
چگونه برای افزایش توده عضلانی پروتئین مصرف کنیم؟
چگونه برای افزایش توده عضلانی پروتئین مصرف کنیم؟