ВМФ СССР: Варианты минимального флота, в период 1950-1991 гг... (В том числе с учетом послезнания)

[Владимир Станкович]

Мои пять флотофобских копеек

http://ru-history.livejournal.com/2736642.html

В общем - раздать адмиралам анкеты и тех кто напишет в графе "Авианосцы" - "нужны" -на пенсию!

[Относящийся]

В общем - раздать адмиралам анкеты и тех кто напишет в графе "Авианосцы" - "нужны" -на пенсию!

Они нужны. Другое дело что их функция иная чем у НАТО они должны прикрыть истребителями прочие силы включая стратегические субмарины ракетоносцы.

Поэтому в их авиагруппах ударные машины не нужны - только истребители, АВАКСы и спасвертолеты ну может еще танкер на базе АВАКСа.

И пусть янки и ко лезут на эскадру кроме эскадренной ПВО прикрытую 60 истребителями.

[Андрей]

Мои пять флотофобских копеек

http://ru-history.li...om/2736642.html

В общем - раздать адмиралам анкеты и тех кто напишет в графе "Авианосцы" - "нужны" -на пенсию!

Вот именно что пять копеек.

Держите рубль от меня.

Перед ПМВ военное министерство получило на крепостное строительство 373 млн руб. Посчитайте сколько трубочных заводов смогла бы построить Российская Империя пустив на это дело деньги отпущенные на крепостное строительство.

Вообще автор статьи играет в одни ворота. Армейцы в РИ отнюдь не отличались скромностью в запросах военного бюджета, и после РЯВ запросили 2,1 млрд рублей. Их аппетити конечно подрезали. Морякам дали больше, но по той лишь причине, что флота у нас по результатам РЯВ не было, от слова совсем, и флот надо было восстанавливать.

[dim999]

вы бы комментарии к статье реальных пользователей почитали бы, там много доброго об авторе и самой статье сказано, так что как источник это не катит, подготовленные операторы вполне справлялись с вопросом управления АЭУ на различных режимах

Re: Ядерная энергетика и атомный подводный флот (Всего: 0)

от Гость на 27/05/2009Присоединяюсь к высокой оценке автора. Он ещё и честный и интеллигентный инженер. А на плевки в бочку мёда от некоторых комментаторов отвечу - в разбазаривании и забвении величайших достижений виноваты и мы сами, потворствуя процветанию некомпетенции.

...

Re: Ядерная энергетика и атомный подводный флот (Всего: 0)

от Гость на 28/05/2009да... мужики во флоте физики хоть куда, ну - аппараты они плавить научились, в Чажме в 1985 даже ухнули аппарат при перегрузке, но зачем же бывший морской офицер-подводник Дятлов, будучи замом по эксплуатации на Чернобыльской пропихнул испытания в 1986 г не согласовав программу с ГАЭН и не прописав в ней мероприятия по ядерной безопасности?... а так то ничего морячки - крутые спецы...

...

Re: Ядерная энергетика и атомный подводный флот (Всего: 0)

от Гость на 22/02/2012Автор ошибся по характеристике силовой установки на АПЛ проекта 1910. У этой лодки номинальная мощность ГЭУ 10 000 л. с. Сам реактор или типа АВБ-6М с тепловой мощностью в 38 МВт водо-водяной моноблочной кострукции или СВБР-10 со свинцово-висмутовым жидкометаллическим теплоносителем с тепловой мощностью в 43 МВт. Более точно неизвестно, поскольку вся информация по этой лодке по грифами.

http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=1813

Или где-то ещё комментарии есть?

[dim999]

С этим борются импульсными источниками нейтронов, которые быстро выводят реактор на энергетическую мощность.

С этим НАУЧИЛИСЬ бороться. Проблема вполне практическая, из чего следует, что в РИ на неё забивали, а здесь научатся раньше чем в РИ?

Значит плохо искали

... Вы. Потому что управляемость почти современных энергетических реакторов (1-й ВВЭР-1000 в 1980-м запустили) к управляемости реакторов АПЛ 2-го поколения относится ...слегка косвенно.

Скорее всего написанное значит что реактор этого типа, может производить снижение-увеличение мощности в заданном диапазоне мощности со скоростью 5%/мин. В диапазоне менее 15% сброс-набор мощности будет происходить с другой скоростью.

Естественно. А изменение скорости допустимого сброса-набора мощности без срабатывания защиты на малых мощностях - оно случайно к управляемости реактора на этих мощностях отношения не имеет?

Вообще-то это будет уже второе поколение ЯЭУ. Что в реале, что в альтернативке. Реактор примерно необходимой мощности был создан к 1966 г, ОК-900.

Именно, а Вы с него хотите качеств 3-го поколения. Ещё раз - в возможности создать реактор требуемой мощности я не сомневаюсь, в возможности создать небольшой реактор с режимом естественной циркуляции - тоже, а вот совместить в сроки позволяющие поставить его на 2-е поколение :stop:

[dim999]

Морякам дали больше, но по той лишь причине, что флота у нас по результатам РЯВ не было, от слова совсем, и флот надо было восстанавливать.

Противника итог войны с которым решал бы флот не было от того же слова, так что восстанавливать можно было бы когда-нибудь в далёком светлом будущем, после победы над Германией например.

[Curioz]

Противника итог войны с которым решал бы флот не было от того же слова, так что восстанавливать можно было бы когда-нибудь в далёком светлом будущем

Ну оно в общем-то так и было, флот после Цусимы затачивался на ближайшие задачи, на гегемонию на морях или хотя бы морское унижение противника в ближке никто не замахивался.

После победы над ГИ в строй вступали Измаилы и - теоретически- еще и их преемники с 10-12х406, и вот тут возникал вопрос о втором туре РЯВ.

[tramp]

Или где-то ещё комментарии есть?

так, понял, это схожая статья, вот по той же теме - http://www.proatom.r...article&sid=798 там и о минимальной мощности упоминают

совместить в сроки позволяющие поставить его на 2-е поколение

в данном случае вопрос создания реактора с естественной циркуляцией заключается в верной постановке задания, тем более что наработки в общем были - http://nosikot.livejournal.com/1124125.html

Изменено 7 Oct 2013 пользователем tramp

[Андрей]

С этим НАУЧИЛИСЬ бороться. Проблема вполне практическая, из чего следует, что в РИ на неё забивали, а здесь научатся раньше чем в РИ?

Для производства физического пуска реактора необходим мощный источник нейтронов. В качестве такого источника использовался один из изотопов химического элемента под названием Калифорний.

Думаете СССР в середине 60-х не сможет добыть Калифорний? Например наработкой на ядерных реакторах?

Взято отсюда http://andreeva.1gb.ru/story/potok.html - можете почитать про суперхайтек технологии физического пуска ректора недоступные для СССР 60-х годов.

... Вы. Потому что управляемость почти современных энергетических реакторов (1-й ВВЭР-1000 в 1980-м запустили) к управляемости реакторов АПЛ 2-го поколения относится ...слегка косвенно.

Там выше была ссылка на разбивку по диапазонам мощности ядерных реакторов. Вы ее не видели?

Вы вообще представляете что будет если реактор до мощности в 15% от номинала не управляется совсем, и если у него что-то пойдет не так? Сброс-наброс нагрузки со скоростью 5% в минуту, при том что нештатные ситуации развиваются в считанные секунды!

Алсо, школьник, знакомый с матаном, невозбранно может подсчитать приблизительную мощность взрыва из того факта, что 3-килотонная бетонная крышка защиты реактора пробила потолок и сделала бочку, вынеся заодно некстати подвернувшуюся на пути загрузочно-разгрузочную машину. E = mgh, как нас учит семья и школа, откуда получаем необходимую оценку энергии взрыва — около 500МДж. Для сравнения, тринитротолуол (ТНТ) отдаёт 4.2 МДж/кг, гексоген — до 6, гремучий газ (одна из версий взрыва) — 16 МДж/кг. Минимальная мощность ядерного взрыва имеет ограничение, связанное с критической массой заряда, — несколько килотонн в ТНТ эквиваленте — около 107 МДж. Максимальная проектная тепловая мощность РБМК-1000 — около 3200 МДж/c.

- http://lurkmore.to/Чернобыль

Получается что Чернобыль долбанул как раз практически на те самые ваши разлюбезные 15% от номинала.

Причем если почитать про Чернобыльскую аварию на вики http://ru.wikipedia.org/wiki/Авария_на_ЧАЭС то видно, что в один из моментов мощность реактора упала до 30Мвт тепловых (тот самый 1% от номинала), но операторы могли ей управлять. Если исходить из вашей логики, то почему они могли ей управлять непонятно.

Естественно. А изменение скорости допустимого сброса-набора мощности без срабатывания защиты на малых мощностях - оно случайно к управляемости реактора на этих мощностях отношения не имеет?

Никакого.Мы говорим о минимальном энергетическом уровне мощности реактора, а не о том с какой скоростью он может набирать или сбрасывать мощность.

Минимально контролируемый уровень (МКУ) – минимальный уровень мощности реактора, достаточный для контроля за цепной реакцией с помощью штатный аппаратуры СУЗ.

Никакого отношения к тому, с какой скоростью реактор потом будет набирать и сбрасывать мощность, МКУ не имеет.

Вообще-то это будет уже второе поколение ЯЭУ. Что в реале, что в альтернативке. Реактор примерно необходимой мощности был создан к 1966 г, ОК-900.

Именно, а Вы с него хотите качеств 3-го поколения. Ещё раз - в возможности создать реактор требуемой мощности я не сомневаюсь, в возможности создать небольшой реактор с режимом естественной циркуляции - тоже, а вот совместить в сроки позволяющие поставить его на 2-е поколение

Еще раз, американцы получили требуемый реактор в середине 60-х. С чего вы вообще взяли что он должен быть "небольшим"? Вы вообще это сообщение читали http://fai.org.ru/forum/index.php/topic/29482-минимальный-флот-послевоенного-ссср-с-учетом-п/page__st__3040#entry629357 ? Наоборот реактор с ЕЦТ получается более крупным чем с принудительной циркуляцией.

Если мы не будем гнаться за предельными характеристиками, то все возможно. Я уже ранее писал, что мне достаточна ЕЦ до уровна в 25-30% от номинала.

[dim999]

http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=798 там и о минимальной мощности упоминают

Пусковая аппаратура позволяла контролировать ядерные процессы в реакторе во время пуска только при выходе на его минимально контролируемый уровень мощности. До этого уровня пуск ядерного реактора осуществлялся в слепую по специальной программе, рассчитанной оператором, которая могла быть ошибочной.

Из статьи.

И с пуском без импульсной аппаратуры тоже никаких проблем не было. Сам за семь лет в должности первого управленца таких пусков произвел около 40. Садились, рассчитывали пусковое положение и пускались, в том числе и из йодной ямы. И без проблем.

Из комментариев.

Говорят ровно одно и то же. Который запускал практически, заметьте, ходил на 671РТМ 1981 года постройки.

в данном случае вопрос создания реактора с естественной циркуляцией заключается в верной постановке задания, тем более что наработки в общем были - http://nosikot.livej...om/1124125.html

А мужики и не знают(с).

Американцы многое делают для того, чтобы разработать подобный реактор; насколько я знаю, недавно они собрали установку, но она у них не пошла. Французы в этом плане тоже очень много стараются. Сейчас у них ЕЦТ используется только для обеспечения тишины, акустических характеристик, а при основном движении все равно включаются циркуляционные насосы. В свое время я соблазнил наших специалистов этой увлекательной задачей, сказал: «Американцы не могут, французы не могут, значит, придется нам браться за это дело».

— То есть у нас есть технология всережимной естественной циркуляции?

— Мы спроектировали такую реакторную установку для флота. В 1994 году руководство разрешило мне даже, не выдавая секретов, сделать доклад на конференции в Лионе. На мое выступление собрались, как мне показалось по заданным потом профессиональным вопросам, одни представители офицерского состава, французы, да и не только они. Главный специалист, отвечающий за французскую атомную отрасль, предлагал нам создать совместное предприятие, американцы упрашивали: давайте совместно поработаем над таким реактором. Но к тому времени мы уже так далеко зашли в наших разработках, что руководство не согласилось работать с ними, ссылаясь на секретность. С тех пор прошло уже много лет, и я предлагал хотя бы статью опубликовать, чтобы обозначить наши приоритеты, американцы-то все подряд патентуют, а мне — «надо подумать», вот до сих пор думаем.

— Эта установка существует и в железе?

— Она надежно проработала двенадцать с половиной лет на стенде нашего постоянного партнера (речь идет о сосновоборском НИТИ им. А. П. Александрова под Петербургом, где в 1996 году был пущен стенд под ЕЦТ-реактор. — «Эксперт»). При этом обеспечивалась естественная циркуляция с учетом принятой у военных процедуры смены режимов, причем ее характеристики даже несколько превысили наши теоретические оценки. Этой ЯУ чрезвычайно заинтересовались генеральные конструкторы лодок, в частности Игорь Дмитриевич Спасский, в свое время генеральный конструктор ЦКБ морской техники «Рубин», их очень устраивало, что все управление установкой идет от величины расхода теплоносителя через реактор. Но вот эта новизна смущает некоторых наших руководителей, а я уже просто устал их агитировать.

По Вашей же ссылке. Т.е. наработки конца 1980-х - начала 1990-х. А верная постановка задачи - это как? В 1953 в ТЗ написать "обеспечить управление реактором на малых мощностях при выключенных насосах"? Сделают, году к 1970-80-му... может быть. При этом первое что сделают - небольшую пилотную установку, которую можно будет с минимальными переделками ставить на ДЭПЛ.))

[dim999]

Думаете СССР в середине 60-х не сможет добыть Калифорний? Например наработкой на ядерных реакторах? Взято отсюда http://andreeva.1gb....tory/potok.html - можете почитать про суперхайтек технологии физического пуска ректора недоступные для СССР 60-х годов.

Я думаю что прежде чем нарабатывать калифорний - неплохо бы узнать, что нарабатывать надо именно его. И что именно потом с ним делать. И что делать с

практически отсутствие автоматизации процесса управления атомной установкой, низкая надежность и недостоверность показаний контрольно-измерительных приборов, а также систем управления и защиты ядерного реактора; ... недостаточно надежная система контроля за ядерными процессами, происходящими в реакторе,

http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=798

Вам же не проскочить быстро и без проблем участок малой мощности надо, а чтобы реактор на нём устойчиво работал, а не падал периодически на 1% мощности с последующей реанимацией ускоренным подъёмом стержней и не разгонялся, заставляя таки включить насос пока не упала защита.

Там выше была ссылка на разбивку по диапазонам мощности ядерных реакторов. Вы ее не видели?

Чем меньше мощность и чем медленнее она меняется, тем дольше можно раздумывать до того, как включать АЗ. Что не так?

Вы вообще представляете что будет если реактор до мощности в 15% от номинала не управляется совсем, и если у него что-то пойдет не так? Сброс-наброс нагрузки со скоростью 5% в минуту, при том что нештатные ситуации развиваются в считанные секунды!

...

Причем если почитать про Чернобыльскую аварию на вики http://ru.wikipedia..../Авария_на_ЧАЭС то видно, что в один из моментов мощность реактора упала до 30Мвт тепловых (тот самый 1% от номинала), но операторы могли ей управлять. Если исходить из вашей логики, то почему они могли ей управлять непонятно.

В смысле - представляю? По Вашей же ссылке это в цветах и красках описано:

В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по неустановленной причине, до 500 МВт. В 0:28 при переходе с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности (АР) оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном уровне, и мощность провалилась (тепловая до 30 МВт и нейтронная до нуля)[9][11]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора)[9][12] через несколько минут добился её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно стержни ручного регулирования (РР) продолжали извлекаться[11].

После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, и количество работающих насосов было доведено до восьми. Согласно программе испытаний, четыре из них, совместно с двумя дополнительно работающими насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой для генератора «выбегающей» турбины во время эксперимента. Дополнительное увеличение расхода теплоносителя через реактор привело к уменьшению парообразования. Кроме этого, расход относительно холодной питательной воды оставался небольшим, соответствующим мощности 200 МВт, что вызвало повышение температуры теплоносителя на входе в активную зону, и она приблизилась к температуре кипения[11].

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему» генератору, и положительного парового коэффициента реактивности (см. ниже) реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента поведение мощности не внушало опасений.

В 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной защиты АЗ-5 от нажатия кнопки на пульте оператора.

Т.е. они не управляли реактором на 1% мощности. Они им управляли на 22%, потом то ли вынужденно опустили, то ли самопроизвольно упала до 15% (в программе этого не было), после чего реактор самопроизвольно заглох (нулевая нейтронная, т.е. как раз остаточное тепловыделение). И всё управление свелось к попыткам заново его запустить подъёмом стержней. "Стабилизация" на 6% - это когда подобрали скорость извлечения стержней чтобы оно б.-м. на одном уровне было, т.е. режим ни разу не стационарный. Ну и как итог - стоило уменьшить подачу воды, как через 35 секунд даже чернобыльские экспериментаторы решили что здоровье дороже (ну а что и это не получилось - необязательная вишенка на торте, АПЛ и с успешно заглушенным реактором хорошо будет).

Никакого.Мы говорим о минимальном энергетическом уровне мощности реактора, а не о том с какой скоростью он может набирать или сбрасывать мощность.

Минимальном уровне, на котором персонал этот реактор может контролировать в реальном времени. У операторов ЧАЭС на 22% мощности это не получилось.

Никакого отношения к тому, с какой скоростью реактор потом будет набирать и сбрасывать мощность, МКУ не имеет.

У Вас вообще-то эта малая мощность будет основным штатным режимом на боевом дежурстве. И если реактор на 15% каждые полчаса будет то глохнуть самопроизвольно, то разгоняться, заставляя в лучшем случае включать насос, а в худшем аварийную защиту - даже советские моряки такой реактор пошлют после первого же выхода в море.

Еще раз, американцы получили требуемый реактор в середине 60-х.

Американцы в середине 1960-х получили экспериментальный реактор S5G мощностью порядка 70 МВт (12675 кВт с двух турбин на валу), с которым в 1969 построили экспериментальную АПЛ. А на серийные АПЛ эти наработки пошли в начале 1980-х (обратите внимание, Лоси которые не 688i, а просто 688 - ещё не с S6G, а с S5W). Как раз тот случай, когда "размер имеет значение"(с).

С чего вы вообще взяли что он должен быть "небольшим"? Вы вообще это сообщение читали http://fai.org.ru/fo...040#entry629357 ? Наоборот реактор с ЕЦТ получается более крупным чем с принудительной циркуляцией.

Небольшой - в смысле малой мощности. По масогабаритам он естественно больше, чем обычный реактор той же мощности.

Если мы не будем гнаться за предельными характеристиками, то все возможно. Я уже ранее писал, что мне достаточна ЕЦ до уровна в 25-30% от номинала.

Ещё раз: в середине 1960-х сделали реактор с возможностью ЕЦ тепловой мощностью 70 МВт, в середине-конце 1970-х - S6G с 120 МВт и S8G с220 МВт, ПЛ с которыми начали вступать в строй в 1980-х. Вы хотите реактор с режимом ЕЦ на 10 лет раньше, причём той же мощности, при том что на 1953 американцы по реакторам впереди. :stop:

[dim999]

в середине 1960-х сделали реактор с возможностью ЕЦ тепловой мощностью 70 МВт, в середине-конце 1970-х - S6G с 120 МВт и S8G с220 МВт,

А на серийные АПЛ эти наработки пошли в начале 1980-х (обратите внимание, Лоси которые не 688i, а просто 688 - ещё не с S6G, а с S5W)

Поправка и уточнение:

S5G

Power: 90 MWth or 17,000 SHP

Core Lifetime: 10,000 Hours at full power.

Uses:

SSN 671 Narwhal Class (1 reactor)

S6G

D1G-2 Core (SSN-688 to -718): 148 MWth (being replaced with D2W cores as the boats are refueled)

D2W Core (SSN-719 onwards): 165 MWth

Power: 30,000 to 35,000 SHP

Reactor Compartment Dimensions: 33 feet in diameter, 42 feet long; 1,680 tons

Uses:

SSN 688 Los Angeles Class (1 reactor)

...

S8G

Power: 220 MWth or 60,000 SHP

Reactor Compartment Dimensions: 42 feet in diameter, 55 feet long; 2,750 tons

Uses:

SSBN 726 Ohio Class (1 reactor)

Notes: Natural-circulation/Forced Circulation reactor. At low power levels, coolant is allowed to circulate via heat differential. At higher power levels, pumps kick in.

http://www.alternatewars.com/BBOW/Nuclear/US_Naval_Reactors.htm

[Андрей]

Думаете СССР в середине 60-х не сможет добыть Калифорний? Например наработкой на ядерных реакторах? Взято отсюда http://andreeva.1gb....tory/potok.html - можете почитать про суперхайтек технологии физического пуска ректора недоступные для СССР 60-х годов.

Я думаю что прежде чем нарабатывать калифорний - неплохо бы узнать, что нарабатывать надо именно его. И что именно потом с ним делать.

Это клиника!!!

Для запуска цепной реакции нужны нейтроны, если с собственной нейтронной эмиссией реактор разгоняется медленно, то надо ввести другой источник нейтронов. Значит подойдет любой делящийся элемент отвечающий ряду требований: достаточный нейтронный поток, наличие в товарных количествах, ну или простота наработки, элемент должен быть достаточно долгоживущим, чтобы в поход запас взять.

Это не бином Ньютона, логическая цепочка легко раскрывается.

И что делать с

практически отсутствие автоматизации процесса управления атомной установкой, низкая надежность и недостоверность показаний контрольно-измерительных приборов, а также систем управления и защиты ядерного реактора; ... недостаточно надежная система контроля за ядерными процессами, происходящими в реакторе,

http://www.proatom.r...article&sid=798

Вам же не проскочить быстро и без проблем участок малой мощности надо, а чтобы реактор на нём устойчиво работал, а не падал периодически на 1% мощности с последующей реанимацией ускоренным подъёмом стержней и не разгонялся, заставляя таки включить насос пока не упала защита.

И где тут хоть слово про работу на малой мощности? Из прочитанного можно предположить что это относится ко всему диапазону мощностей.

Чем меньше мощность и чем медленнее она меняется, тем дольше можно раздумывать до того, как включать АЗ. Что не так?

Чернобыльский реактор за 10 секунд набрал 7% мощности, и при этом даже не перевалил ваши заветные 15%. Это по вашему медленно?

Вы вообще представляете что будет если реактор до мощности в 15% от номинала не управляется совсем, и если у него что-то пойдет не так? Сброс-наброс нагрузки со скоростью 5% в минуту, при том что нештатные ситуации развиваются в считанные секунды!

...

Причем если почитать про Чернобыльскую аварию на вики http://ru.wikipedia..../Авария_на_ЧАЭС то видно, что в один из моментов мощность реактора упала до 30Мвт тепловых (тот самый 1% от номинала), но операторы могли ей управлять. Если исходить из вашей логики, то почему они могли ей управлять непонятно.

В смысле - представляю? По Вашей же ссылке это в цветах и красках описано:

Т.е. они не управляли реактором на 1% мощности. Они им управляли на 22%, потом то ли вынужденно опустили, то ли самопроизвольно упала до 15% (в программе этого не было), после чего реактор самопроизвольно заглох (нулевая нейтронная, т.е. как раз остаточное тепловыделение). И всё управление свелось к попыткам заново его запустить подъёмом стержней. "Стабилизация" на 6% - это когда подобрали скорость извлечения стержней чтобы оно б.-м. на одном уровне было, т.е. режим ни разу не стационарный. Ну и как итог - стоило уменьшить подачу воды, как через 35 секунд даже чернобыльские экспериментаторы решили что здоровье дороже (ну а что и это не получилось - необязательная вишенка на торте, АПЛ и с успешно заглушенным реактором хорошо будет).

Если вам не известно, то управление реактором осуществляется этими самыми регулирующими стержнями. Так что в диапазоне от 1% до взрыва, операторы управляли реактором.

Минимальном уровне, на котором персонал этот реактор может контролировать в реальном времени. У операторов ЧАЭС на 22% мощности это не получилось.

Это не то.

У Вас вообще-то эта малая мощность будет основным штатным режимом на боевом дежурстве. И если реактор на 15% каждые полчаса будет то глохнуть самопроизвольно, то разгоняться, заставляя в лучшем случае включать насос, а в худшем аварийную защиту - даже советские моряки такой реактор пошлют после первого же выхода в море.

Не обоснованное заявление.

Небольшой - в смысле малой мощности. По масогабаритам он естественно больше, чем обычный реактор той же мощности.

У американцев вообще реакторы в среднем меньшей мощности чем у аналогичных советских ПЛ.

Американцы в середине 1960-х получили экспериментальный реактор S5G мощностью порядка 70 МВт (12675 кВт с двух турбин на валу), с которым в 1969 построили экспериментальную АПЛ. А на серийные АПЛ эти наработки пошли в начале 1980-х (обратите внимание, Лоси которые не 688i, а просто 688 - ещё не с S6G, а с S5W). Как раз тот случай, когда "размер имеет значение"(с).

Ещё раз: в середине 1960-х сделали реактор с возможностью ЕЦ тепловой мощностью 70 МВт, в середине-конце 1970-х - S6G с 120 МВт и S8G с220 МВт, ПЛ с которыми начали вступать в строй в 1980-х. Вы хотите реактор с режимом ЕЦ на 10 лет раньше, причём той же мощности, при том что на 1953 американцы по реакторам впереди.

Американцы начали разработку S5G в 1961 г., и в 1965 получили работающий реактор, еще через 4 года была спущена первая ПЛА с таким реактором.

А мы начнем в 1955-м, вложимся в развитие атомной техники (ну прям как вы с твердым топливом ), дадим правильные ориентиры. И получим работающий реактор в 62-63 г. (это очень пессимистичная оценка), будет пара лет откатать его на опытовой ПЛ, и в конце 1964, как и в реале, заложим первый пр667Альт.

Изменено 16 Oct 2013 пользователем Андрей

[Андрей]

в середине 1960-х сделали реактор с возможностью ЕЦ тепловой мощностью 70 МВт, в середине-конце 1970-х - S6G с 120 МВт и S8G с220 МВт,

А на серийные АПЛ эти наработки пошли в начале 1980-х (обратите внимание, Лоси которые не 688i, а просто 688 - ещё не с S6G, а с S5W)

Поправка и уточнение:

S6G

D1G-2 Core (SSN-688 to -718): 148 MWth (being replaced with D2W cores as the boats are refueled)

D2W Core (SSN-719 onwards): 165 MWth

Power: 30,000 to 35,000 SHP

Reactor Compartment Dimensions: 33 feet in diameter, 42 feet long; 1,680 tons

Uses:

SSN 688 Los Angeles Class (1 reactor)

Т.е. все таки наработки использовали максимально быстро. В 1969-м спущен на воду Нарвал, а уже через полтора года заложена первая серийна ПЛА с реактором на ЕЦ, причем реактор не отработанный на Нарвале S5G, на новый.

[tramp]

Говорят ровно одно и то же. Который запускал практически, заметьте, ходил на 671РТМ 1981 года постройки.

только оценка разные, у кого-то ужас-ужас, ибо не знают где стоять и как включать, а для кого-то просто рабочий момент специалистов своего дела, компетентных в вопросе, а что касается времени, так там разница в эксплуатации ЭУ не настолько большая, если вообще есть в данном вопросе, для того что бы сказать это возможно на этой установке, но невозможно на этой, впрочем это можно будет уточнить.

По Вашей же ссылке. Т.е. наработки конца 1980-х - начала 1990-х. А верная постановка задачи - это как?

да, именно по ней, там не совсем внятно сказано, но по естественной циркуляции и ранее вопросы реализации обсуждались, здесь требуется сформулировать техническое задание с вполне конкретными позициями - разработать водо-водяной реактор под давлением, обеспечение циркуляции теплоносителя в контурах без включения насосов до мощностей менее 15-20% (условно), с увеличением этой доли далее до 50%(условно), если есть попаданцы, то ясно написать что желательно, а что можно урезать из требований, я думаю, люди способны.

небольшую пилотную установку, которую можно будет с минимальными переделками ставить на ДЭПЛ

возникнет вопрос - что дальше, делать полноценный реактор или батарейку для бакена, ведь даже однореакторная ПЛ с мощными АКБ будет интереснее подвески энергоблока мини-АЭУ, просто за счет большего роста возможностей, даже с 25 узлами полного хода и штевневым корпусом..

[sergey289121]

технология всережимной естественной циркуляции

Нафига всережимная? Достаточно только минимальной естественной циркуляции.

[dim999]

Для запуска цепной реакции нужны нейтроны, если с собственной нейтронной эмиссией реактор разгоняется медленно, то надо ввести другой источник нейтронов. Значит подойдет любой делящийся элемент отвечающий ряду требований: достаточный нейтронный поток, наличие в товарных количествах, ну или простота наработки, элемент должен быть достаточно долгоживущим, чтобы в поход запас взять. Это не бином Ньютона, логическая цепочка легко раскрывается.

Замечательно. Осталось выяснить, как появившаяся возможность быстро проскочить участок низкой мощности поможет работать именно на этом участке?

И где тут хоть слово про работу на малой мощности? Из прочитанного можно предположить что это относится ко всему диапазону мощностей.

Ко всему. Но одна и та же абсолютная погрешность измерения к 5 и 50% мощности одного и того же реактора даёт в 10 раз отличающуюся относительную погрешность.

Чернобыльский реактор за 10 секунд набрал 7% мощности, и при этом даже не перевалил ваши заветные 15%. Это по вашему медленно?

И чем закончилось? Пикировать любой летательный аппарат может, но в пикировщики зачисляли почему-то очень выборочно.

Если вам не известно, то управление реактором осуществляется этими самыми регулирующими стержнями. Так что в диапазоне от 1% до взрыва, операторы управляли реактором.

Если для поддержания режима нужно извлекать стержни, то как только стержни кончатся - кончится и режим. Опять-таки, пикирование - тоже режим полёта, но долго лететь в этом режиме почему-то не удаётся.

Это не то.

Почему не то? По Вашему-же источнику должны были держать на 700, вместо этого 500-30-200-Большой Бум.

Не обоснованное заявление.

Что именно? Вы что, уже не собираетесь патрулирование ПЛАРБ в режиме естественной циркуляции вести?

У американцев вообще реакторы в среднем меньшей мощности чем у аналогичных советских ПЛ.

???И?

Американцы начали разработку S5G в 1961 г., и в 1965 получили работающий реактор, еще через 4 года была спущена первая ПЛА с таким реактором.

К которому 1961 американцы имели 15 лет опыта проектирования реакторов для ПЛ и 8 лет опыта эксплуатации реакторов на ПЛ. В СССР к 1955 имеют 5-6 лет опыта проектирования и 0 (ноль) лет опыта эксплуатации реакторов для ПЛ (наземный стенд 27/ВМ и тот в 1956 запустили).

А мы начнем в 1955-м, вложимся в развитие атомной техники (ну прям как вы с твердым топливом ), дадим правильные ориентиры. И получим работающий реактор в 62-63 г. (это очень пессимистичная оценка), будет пара лет откатать его на опытовой ПЛ, и в конце 1964, как и в реале, заложим первый пр667Альт.

Действительно, какие проблемы - в 1956 запустить наземный стенд реактора 1-го поколения, а к 1962-63 получить работающий реактор 2-го поколения. В АПЛ и так вкладывались по полной, в отличии от твердотопливных ракет.

Т.е. все таки наработки использовали максимально быстро. В 1969-м спущен на воду Нарвал, а уже через полтора года заложена первая серийна ПЛА с реактором на ЕЦ, причем реактор не отработанный на Нарвале S5G, на новый.

Через 2,5 вообще-то. Нарвал включили в состав 12.07.69, Лося заложили 08.01.72. Причём реактор серийной ПЛ не выдаёт максимальной мощности. Вы же хотите реактор с ЕЦ через 3 года после ввода в строй ПЛ не с его прототипом, а вообще первой с реактором. :agree:

[dim999]

только оценка разные, у кого-то ужас-ужас, ибо не знают где стоять и как включать, а для кого-то просто рабочий момент специалистов своего дела, компетентных в вопросе, а что касается времени, так там разница в эксплуатации ЭУ не настолько большая, если вообще есть в данном вопросе, для того что бы сказать это возможно на этой установке, но невозможно на этой, впрочем это можно будет уточнить.

В 1980-х естественно не ужас-ужас-ужас, за 20+ лет эксплуатации методики расчётов всяко должны были наработать. Но я про другое - оба источника сходятся в том, что все телодвижения по предварительно рассчитанной программе. Как Вы себе представляете такое управление реактором не разово во время запуска, а в течении месяца-другого патрулирования?

здесь требуется сформулировать техническое задание с вполне конкретными позициями - разработать водо-водяной реактор под давлением, обеспечение циркуляции теплоносителя в контурах без включения насосов до мощностей менее 15-20% (условно), с увеличением этой доли далее до 50%(условно),

Замечательно. Одна проблема: наземный стенд под ВМ-А запустят только через год, и что там внутри этого конкретного реактора происходит с потоками известно только из теоретических рассчётов. Как всё это выглядит на ПЛ - узнают ещё через 2-3 года, как и про то, какого размера и формы железку (тот же трубопровод для перегретого пара) родная промышленность сделает нормально, а какую надо будет упрощать потому что постоянно течёт в реальных условиях. Соответственно собрать, хоть сколько-то погонять, и только тогда делать прототип ЕЦ - без всяких гарантий что его не придётся переделывать. А коллега ещё и мощность хочет сразу почти как на Огайо.

возникнет вопрос - что дальше, делать полноценный реактор или батарейку для бакена, ведь даже однореакторная ПЛ с мощными АКБ будет интереснее подвески энергоблока мини-АЭУ, просто за счет большего роста возможностей, даже с 25 узлами полного хода и штевневым корпусом..

??? Дизель-электрические носители БРПЛ с дальностью 1000+ уже есть в любом случае - просто потому что они с правильным ТЗ ещё в 1950-х строиться начнут. Которые максимальную подводную имеют узлов 16-20. Соответственно чем полностью перелопачивать проект - проще поставить небольшой реактор (не капсулу), который позволит постоянно идти на 6-10 узлах (под электромотором), а на час-два давать те самые 16-20, опять-таки под электромотором. Большая же ПЛАРБ потребует соединять вал винта с турбинами и ставить ГТЗА, с соответствующими последствиями для шумности и стоимости. Условно - Рубис, у которого побольше водоизмещение из-за ракет и поменьше скорость.

[Андрей]

Замечательно. Осталось выяснить, как появившаяся возможность быстро проскочить участок низкой мощности поможет работать именно на этом участке?

Дим, пока что вы не привели ни одного доказательства, что МКУ находится выше 1% от номинала. Это если не считать невнятную цитату про перспективные реакторы.

Я же вам приводил данные по контрольной аппаратуре, ЕМНИП, все того же РБМК, что контролируется уровень мощности то 1% от номинала. При этом они эксплуатируются аж с 1973 г. Т.е. разрабатывались они чуть ранее чем предполагаемый лодочный реактор с ЕЦ. Вы предлагаете верить непонятно какой цитате что "перспективные реакторы имеют МКУ от 15%", и из этого делаете вывод что более древние реакторы имеют куда больший МКУ.

Так что потрудитесь доказать все же свой тезис о 15% от номинала.

Ко всему. Но одна и та же абсолютная погрешность измерения к 5 и 50% мощности одного и того же реактора даёт в 10 раз отличающуюся относительную погрешность.

Вообще-то ваше высказывание одинаково верно и для прецизионных датчиков, которые для 5 и 50 % мощности дадут погрешность отличающуюся в 10 раз! :-)

Так что мне не понятно с чем вы в данном случае спорите? Тем более не имея данных об абсолютных погрешностях измерения.

Кстати, как раз для тех режимов которые мы предполагаем основными для пр667Альт, более высокая погрешность не имеет такого влияния как на больших мощностях.

И чем закончилось?

Закончилось большим БУММОМ! Я к тому, что выисканная вами цитата по 15% не имеет ни какого отношения к МКУ.

Если для поддержания режима нужно извлекать стержни, то как только стержни кончатся - кончится и режим.

У них реактор был в нештатном режиме, иодная яма со всеми вытекающими. Для того чтобы компенсировать отравление реактора, и связанное с этим падение мощности им пришлось вынимать управляющие стержни.

Это не то чтобы пикирование, но попытка лететь с неработающим двигателем.

Почему не то? По Вашему-же источнику должны были держать на 700, вместо этого 500-30-200-Большой Бум.

Потому, что в это время они управляли реактором, по крайней мере делали попытки им управлять, только реактор повел себя иначе чем предполагал персонал станции.

Что именно? Вы что, уже не собираетесь патрулирование ПЛАРБ в режиме естественной циркуляции вести?

Необоснованное заявление что МКУ составляет 15% от номинала, и что реактор будет на такой мощности ностоянно " вылетать".

А ЕЦ, это максимальный вариант модернизации пр667Альт. Средний вариант был с реакторами как в реале, но с электродвижением на оперативных скоростях. Минимальный - все то же что и реале, но с ракетными шахтами под Р-29Альт.

???И?

В смысле, не показатель того что раз американцы создали S5G 90 МВт, то мы не сможем создать реактор большей мощности. Не факт еще что он нужен мощностью 180МВт, может быть можно было и меньше, но из-за резервирования пришлось увеличивать мощность.

К которому 1961 американцы имели 15 лет опыта проектирования реакторов для ПЛ и 8 лет опыта эксплуатации реакторов на ПЛ. В СССР к 1955 имеют 5-6 лет опыта проектирования и 0 (ноль) лет опыта эксплуатации реакторов для ПЛ (наземный стенд 27/ВМ и тот в 1956 запустили).

Вы что-то путаете. Физический пуск реактора S1W был осуществлен в самом конце марта 1953 г. А Наутилус был заложен в конце января 1954 г. Т.е. через 10 месяцев да еще и с другим реактором S2W.

Т.е. от физического пуска первого морского реактора до начала разработки реактора с ЕЦ прошло 8 лет. И 6 лет эксплуатации АЭУ на ПЛ.

У нас процессы происходящие в реакторе можно поизучать на Обнинской станции, а также на разных исследовательских реакторах. Обнинский реактор кстати предполагался для использования на кораблях.

Действительно, какие проблемы - в 1956 запустить наземный стенд реактора 1-го поколения, а к 1962-63 получить работающий реактор 2-го поколения. В АПЛ и так вкладывались по полной, в отличии от твердотопливных ракет.

Вы забываете что с 1954 г работает Обнинская атомная станция, которая разрабатывалась как корабельная ЯЭУ, так что опыт разработки есть, хоть и не совсем удачный.

Через 2,5 вообще-то. Нарвал включили в состав 12.07.69, Лося заложили 08.01.72. Причём реактор серийной ПЛ не выдаёт максимальной мощности. Вы же хотите реактор с ЕЦ через 3 года после ввода в строй ПЛ не с его прототипом, а вообще первой с реактором.

Да, ошибся, через 2,5 года.

Мне и не нужна максималка на ЕЦ. Мне нужно до 30% от номинала.

Может быть будет опытовая ПЛ с реактором с ЕЦ.

[tramp]

Но я про другое - оба источника сходятся в том, что все телодвижения по предварительно рассчитанной программе. Как Вы себе представляете такое управление реактором не разово во время запуска, а в течении месяца-другого патрулирования?

Вы издеваетесь? Это делается при запуске реактора, а не при его эксплуатации или режим "малого газа" на ЯЭУ автоматически предполагает управление в подобном стиле? Уж обеспечить устойчивость работы хотя бы на 20% мощности при ЕЦ наши ядерщики думаю смогут.

Замечательно. Одна проблема:

не вполне понятно почему стенд с АЭУ и тем более стенд для изучения ЕЦ с тепловым нагревом вообще, создается с такой задержкой, инженеры идиоты не могут с получением задания разработать план разработки АЭУ по частям?

Дизель-электрические носители БРПЛ с дальностью 1000+ уже есть в любом случае

это инвалиды, нужен полноценный проект, иначе это выброшенные деньги, а условие - рациональность и минимизация трат.

Рубис, у которого побольше водоизмещение из-за ракет и поменьше скорость.

вы на него не замахивайтесь, во-первых, до него вам еще далеко, во-вторых, с автономностью у этих малюток слабо, т.е. если делать подвижную платформу то для своих прибрежных вод с МБР типа УР-100 или их переделки на меньший размер.

[dim999]

Вы издеваетесь? Это делается при запуске реактора, а не при его эксплуатации или режим "малого газа" на ЯЭУ автоматически предполагает управление в подобном стиле?

Это кто ещё издевается. Вся дискуссия как раз вокруг того, какую максимальную мощность можно снимать с реактора, разработанного без опыта нескольких лет эксплуатации реактора 1-го поколения именно на ПЛ, без повторения Чернобыля при отключении насосов (меньше воды-больше парообразование-положительная обратная связь с ростом мощности-еще больше пара - ещё больше мощность - БУМ), и пересекается ли она с диапазоном мощностей, в котором реактором можно управлять не по заранее посчитанной программе, а длительное время.

Уж обеспечить устойчивость работы хотя бы на 20% мощности при ЕЦ наши ядерщики думаю смогут.

Чернобыль показал, что

- На 22% мощности реактора стабильно управлять им нельзя (держать на этом уровне или хотя бы вернуть на него не смогли)

- На 6,25% мощности даже не отключение насосов, а снижение оборотов на 4-х из 8 оказалось достаточно для разгона реактора за счёт увеличения парообразования настолько, что через 35 секунд (!) включили аварийную защиту.

не вполне понятно почему стенд с АЭУ и тем более стенд для изучения ЕЦ с тепловым нагревом вообще, создается с такой задержкой, инженеры идиоты не могут с получением задания разработать план разработки АЭУ по частям?

12 сентября 1952 года было принято постановление правительства СССР о создании АЭУ специального назначения и, в первую очередь, наземного стенда — прототипа установки, предназначенной для подводной лодки. Окончательно определилась технологическая схема установки. Одновременно с проектированием шло строительство соружений и изготовление оборудования.

В 1955 году было закончено строительство здания 75. В январе 1956-го завершился монтаж оборудования стенда. Сама АЭУ была сложнейшим элементом, она должна была отвечать весьма противоречивым требованиям: быть мощной, экономичной, легкой, компактной и долговечной одновременно.

После многочисленных обсуждений в качестве основного реактора для советских АПЛ выбрали водо-водяной корпусный реактор на тепловых нейтронах с водой в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов.

Насколько сложная задача стояла перед конструкторами, говорит следующее сравнение: реактор с биологической защитой на первой АЭС имел объем 1568 куб. м при тепловой мощности 30 МВт, а для АПЛ требовалось в отсеке объемом 435 куб м разместить два реактора мощностью по 70 МВт каждый. В этот же объем должна была поместиться биологическая защита.

Еще раз окончательно определилась схема установки, отсек, где размещался реактор, был окружен бассейном с уровнем 8 метров. Монтаж собственно энергетической установки был выполнен всего за 10 месяцев (май 1955г. - февраль 1956г.).

Самое активное участие при проведении пуско-наладочных работ принимала команда моряков-офицеров. Вместе с персоналом здания 75 она около двух лет работала на стенде и перенесла все трудности его освоения.

Наконец, все дефекты устранены, разрешительные документы оформлены. Пуск стенда был произведен 8 марта 1956 года в 23 часа 20 минут.

На протяжении всего времени эксплуатации стенда (30 лет!) на нем было заверешно 7 кампаний. Уже в период первых были выявлены все основные просчеты проекта, а затем внесен целый ряд серьезных конструктивных изменений. В итоге длительность одной кампании была увеличена с 5,1 до 330 энергосуток, ресурс активной зоны вырос до 8000 энергочасов. Установка вышла на полную мощность.

После четырех реконструкций стенд 27/ВМ стал рассматриваться как база для испытаний и отработки более надежных активных зон с большим запасом реактивности, на котором можно проверять любые режимы работы, испытывать любое новое оборудование и подготоваливать специалистов для атомных подводных лодок ВМФ.

http://www.vperyod.ru/id14721.htm?PHPSESSID=b62ea62ecfe045d3a102ce5c1f0966d0

Водо-водяной корпусной реактор установки 27/ВМ и по физике, и по технологии коренным образом отличался от канального водографитового реактора Первой АЭС и поэтому офицерам нужна была очень фундаментальная подготовка к эксплуатации этой системы.

http://aes1.ru/userfiles/file/doc/10.pdf

это инвалиды, нужен полноценный проект, иначе это выброшенные деньги, а условие - рациональность и минимизация трат.

По сравнению с ними инвалиды как раз 1-е поколение атомных. Именно полноценный проект. Заметьте, РИ 629а ещё в 1980-х на боевые службы ходили, которые несли как раз-таки лёжа на грунте, а 658 разоружили, хотя формально и те и те до 1964.

вы на него не замахивайтесь, во-первых, до него вам еще далеко, во-вторых, с автономностью у этих малюток слабо, т.е. если делать подвижную платформу то для своих прибрежных вод с МБР типа УР-100 или их переделки на меньший размер.

Я про реактор относительно малой мощности и электродвижение как основной (в случае ПЛАРБ - и единственный) режим. Автономность АПЛ не реактором определяется, и ПЛАРБ не ПЛАТ и гоняться ни за кем не должна. Собственно к 1980-м так и будет - ракеты заменят на новые с межконтинентальной дальностью, м.б. навигационный комплекс - и будут дежурить в Баренцевом и Белом.

[dim999]

Дим, пока что вы не привели ни одного доказательства, что МКУ находится выше 1% от номинала.

Зато Вы привели - про Чернобыль, как люди реактором пытались управлять на малых мощностях.

Я же вам приводил данные по контрольной аппаратуре, ЕМНИП, все того же РБМК, что контролируется уровень мощности то 1% от номинала. При этом они эксплуатируются аж с 1973 г. Т.е. разрабатывались они чуть ранее чем предполагаемый лодочный реактор с ЕЦ. Вы предлагаете верить непонятно какой цитате что "перспективные реакторы имеют МКУ от 15%", и из этого делаете вывод что более древние реакторы имеют куда больший МКУ.

1. Нейтронная мощность 0 и тепловая 1% - это остаточное тепловыделение заглушенного реактора, с чего Вы взяли что это управляемый режим? Равно с чего Вы считаете управляемым режимом неконтролируемое снижение мощности приводящее к остановке реактора? Или удержание на одном уровне при удалении стержней - процесс примерно аналогичный удержанию воздушного шара на одной высоте путём непрерывного выбрасывания груза? А уж как реактору добавляет стабильности и управляемости снижение подачи охлаждающей воды...

2. ??? У Вас первые ПЛАРБ вроде как раньше 1973 планируются, причём сразу с ЕЦ?

Так что мне не понятно с чем вы в данном случае спорите? Тем более не имея данных об абсолютных погрешностях измерения.

С тем что не имея данных, Вы оспариваете мнение людей, фактически с теми реакторами работавших и говорящих что на малых мощностях они плохо управляются.

Кстати, как раз для тех режимов которые мы предполагаем основными для пр667Альт, более высокая погрешность не имеет такого влияния как на больших мощностях.

Гляньте по Вашей же ссылке на Чернобыль: на 22% мощности он ещё (или уже) не управляется, зато уже 6,25% ему хватило, чтобы при уменьшении подачи воды уйти в неконтролируемый разгон. Так что если можно - подробнее про режим и как Вы его собираетесь получить.

Необоснованное заявление что МКУ составляет 15% от номинала, и что реактор будет на такой мощности ностоянно " вылетать".

Реактор первой в мире АЭС (АМ-1 («Атом Мирный»), Обнинская АЭС, 1954 год) был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем. Отработка технологий уран-графитовых реакторов производилась на промышленных реакторах, в том числе реакторах «двойного» назначения (двухцелевых реакторах), на которых, помимо «военных» изотопов, производилась электроэнергия, а тепло использовалось для отопления близлежащих городов.

Промышленные реакторы, которые были построены в СССР: А (1948 год), АИ (ПО «Маяк» в Озёрске), реакторы АД (1958 г.), АДЭ-1 (1961 г.) и АДЭ-2 (1964 г.) (Горно-химический комбинат в Железногорске), реакторы И-1 (1955 г.), ЭИ-2 (1958 г.), АДЭ-3, АДЭ-4 (1964 г.) и АДЭ-5 (1965 г.) (Сибирский химический комбинат в Северске)[1].

С 1960-х годов в СССР начата разработка чисто энергетических реакторов типа будущего РБМК. Некоторые конструкторские решения отрабатывались на опытных энергетических реакторах «Атом Мирный Большой»: АМБ-1 (1964 год) и АМБ-2 (1967 год), установленных на Белоярской АЭС.

Разработка собственно реакторов РБМК началась с середины 60-х годов и опиралась, в значительной мере, на большой и успешный опыт проектирования и строительства промышленных уран-графитовых реакторов.

В целом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов — сплавов циркония, и с новой формой топлива — металлический уран был заменён его диоксидом, а также параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался как одноцелевой — для производства электрической и тепловой энергии.

Работы над проектом начались в ИАЭ (РНЦ КИ) и НИИ-8 (НИКИЭТ) в 1964 году. В 1965 году проект получил название Б-190, а его конструирование было поручено КБ завода «Большевик». В 1966 году решением министерского НТС работа над проектом была поручена НИИ-8 (НИКИЭТ), руководимому Доллежалем.

15 апреля 1966 года главой Минсредмаша Е. П. Славским было подписано задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70 км по прямой к западу от Ленинграда в 4 км от поселка Сосновый Бор. В начале сентября 1966 года проектное задание было закончено.

29 ноября 1966 года Советом Министров СССР принято постановление № 800—252 о строительстве первой очереди ЛАЭС, определена организационная структура и кооперация предприятий для разработки проекта и сооружения АЭС.

Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 запущен в 1973 году на Ленинградской АЭС.

Это тот самый ненадёжный РБМК. Попробуйте для себя расписать таймлайн "стенд корпусного реактора в габаритах ПЛ - корпусной реактор на ПЛ - отлавливание багов - прототип реактора ЕЦ - реактор ЕЦ" и свести его к 1963, посмотрите какие сроки там будут на отлавливание ошибок и представьте что будет, когда всё неотловленное вылезет на серийных ПЛАРБ.

А ЕЦ, это максимальный вариант модернизации пр667Альт. Средний вариант был с реакторами как в реале, но с электродвижением на оперативных скоростях. Минимальный - все то же что и реале, но с ракетными шахтами под Р-29Альт.

С минимальным всё реально, но один ма-аленький минус - американцы за ними следили уже в 1970-х, и ничего неизвестного в 1960-х для этого не требовалось. Средний вариант - к КК опоздает, к концу 1970-х потеряет скрытность, ну и плюсы 16 ракет на 2 больших реактора (или одного очень большого и громкого) против 6 ракет на один малой мощности чуть раньше мягко говоря неочевидны.

В смысле, не показатель того что раз американцы создали S5G 90 МВт, то мы не сможем создать реактор большей мощности. Не факт еще что он нужен мощностью 180МВт, может быть можно было и меньше, но из-за резервирования пришлось увеличивать мощность.

Он Вам нужен исходя из Вашей установки "носитель БРПЛ должен быть большим и иметь возможность идти быстро и далеко". Как только Вы от неё отказываетесь - практически все проблемы снимаются.

Вы что-то путаете. Физический пуск реактора S1W был осуществлен в самом конце марта 1953 г. А Наутилус был заложен в конце января 1954 г. Т.е. через 10 месяцев да еще и с другим реактором S2W. Т.е. от физического пуска первого морского реактора до начала разработки реактора с ЕЦ прошло 8 лет. И 6 лет эксплуатации АЭУ на ПЛ. У нас процессы происходящие в реакторе можно поизучать на Обнинской станции, а также на разных исследовательских реакторах. Обнинский реактор кстати предполагался для использования на кораблях.

В 1946 году на базе проекта «Манхэттен» был начат новый проект — создание ядерной энергетики. Лаборатория Клинтон (ныне национальная лаборатория Оук-Ридж), занимающаяся ядерной энергией, разрабатывала ядерные электрогенераторы. Флот решил послать для участия в проекте восемь человек: четырёх гражданских, одного старшего и трёх младших офицеров. Риковер, сознавая потенциал применения ядерной энергии на флоте, обратился с рапортом об участии.

С 1946 - как раз 15 лет. И что Вас удивляет? В РИ 627 начали делать в июне 1954, в сентябре 1955 заложили, а запустили стенд к её реактору только в 1956. Я ж поэтому и говорю - некуда там ускорять.

Вы забываете что с 1954 г работает Обнинская атомная станция, которая разрабатывалась как корабельная ЯЭУ, так что опыт разработки есть, хоть и не совсем удачный.

См. пост выше, ни малейшего отношения и реактор совершенно другой конструкции.

Мне и не нужна максималка на ЕЦ. Мне нужно до 30% от номинала. Может быть будет опытовая ПЛ с реактором с ЕЦ.

Вообще-то ЕЦ на максималке ЕМНИП и сейчас нет. 30% от номинала который Вы хотите - чуть-чуть не дотягивает до полной у S5G. А Вы хотели ещё и без Нарвала обойтись, сразу Огайо? ))

[Андрей]

Зато Вы привели - про Чернобыль, как люди реактором пытались управлять на малых мощностях.

Вам осталось доказать что авария произошла из-за работы на малой мощности, а не из-за грубейших нарушений ТБ и ТР.

1. Нейтронная мощность 0 и тепловая 1% - это остаточное тепловыделение заглушенного реактора, с чего Вы взяли что это управляемый режим? Равно с чего Вы считаете управляемым режимом неконтролируемое снижение мощности приводящее к остановке реактора? Или удержание на одном уровне при удалении стержней - процесс примерно аналогичный удержанию воздушного шара на одной высоте путём непрерывного выбрасывания груза? А уж как реактору добавляет стабильности и управляемости снижение подачи охлаждающей воды...

Я считаю что вы не понимаете процессов происходивших в реакторе 4 энергоблока ЧАЭС, и при этом делаете далеко идущие выводы.

Дело в том что еще 25.04.86 реактор попал в "йодную яму", происходило самоотравление ксеноном, это характеризуется снижением мощности из-за поглощения части нейтронов ксеноном. Видимо при дальнейшем снижении мощности, до уровня предписанного условиями испытаний, реактор попал в еще одну йодную яму, характерную уже для нового уровня мощности. Эти эффекты сложились, реактор заглох. Вместо того чтобы, по инструкции, заглушить реактор, выдержать его сутки, для распада ксенона, персонал станции стал раскочегаривать реакцию путем вывода из реактора поглощающих стержней. В один "прекрасный" момент оперативный запас реактивности снизился настолько, что в реакторе развилась неуправляемая цепная реакция. Далее тепловой взрыв.

2. ??? У Вас первые ПЛАРБ вроде как раньше 1973 планируются, причём сразу с ЕЦ?

Так РБМК проектировался с 1964 г. Значит в середине 60-х уровень МКУ 1% от номинала вполне достижим.

С тем что не имея данных, Вы оспариваете мнение людей, фактически с теми реакторами работавших и говорящих что на малых мощностях они плохо управляются.

Вы не привели ни одной ссылки где бы говорилось о плохой управляемости на малой мощности.

Гляньте по Вашей же ссылке на Чернобыль: на 22% мощности он ещё (или уже) не управляется, зато уже 6,25% ему хватило, чтобы при уменьшении подачи воды уйти в неконтролируемый разгон. Так что если можно - подробнее про режим и как Вы его собираетесь получить.

Он управляется. Не надо нарушать требования регламента.

Это тот самый ненадёжный РБМК. Попробуйте для себя расписать таймлайн "стенд корпусного реактора в габаритах ПЛ - корпусной реактор на ПЛ - отлавливание багов - прототип реактора ЕЦ - реактор ЕЦ" и свести его к 1963, посмотрите какие сроки там будут на отлавливание ошибок и представьте что будет, когда всё неотловленное вылезет на серийных ПЛАРБ.

Где в вашей цитате хоть слово про мку в 15% от номинала?

С минимальным всё реально, но один ма-аленький минус - американцы за ними следили уже в 1970-х, и ничего неизвестного в 1960-х для этого не требовалось. Средний вариант - к КК опоздает, к концу 1970-х потеряет скрытность, ну и плюсы 16 ракет на 2 больших реактора (или одного очень большого и громкого) против 6 ракет на один малой мощности чуть раньше мягко говоря неочевидны.

Минимальный с начала 70-х выводим на севера под защиту СФ.

Средний, будет очень слабо шуметь, выключен самый большой источник шума.

Максимальный вариант, уж если очень сильно не повезет, можно будет реализовывать со второй серии ПЛАРБ.

На КК не успеет ни один из вариантов. И даже ваш пр629.

Он Вам нужен исходя из Вашей установки "носитель БРПЛ должен быть большим и иметь возможность идти быстро и далеко". Как только Вы от неё отказываетесь - практически все проблемы снимаются.

Это не моя установка. Я уже подумывал над вариантом снижения мощности реактора, но видимо сильно ее уменьшить не получится.

Чем меньше будет мощность, тем меньше будет скорость, тем больше времени будет тратиться на переход в РБП, тем меньше будет КОН. К вашему недоПЛАРБ это будет относиться в еще большей степени.

В 1946 году на базе проекта «Манхэттен» был начат новый проект — создание ядерной энергетики. Лаборатория Клинтон (ныне национальная лаборатория Оук-Ридж), занимающаяся ядерной энергией, разрабатывала ядерные электрогенераторы. Флот решил послать для участия в проекте восемь человек: четырёх гражданских, одного старшего и трёх младших офицеров. Риковер, сознавая потенциал применения ядерной энергии на флоте, обратился с рапортом об участии.

С 1946 - как раз 15 лет. И что Вас удивляет? В РИ 627 начали делать в июне 1954, в сентябре 1955 заложили, а запустили стенд к её реактору только в 1956. Я ж поэтому и говорю - некуда там ускорять.

А Институт реакторных технологий заработал только в 1948г. Т.е. минус 2 года.

А работы над атомной ПЛ начались в СССР в 1949 г. В общем-то идем ноздря в ноздрю.

См. пост выше, ни малейшего отношения и реактор совершенно другой конструкции.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9E%D0%B1%D0%BD%D0%B8%D0%BD%D1%81%D0%BA%D0%B0%D1%8F_%D0%90%D0%AD%D0%A1

Вообще-то ЕЦ на максималке ЕМНИП и сейчас нет. 30% от номинала который Вы хотите - чуть-чуть не дотягивает до полной у S5G. А Вы хотели ещё и без Нарвала обойтись, сразу Огайо?

И опять вы ошибаетесь. S5G проектировался как реактор с ЕЦ во всем диапазоне мощностей, однако в результате эксплуатации выяснилось что этого не требуется, и уже на Лосанджелесы пошла ЭУ с ЕЦ в гораздо меньшем диапазоне мощностей.

Не факт что, если мы не будем закладываться на столь высокие показатели ЕЦ, то мы не сможем осилить реактор раньше.

[dim999]

Вам осталось доказать что авария произошла из-за работы на малой мощности, а не из-за грубейших нарушений ТБ и ТР.

К часу ночи 26 апреля мощность была стабилизирована на уровне 200 MW(t), но достичь этого удалось только после технологических нарушений, несовместимых с гарантированным безопасным функционированием системы. Реактор стал очень нестабильным и операторы были вынуждены вносить изменения через каждые несколько секунд, чтобы поддерживать постоянную мощность. Насосы, обеспечивающие охлаждение реактора, стали подавать меньшее количество воды и объем пара в охлаждающих каналах увеличился. Внезапное увеличение продукции теплоты привело к взрыву, разрушившему реакторное ядро.

http://chtoby-pomnili.livejournal.com/45574.html

Т.е. там как раз делали ровно то, что хотите сделать Вы: уменьшили мощность чтобы можно было сократить подачу воды и сократили подачу воды. Кстати,

Однако на этот раз персонал допустил ряд нарушений правил техники безопасности: отключение системы противоаварийного охлаждения реактора, блокировку системы защиты реактора по уровню воды и давлению пара в барабан-сепараторе.

http://www.ibrae.ru/russian/chernobyl-3d/society/III_1_2.htm

Всей разницы с Вашими планами - Вы именно это и собираетесь в регламенте прописать как норму.

Вместо того чтобы, по инструкции, заглушить реактор, выдержать его сутки, для распада ксенона, персонал станции стал раскочегаривать реакцию путем вывода из реактора поглощающих стержней. В один "прекрасный" момент оперативный запас реактивности снизился настолько, что в реакторе развилась неуправляемая цепная реакция. Далее тепловой взрыв.

Ну да, так оно всё и было. С Вашим случаем вся разница - в режим малой мощности Вы его сами загоните, а йодная яма вообще бывает на переменных режимах, т.е. на АПЛ её вероятность выше, причём чем интереснее момент, тем выше вероятность.

Так РБМК проектировался с 1964 г. Значит в середине 60-х уровень МКУ 1% от номинала вполне достижим.

У Вас в "МКУ" буква "К" лишняя. Или Вы контролем всё-таки называете техническую возможность повторного запуска независимо от последствий?

Вы не привели ни одной ссылки где бы говорилось о плохой управляемости на малой мощности.

Но «ксеноновое отравление» продолжалось, и для подъема мощности до требуемого уровня операторы еще уменьшили количество поглощающих стержней. Подключение к 6-ти работающим главным циркуляционным насосам (ГЦН) еще 2-х для надежного охлаждения АЗ реактора привело к тому, что увеличение расхода воды через реактор уменьшило парообразование, снизило давление пара и опасно изменило ряд основных параметров реактора. Операторы пытались вручную поддерживать эти параметры, но их усилия оказались малоэффективными. Реактор попал в столь неустойчивое состояние, что его требовалось немедленно остановить. Тем не менее, в 1 час 23 мин. 04 сек была прекращена подача пара на турбогенератор, и испытания начались при мощности 200 МВт. Почти сразу же мощность реактора начала нарастать, и по одной из версий, в 1 час. 23 мин. 40 сек оператор нажал кнопку АЗ5, чтобы заглушить реактор, введя все поглощающие стержни.

http://www.ibrae.ru/russian/chernobyl-3d/society/III_1_2.htm

Если Вы считате это хорошей управляемостью...

Он управляется. Не надо нарушать требования регламента.

От того, что Вы регламент не нарушите, а заранее перепишете, последствия таких же действий вряд ли изменятся, реактору на печати пофигу.

Где в вашей цитате хоть слово про мку в 15% от номинала?

??? Она вообще-то не про МКУ, а про таймлайн реактора ЕЦ.

Минимальный с начала 70-х выводим на севера под защиту СФ. Средний, будет очень слабо шуметь, выключен самый большой источник шума. Максимальный вариант, уж если очень сильно не повезет, можно будет реализовывать со второй серии ПЛАРБ. На КК не успеет ни один из вариантов. И даже ваш пр629.

От уничтожения в начале войны СФ не спасёт, хотя отомстить наверное сможет.

Шуметь будет прилично для конца 1970-х, дискрету вала будут ловить. Которой на ДЭПЛ (даже с установленнным миниреактором) в это время уже не будет, бо получит дальнобойные БРПЛ и будет тихо лежать на дне Баренцева/Белого моря.

629 даже в РИ успел, а тут приотитет выше и на утюги не отвлекаются.

Чем меньше будет мощность, тем меньше будет скорость, тем больше времени будет тратиться на переход в РБП, тем меньше будет КОН. К вашему недоПЛАРБ это будет относиться в еще большей степени.

Скорость что так что так небольшая, иначе прощай скрытность. Для тихой же ПЛ разницы неделей раньше-неделей позже нет, с базы/от плавбазы успела уйти - поздняк метаться. К 629альт оно действительно в еще большей степени относится.

А Институт реакторных технологий заработал только в 1948г. Т.е. минус 2 года.

От того что до этого он назывался отделом, департаментом или научной группой - смысл не меняется.

А работы над атомной ПЛ начались в СССР в 1949 г. В общем-то идем ноздря в ноздрю.

Первые работы по исследованию облика. "А если у нас появится реактор, что мы соберём вокруг него".

http://ru.wikipedia....i/Обнинская_АЭС

Именно.

Запущена в 17 часов 45 минут 26 июня 1954 года[1][2] в посёлке Обнинское Калужской области (сейчас город Обнинск), на базе «Лаборатории В» (ныне — Государственный научный центр РФ «Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского»). Была оснащена одним уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем АМ-1 (аббревиатура АМ изначально означала «атом морской», так как реактор был предназначен для транспортной установки, однако его размеры оказались слишком велики и было принято решение об использовании данного реактора для гражданской энергетики, в результате чего расшифровкой аббревиатуры АМ стало сочетание «атом мирный»[источник не указан 970 дней]) мощностью 5 МВт.

Принципиально другая конструкция.

S5G проектировался как реактор с ЕЦ во всем диапазоне мощностей, однако в результате эксплуатации выяснилось что этого не требуется, и уже на Лосанджелесы пошла ЭУ с ЕЦ в гораздо меньшем диапазоне мощностей.

А ссылкой на "весь диапазон" поделитесь? Скорость малошумного хода у них святое, чтобы сами порезали? :stop:

[Андрей]

К часу ночи 26 апреля мощность была стабилизирована на уровне 200 MW(t), но достичь этого удалось только после технологических нарушений, несовместимых с гарантированным безопасным функционированием системы. Реактор стал очень нестабильным и операторы были вынуждены вносить изменения через каждые несколько секунд, чтобы поддерживать постоянную мощность. Насосы, обеспечивающие охлаждение реактора, стали подавать меньшее количество воды и объем пара в охлаждающих каналах увеличился. Внезапное увеличение продукции теплоты привело к взрыву, разрушившему реакторное ядро.

http://chtoby-pomnil....com/45574.html

Т.е. там как раз делали ровно то, что хотите сделать Вы: уменьшили мощность чтобы можно было сократить подачу воды и сократили подачу воды. Кстати,

Где хоть слово что "технологическиенарушения, несовместимые с гарантированным безопасным функционированием системы" это попытка работы на мощности менее 50% от номинала, а не из'ятие из реактора управляющих стержней сверх положенного норматива, не отключение нескольких степеней защиты реактора.

Ну да, так оно всё и было. С Вашим случаем вся разница - в режим малой мощности Вы его сами загоните, а йодная яма вообще бывает на переменных режимах, т.е. на АПЛ её вероятность выше, причём чем интереснее момент, тем выше вероятность.

Ксеноновое отравление характерно для любого уровня мощности, от него не избавиться никак. Только ждать пока ксенон сам распадется.

Просто надо понимать что реактор это не ДВС, смена режимов происходит не настолько оперативно.

У Вас в "МКУ" буква "К" лишняя. Или Вы контролем всё-таки называете техническую возможность повторного запуска независимо от последствий?

Контролем я называю техническую возможность управления реактором на разных уровнях мощности.

Но «ксеноновое отравление» продолжалось, и для подъема мощности до требуемого уровня операторы еще уменьшили количество поглощающих стержней. Подключение к 6-ти работающим главным циркуляционным насосам (ГЦН) еще 2-х для надежного охлаждения АЗ реактора привело к тому, что увеличение расхода воды через реактор уменьшило парообразование, снизило давление пара и опасно изменило ряд основных параметров реактора. Операторы пытались вручную поддерживать эти параметры, но их усилия оказались малоэффективными. Реактор попал в столь неустойчивое состояние, что его требовалось немедленно остановить. Тем не менее, в 1 час 23 мин. 04 сек была прекращена подача пара на турбогенератор, и испытания начались при мощности 200 МВт. Почти сразу же мощность реактора начала нарастать, и по одной из версий, в 1 час. 23 мин. 40 сек оператор нажал кнопку АЗ5, чтобы заглушить реактор, введя все поглощающие стержни.

http://www.ibrae.ru/...ety/III_1_2.htm

Если Вы считате это хорошей управляемостью...

Вы не там читаете.

Реактор находился в состоянии ксенонового отравления, управлять им можно но СЛОЖНО. Когда операторам это не удалось и реактор заглох им требовалось выдержать реактор в заглушенном состоянии для распада ксенона. Персонал попытался, в нарушение инструкций, путем из'ятия из реактора управляющих стержней сверх допустимого.

От того, что Вы регламент не нарушите, а заранее перепишете, последствия таких же действий вряд ли изменятся, реактору на печати пофигу.

Никто не собирается разрешать нарушения техрегламента. Но работа на малой мощности не являлась таковым нарушением.

??? Она вообще-то не про МКУ, а про таймлайн реактора ЕЦ.

А комментировали вы ей мое высказывание про даты создания реакторов типа рбмк.

От уничтожения в начале войны СФ не спасёт, хотя отомстить наверное сможет.

Шуметь будет прилично для конца 1970-х, дискрету вала будут ловить. Которой на ДЭПЛ (даже с установленнным миниреактором) в это время уже не будет, бо получит дальнобойные БРПЛ и будет тихо лежать на дне Баренцева/Белого моря.

629 даже в РИ успел, а тут приотитет выше и на утюги не отвлекаются.

Мыло да мочало, начинаем все сначала!

Вам так и не удалось доказать возможность отслеживания и одновременного уничтожения всех ПЛАРБ. Это все от незнания технологии обеспечения выхода ПЛАРБ на боевое дежурство.

Скорость что так что так небольшая, иначе прощай скрытность. Для тихой же ПЛ разницы неделей раньше-неделей позже нет, с базы/от плавбазы успела уйти - поздняк метаться. К 629альт оно действительно в еще большей степени относится.

Есть разница 10-12-15 уз малошумного хода для пр667Альт, или 10 максимум для вашего пр629.

От того что до этого он назывался отделом, департаментом или научной группой - смысл не меняется.

Меняются результаты их научно-исследовательской деятельности.

Первые работы по исследованию облика. "А если у нас появится реактор, что мы соберём вокруг него".

А у вас есть уверенность что деятельность Института реакторных технологий и группы Риковера в этот период чем-то отличалась от этого?

Именно.

Запущена в 17 часов 45 минут 26 июня 1954 года[1][2] в посёлке Обнинское Калужской области (сейчас город Обнинск), на базе «Лаборатории В» (ныне — Государственный научный центр РФ «Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского»). Была оснащена одним уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем АМ-1 (аббревиатура АМ изначально означала «атом морской», так как реактор был предназначен для транспортной установки, однако его размеры оказались слишком велики и было принято решение об использовании данного реактора для гражданской энергетики, в результате чего расшифровкой аббревиатуры АМ стало сочетание «атом мирный»[источник не указан 970 дней]) мощностью 5 МВт.

Принципиально другая конструкция.

И тем не менее "атом морской".

А ссылкой на "весь диапазон" поделитесь?

В 69-м году, использование 100% ЕЦ было не рекомендовано, по причине возникновения неустойчивостей в контуре, при кренах и дифферентах

- http://www.nucon.us/archives/tag/s5g

Скорость малошумного хода у них святое, чтобы сами порезали?

Это пишет человек предполагающий для ПЛА США режим нескрытного слежения за советскими ПЛАРБ!?

Что творится!