proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Атомный год 2016
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Сроки строительства блоков АЭС в РФ выросли до 10 лет. Причины?
Спешка не требуется
Плохая организация на площадке
Слабый контроль со стороны Заказчика
Некачественный проект
Брак комплектующих в поставках
Другое

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[24/01/2007]     Энергетические блоки атомного подводного флота

В.М.Кузнецов, с.н.с., к.т.н., академик Академии промышленной экологии, Институт истории естествознания и техники, Москва

Атомные паропроизводящие установки для подводных лодок, как и сами лодочные проекты, делятся на четыре поколения.

Работой над созданием первого поколения АППУ занимались многие предприятия Советского Союза. Необходимо было решить ряд сложных инженерно-конструкторских задач. В первую очередь – создание энергетического блока атомного корабля – реакторной установки, систем и механизмов, обеспечивающих ее работу. Научным руководителем разработок был назначен академик А.П.Александров, главным конструктором по энергетике – академик Н.А.Доллежаль. Для АПЛ был выбран водо-водяной реактор (ВВР). Работы над реактором такого типа для АЭС начались только в 1955 г. При разработке ВВР возник целый ряд вопросов по оптимизации тепловой схемы ядерного реактора (ЯР) и его параметров; схеме регулирования нейтронных процессов в ЯР; методам нейтронно-физического расчета водо-водяных ЯР; проблемам глубокого выгорания ядерного топлива и накопления осколков деления 235U, создания теплотехнической модели атомной установки; разработки схемы автоматического управления атомной установкой.

В результате была создана малогабаритная, высоконапряженная и высокоманевренная ЯЭУ, удовлетворяющая требованиям подводной лодки. На основе этой атомной установки было создано четыре поколения атомных установок и их модификаций.

Создание транспортной атомной установки для того времени было огромным техническим прогрессом. Но с точки зрения ядерной и радиационной безопасности АППУ имела ряд недостатков, которые и стали причиной серии аварий и поломок. За период эксплуатации АППУ первого поколения произошло четыре аварии с водо-водяными реакторами (К-19 – 1961 г.; К-11 – 1965 г.; К-431 – 1985 г. и К-192 – 1989 г.). Основными недостатками атомных установок первого поколения с точки зрения их ядерной и радиационной безопасности были: большая пространственная распределенность и большой объем первого контура, наличие трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование, т.е. реактор, парогенераторы, насосы, теплообменники, компенсаторы объема и др. Это создавало серьезные проблемы в организации защиты при аварийной разгерметизации первого контура, а также при разрыве многочисленных импульсных трубок, соединяющих первый контур с контрольно-измерительными приборами. Невысокая надежность оборудования и большие его массово-габаритные характеристики с одной стороны (особенно электрооборудования на постоянном токе), при высоких технологических и эксплуатационных параметрах, с другой, (температура первого контура 3000С, давление первого контура около 200 атм, температура пара около 2500С и т.д.); практически отсутствие автоматизации процесса управления атомной установкой, низкая надежность и недостоверность показаний контрольно-измерительных приборов, а также систем управления и защиты ядерного реактора; недостаточная прочность третьего барьера безопасности (аппаратной, парогенераторной, насосной выгородки и выгородки системы управления защиты АППУ), недостаточно надежная система контроля за ядерными процессами, происходящими в реакторе, – могла стать причиной аварии.


Типы реакторов, обогащение ядерного топлива и тепловая мощность АППУ АПЛ

Проект

Кол-во реакторов

Тип реактора

Обогащение (%)

Тепловая мощность реактора (МВт)

1-е поколение
627А

2

ВВЭР, ВМ-А

21

70

658

2

ВВЭР, ВМ-А

21

70

659/675

2

ВВЭР, ВМ-А

21

70

2-е поколение
667А

2

ВВЭР ОК-700 ВМ-4

21

90

667 Б-БДРМ

2

ВВЭР, ОК-700 ВМ-4-2

21


670А

1

ВВЭР, ОК-350 ВМ-4

21

90

670М

1

ВВЭР, ОК-350 ВМ-4

21

75

671

1

ВВЭР, ОК-300 ВМ-4

21

75

671

2

ВВЭР, ОК-300 ВМ-4

21

75

3-е поколение
941

2

ВВЭР, ОК-650 ВВ

21–45

190

949

2

ВВЭР, ОК-650 Б

21–45

190

945

1

ВВЭР, ОК-650

21–45

190

971

1

ВВЭР, ОК-650 Б

21–45

190

АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем
645 ЖМТ

2

ЖМТ, ВТ-1

90

73

705

1

ЖМТ, ОК-550, МБ-40А

90

155

Надводные корабли
1144

2

ВВЭР, ОК-900 КН-3

Неизвестно

300

1941

2

ВВЭР, ОК-900 КН-3, БМ-16

55–90

171


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. Малое пусковое положение компенсирующих решеток в совокупности с несовершенным перегрузочным оборудованием и халатностью личного состава впоследствии привело к аварии на АПЛ «К-431» в бухте Чажма.

В настоящее время все подводные лодки первого поколения выведены в отстой с целью их дальнейшей утилизации.


АППУ второго поколения

АППУ второго поколения создавалась на опыте эксплуатации первого поколения и с учетом ее недостатков. На первом этапе предполагалось, что за счет обеспечения высокого качества трубопроводов, оборудования и других компонентов АППУ можно избежать серьезных аварий. Исходя из этого, для АППУ первого и второго поколений в качестве максимальной проектной аварии рассматривалась течь теплоносителя конечного размера, поэтому жестких требований к системам локализации аварий не предъявлялось. Также не предусматривалась возможность расхолаживания атомной установки в условиях полного обесточивания подводной лодки. Из опыта эксплуатации первого поколения, где главные «неприятности» приносили течи воды из первого контура во второй (в основном через парогенераторы) и течи наружу (в насосные, аппаратные и парогенераторные выгородки), для второго поколения была изменена компоновочная схема атомной установки. Она оставалась петлевой, однако были существенно сокращены пространственная распределенность и объемы первого контура.

Применены схема «труба в трубе» и схемы навешанных насосов первого контура на парогенераторы. Сокращено количество трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование (фильтр первого контура, компенсаторы объема и т.д.). Практически все трубопроводы первого контура (малого и большого диаметров) были размещены в необитаемых помещениях под биологической защитой. Существенно изменились системы контрольно-измерительных приборов и автоматики АЭУ. Увеличилось количество дистанционно-управляемой арматуры. Подводные лодки второго поколения перешли на источники переменного тока. Турбогенераторы (основные источники электроэнергии) стали автономными. Однако вопросы ядерной и радиационной безопасности до конца решены не были. За период с 1967 г. произошло три ядерные аварии на АПЛ с водо-водяным ядерным реактором (АПЛ «К-140» – 1968 г.; «К-320» – 1970 г.; «К-314» – 1983 г.). Основным недостатком АППУ второго поколения являлась ненадежность основного оборудования (активных зон, парогенераторов, систем автоматики). Аварии и поломки были связаны в основном с разгерметизацией оболочек тепловыделяющего элемента, с течами воды из первого контура во второй через парогенераторы, а также с выходом из строя систем автоматики или с возможностью ее работы в таком режиме, когда происходил несанкционированный пуск ядерного реактора (авария на «К-140»). Остались нерешенные проблемы ядерной безопасности, связанные с аварийным расхолаживанием ядерного реактора при полном обесточивании корабля; с обеспечением контроля за ядерными процессами в реакторе, когда он находится в подкритическом состоянии (за исключением заказов, где была установлена импульсная пусковая аппаратура); с предотвращением полного осушения активной зоны при разрыве первого контура.


АППУ третьего поколения

Проектирование АППУ третьего поколения осуществлялось с начала 1970-х гг. Этот период в развитии ядерной энергетики характеризуется формированием нового отношения к атомным установкам как к объекту повышенной опасности. Была разработана концепция по созданию систем безопасности, включая системы аварийного расхолаживания и локализации аварии. Эти системы рассчитывались на максимальную проектную аварию, в качестве которой принимался мгновенный разрыв трубопровода теплоносителя на участке максимального диаметра.

Для кораблей третьего поколения применили блочную схему компоновки. С точки зрения безопасности с ее помощью решили ряд важных задач. Такая схема позволила иметь режим естественной циркуляции по первому контуру на достаточно высоких уровнях мощности реактора, что важно для организации теплоносителя с активной зоны при полном или частичном обесточивании корабля. Эта компоновка практически заменила трубопроводы первого контура на короткие трубы большого диаметра (патрубки), соединяющие основное оборудование (реактор, парогенератор, насосы). Атомные установки оборудуются системой безбатарейного расхолаживания (ББР), она автоматически вводится в работу при исчезновении электропитания.

Существенно изменилась система управления и защиты реактора. Импульсная пусковая аппаратура позволяет контролировать состояние реактора на любом уровне мощности, в том числе и в подкритическом состоянии. На компенсирующие органы установлен механизм «самохода», который при исчезновении электропитания обеспечивает опускание решеток на нижние концевики. При этом происходит полное «глушение» реактора, даже при опрокидывании корабля. Установлен дополнительный ряд других технических новшеств, повышающих безопасность эксплуатации АЭУ. Блочная компоновка АППУ позволила уменьшить габариты, увеличив при этом ее мощность и другие эксплуатационные параметры.

Главными проблемами ЯЭУ третьего поколения с точки зрения безопасности являются проблемы надежности основного оборудования, в первую очередь активных зон, блоков очистки и расхолаживания. Они связаны с высокой цикличностью процессов, происходящих в атомной установке при ее эксплуатации. Было учтено, что при блочной компоновке патрубки и многие элементы основного оборудования по качеству и надежности должны в полной мере соответствовать корпусу реактора.


АППУ четвертого поколения

АППУ четвертого поколения представляет собой моноблок (или интегральную схему компоновки). Очевидное ее преимущество – локализация теплоносителя первого контура в одном объеме и отсутствие патрубков и трубопроводов большого диаметра. Эта установка создавалась с учетом всех современных требований ядерной безопасности. В связи с труднодоступностью к оборудованию, размещенному в реакторе, подобная схема компоновки предполагает использование высоконадежного оборудования.


АППУ с жидкометаллическим теплоносителем

В особую категорию атомных установок следует выделить АППУ с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). Первая из них «К-27», на которой произошла ядерная авария. Причиной ее было засорение технологических каналов продуктами окисления сплава, в результате чего произошел пережог активной зоны.

Первая подводная лодка во время заводских испытаний и непродолжительной опытной эксплуатации показала низкую надежность и из-за ряда крупных поломок была разрезана. Реактор с невыгруженной активной зоной, залитой фурфуролом и битумом, находится на заводе «Звездочка» в Северодвинске. Остальные шесть кораблей этой серии эксплуатировались в течение 10 лет. За это время корабельные АППУ с ЖМТ наработали около 70 реакторо-лет.

Ядерный реактор на промежуточных нейтронах с теплоносителем свинец-висмут разрабатывался в Особом конструкторском бюро «Гидропресс» в Подольске и Особом конструкторском бюро машиностроения в Нижнем Новгороде. Главное достоинство этой установки – ее динамичность. Основная силовая сеть создана на частоте 400 Гц, что позволило практически вдвое сократить массо-габаритные показатели оборудования, но в то же время эксплуатация этого оборудования усложнилась.

Освоение кораблей с атомными паропроизводящими установками на жидкометаллическом теплоносителе было трудным. Специфика заключалась в том, что существовала опасность затвердевания сплава, что приводило бы к выводу из строя атомной установки. В Западной Лице, где базировались корабли этого класса, был создан специальный береговой комплекс для кораблей этого проекта. Построена котельная для подачи пара на корабли, к пирсам поставлены плавказарма и эсминец, которые давали пар от своих котлов. Но в связи с низкой надежностью берегового комплекса подводные лодки «грелись» от своего ядерного реактора, который работал на минимально контролируемом уровне мощности.

Сложность эксплуатации создавала еще и высокая автоматизация этих кораблей. Все отсеки (за исключением двух) были необитаемы. Операции по управлению системами и оборудованием выполнялись с пультов, размещенных в центральном посту. Несмотря на то, что на подводных лодках с АППУ на ЖМТ имели место две ядерные аварии, эти реакторные установки считаются более безопасными, чем ЯЭУ с водой под давлением (водо-водяные реакторы). Безопасность реакторов на жидкометаллическом теплоносителе обеспечивается: высокой температурой кипения теплоносителя (16790С) при низком давлении в первом контуре, что исключает его переопрессовку, тепловой взрыв ядерного реактора и выброс активности наружу; быстрым затвердеванием сплава при разгерметизации (температура плавления сплава около 1250С), благодаря чему исключается возможность тяжелой аварии с потерей теплоносителя; небольшой долгоживущей наведенной альфа-активностью собственно теплоносителя; отсутствием выхода аэрозолей Po210 (период полураспада – 138 суток); способностью жидкометаллических теплоносителей при повреждении оболочек тепловыделяющих элементов и разгерметизации первого контура удерживать значительную активность радиоактивного йода, представляющего основную радиационную опасность для обслуживающего персонала; небольшим запасом реактивности, исключающим в энергетических режимах неконтролируемый разгон ЯР на мгновенных нейтронах, а также его способностью самопроизвольно уменьшать мощность в аварийных ситуациях; градиент давления между контурами энергетической установки направлен от второго контура к первому, что позволяет предотвратить выход радиоактивного теплоносителя за пределы контура.

Эти и другие аргументы говорят о перспективности этого направления. В настоящий момент конструкторы АППУ решили проблему «замораживания» и «размораживания» сплава в установке, однако корабли с жидкометаллическим теплоносителем в настоящее время не строятся.


АППУ для надводных кораблей

АППу для надводных кораблей «КН-3»  (активная зона типа ВМ-16) создавалась на опыте строительства и эксплуатации паропроизводящих установок ледоколов. По своей конструкции она практически ничем не отличается от атомной установки типа ОК-900 атомных ледоколов класса «Россия». Недостатки в конструкции этих установок с точки зрения безопасности такие же, как и для АПЛ третьего поколения. В настоящее время атомные надводные корабли (АНК) имеют не меньше проблем, чем атомные подводные лодки. В основном это обусловлено тем, что при создании атомных надводных кораблей не был решен вопрос о создании комплекса для их базирования. В результате атомные установки АНК «Нахимов» и «Ушаков» длительное время эксплуатировались без капитальных ремонтов, так как базовые комплексы не могли обеспечить корабли необходимым электропитанием, паром и т.д.  Ресурс оборудования был выработан очень быстро, средств для ремонта не выделялось, и корабли были выведены из эксплуатации.

Потребности в освоении новых месторождений полезных ископаемых и углеводородного сырья в труднодоступных районах Севера и других точках Мирового океана для обеспечения энергобезопасности России и других стран мирового сообщества, настоятельно диктуют необходимость развития атомного кораблестроения с учетом опыта предыдущих лет.

Журнал "Атомная стратегия", № 27, январь 2007 года  

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомный флот
· Новость от ProAtom


Самая читаемая статья: Атомный флот:
Энергетические блоки атомного подводного флота

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 4.17
Ответов: 51


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 18 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2007
все пишут о технике, да это надо, но никто не пишет о героических усилиях личного состава БЧ-5 по обслуживанию и эксплуатации этих установок.
Люди у нас всегда на последнем месте почему-то. Никто не напишет что стоило личному составу выполнить элементарную задачу- принять питательную воду на корабль (разболтанная и раздолбаная береговая база, 5 дырявых шлангов на всю флотилию, через которые треть воды терялась при приеме, даже элементарное -матросики мои кроме ватника не имели ничего одеть- и это при 30-ти иногда градусных морозах в пургу и ветер на пирсе). Не умаляя достоинств кораблей и их героического личного состава  (без пафоса-кто прошел через это всегда подтвердит) береговая обслуживающая база отсутствовала практически, ремент выполнялся без необходимых ресурсов и средств и в его выполнении были заинтерисованы только те кому на этом корабле идти  в море и испытывать очередной риск-вернешся или нет.
Спасибо партии родной за то что нас послала в море-только и могли мы сказать друг другу тогда, а сейчас мизерные пенсии и полное отсутствие перспектив достойной жизни.


[ Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 18/07/2013
Тыл-самая мощная противолодочная система.


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2007
Статья похожа на реферат. Анализ очень поверхностный. Как бывший механик, прослуживший на одном корабле с управленца до командира БЧ-5 от постройки и до вывода в отстой, мог бы написать целую книгу. Но эта книга была бы не про паропроизводящие установки, так как с ними то как раз и не было проблем. (А в моём случае вообще никаких проблем).Это было бы про паротурбинную установку. И даже не про сами турбины. Так как Кировская главная и Калужские турбины турбогенераторов тоже были просты и надежны, как топор. Все проблемы с началом "взросления" корабля стали появляться именно с питательной водой. И "лебединая песня" личного состава первого дивизиона - это борьба с протечками. А бороться с ними было бесполезно, ибо они все паровые. Поэтому у меня была придумана и смонтирована нештатная система сбора конденсата с УВОшек, после случая, когда пришлось аварийно возвращаться в базу без запаса питательной воды. Так и плавали. Протечки 10 тонн в сутки. Испаритель при паспортной производительности 20 тсутки, реально варил тонн 5-8. Запас питательно воды 13 тонн. Вот и выходили суток на трое, по тревоге, попугать какой нибудь "Китти-Хок" и бегом в базу. Вся "советская уграза" на этом заканчивалась. Поэтому вопрос к конструкторам. Почему при всей надежности и качестве основного оборудования, экономили на "спичках". Вся арматура ПТУ уплотняется сальниковой набивкой. А там сотни клапанов больших и маленьких, включая импульсные трубки на КИП и все парили. И рук на всё это не хватало. И отследить паровые протечки невозможно. А в некоторыйх случаях к ним было просто не добраться. ДА-да, на 671 РТМ именно так. Что, нельзя было применить сильфонные уплатнения на запорной арматуре? Много съэкономили? Второй вопрос к конструкторам. Почему на этом проекте отказались от РУК и теплого ящика и поставили выносные конденсатосборники? На практике всё выглядело так. Если надо было быстро поднять мощность да еще и с переходом на номинальные параметры, вместе с увеличением мощности реакторов, надо быстро начинать подпитку второго контура. А после снижения мощности, ВКС переполнялся и в теплых морях валилось АЗ по вакууму в ГК. Как с этим бороться мы потом научились, но существенное снижение маневренных характеристик ГЭУ налицо. А сам испаритель. Этот динозавр (ИВС-3), образца 1952 года поставлен на лодку 1981 года постройки. Это вообще вредительство. Доходило до того, что вахту на нем несли механик, комдив и командир утрбинной группы. Когда ты в океане, остаток питательной воды тонны две, а испаритель никак не рассаливается, то он, этот испаритель становился главным механизмом. На который молились, в прямом смысле. Ну и береговое обеспечение. Здесь до меня в кратце уже изложили. Оно просто было никакое. Все делали сами.
А что касается самой статьи. То вспоминая службу, про ППУ ОК-300, реактор ВМ-4 и активную зону ВМ-4АМ могу сказать только теплые слова. Эта техника нас не беспокоила неисправностями и работала как часы. Включая и системы управления и контроля.(СУЗ,ТТК)
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. Была проблема с тоннами макулатуры, хранящейся на пульте и которую надо было вести и заполнять. Куча журналов ПОР, ЯОР и другой дури, придуманной в высоких кабинетах. И с каждым годом её становилось все больше, а времени на "железо" оставалось все меньше.
P.S. Сейчас на флоте еще хуже. Мы боролись за идею в надежде на достойную старость. Но нас "кинули" по полной. Сейчас служат за деньги. Но так как, тот, кто платит, делает вид, что платит, кто служит...ну сами знаете, что он делает.


[ Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2007
Спасибо коллега, жму краба, вот об этом надо и писать, прозу жизни и службы на АПЛ, не ради  наград и званий мы служили и обслуживали установки и не рвемся в герои, жила бы страна родная...


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2007
Спасибо за толковый комментарий. Рад буду видеть вас еще на нашем сайте. С уважением, Двойников


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2007
Да всегда пожалуйста. С удовольствием буду читать статьи касаемые атомного военного флота. Сейчас там проблем не меньше, чем у гражданских атомщиков. А наверно больше.
Племянник сейчас на Камчатке служит, в моей же дивизии. Так что информацией владеем. Знаю, что операторы сейчас боятся пульта. Это можно понять, так как 1-2 пуска имеют в год и наплаванность по 10 суток в год. И то не все, даже из состава сил постоянной готовности! Это страшная картина.
А наши околовоенные аналитики, пытаясь вскрыть проблемы
атомного военного флота, пользуются сомнительной информацией легализованных шпионов, типа BELLONA, а не богатейшим опытом ветеранов.
С уважением, ветеран военной службы, ветеран КТОФ.


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 16/09/2011
Статья на 90% тянутая из доклада Беллоны. За который прессовали какого-то там бывшего химика. Даже формат не переработан. Правда тот тоже тиснул откуда-то. Вот Александров был АКАДЕМИК.


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 31/05/2012
Огромное спасибо ВАМ  за то, что вы там были, служили, и несмотря на весь бред который вам навязывали штабы, паркетники и прочая, вы выполняли свои... блин как сказать... должностные обязанности, долг,  и техника работала как ей и положено. Спасибо огромное вам за ту нелегкую службу отечеству, которую ВЫ прошли несмотря ни на что.


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 06/07/2012
Хорошо сказал, брат.


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 18/07/2013
Служил на 671пр. КТГ и КД-3.Когда был КТГ, то протечки в морях и работа ИВС-3 была самой большой головной болью Д-1 и как следствие (были моменты), что и всего корабля.В южных морях на нашей пл мучили холодильные машины.


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 09/09/2016
Кстати да... Вытащено из отчета Беллоны. Ничего интересного. Студенческая работа 4 курса 


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2007
спасибо что пишут и как то и неудобно критиковать вроде уважаемых людей, представителей академий и институтов, но придется, не люблю вообще выскочек так как все что написано- уже давно "пережевано" и кроме полных дилетантоа в данном вопросе не интересно. А в нашей морской тематике и службе столько интересного, поэтому если писать - то по-делу и от себя, а не скачаную из других источников всем известную информацию.  


[ Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 22/07/2009
Ну что сказать-слабоватая/неполная аналитика.
Так, для уровня 10 класса СШ, с элементами выводов.
Теория академическая всетаки далека от практики.
Поддерживаю коллег.


[ Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2010
хорошая статья, для не специалистов большего и не надо.и кстати критики грифы ещё никто не снимал 


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 30/04/2011
А ты 10 классов сам то закончил вообще ?


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 24/03/2013
предлагаем принять участие в обслуживании ГЭУ типа ОК-650 при выгрузке активной зоны, применить свои практические знания и опыт, приобретенные на службе на АПЛ СФ, за высокую оплату. Можно обращаться по тел. (881530)6-71-64 до 27 марта 2013 года


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 01/05/2013
Улыбнуло,на СРЗ"Нерпа"уже есть бригада которая только этим и занимается и имеет огромный опыт по подготовке кораблей к ОП-1.


[
Ответить на это ]


Re: Энергетические блоки атомного подводного флота (Всего: 0)
от Гость на 09/10/2016
Устарело в статье к 2016 то, что реактор со 170 тоннами урана  извлечен из разрезанного корпуса подлодки «К-27». Уран отправлен на переработку. Есть видео в интернете.Снято 2 иностранных художественных фильма про аварии на советских подводных лодках. Как они происходили и как их ликвидировали.https://ru.wikipedia.org/wiki/К-19_(фильм)и,,Враждебые воды".Офицеры, которые были во время аварии говорили, что самое страшное там было- надо было идти по телам погибших товарищей.Про аварию на подложке ,,Курск" написано в книге, но почти нет про то, что не было разрушения реактора и утечки радиоактивных веществhttps://vk.com/doc-93166099_402820297?dl=6e984543a2220333bd



[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
Сайт построен на основе технологии PHP-Nuke. Открытие страницы: 0.15 секунды
Рейтинг@Mail.ru