От mina
К Андрей Чистяков
Дата 24.02.2016 01:52:53
Рубрики Современность; Флот;

[2Андрей Чистяков] по управлению ЯР на мощности АПЛ 3 поколения

>Реактор действительно нагревается, когда из него тянут регулирующие стержни
нет
На третьем поколении стержни автоматического регулирования (АР) отсутствуют. Регулирование нейтронной мощности осуществляется за счет температурных эффектов реактивности
http://www.proatom.ru/modules.php?file=print&name=News&sid=1813
Ядерная энергетика и атомный подводный флот
Дата: 18/05/2009
Тема: Атомный флот

В.А.Лебедев, к.т.н., проф., ЦНИИ ГНЦ РФ им. ак.А.Н.Крылова, председатель Правления Северо-Западного отделения Ядерного общества

В 2008 г. подводники, проектировщики, судостроители и судоремонтники отметили 50-летний юбилей атомного подводного флота. В человеческой жизни 50 лет - это много. Для мироздания - это лишь момент. Атомный подводный флот создавался усилиями всего советского народа, его учеными, специалистами и рабочими. И все-таки, основным действующим лицом, управляющим этой сложнейшей и опасной техникой, все эти 50 лет был и остается человек, моряк, подводник – специалист по эксплуатации АЭУ.



Исторические вехи

9 сентября 1952 г. И.Сталин подписал постановление Правительства СССР «О проектировании и строительстве объекта 627». К проектированию были привлечены 38 специализированных НИИ и КБ, а к созданию первой атомной подводной лодки – 27 предприятий по всей стране.

1954 г.- началось формирование экипажей для первой атомной подводной лодки (АПЛ),

1955 г. – в США вошла в строй первая АПЛ «Наутилус»,
-пущена первая атомная энергетическая установка (АЭУ) в ФЭИ (Обнинск),
-начата подготовка экипажей АПЛ «К-3» и «К-5»,
-24 сентября начато строительство АПЛ «К-3».

1956 г.- пущен стенд-прототип реактора с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ),
-начата подготовка экипажа АПЛ с АЭУ на ЖМТ «К-27».

1957 г.- спущена на воду АПЛ «К-3».

1958 г.- на АПЛ «К-3» поднят флаг ВМФ, получен первый пар от АЭУ, дан самостоятельный ход.
-под руководством С.Н.Ковалёва начата работа над АПЛ второго поколения проекта 667А,
-17 октября начато строительство АПЛ «К-19» - головной лодки 658 проекта.

1960 г.- на боевое дежурство вышла американская АПЛ «George Washington» с 16 баллистическими ракетами (БР) «Polaris» на борту,
-12 ноября завершено строительство головной АПЛ «К-19» 658 проекта.

1964 г.- заложен первый корпус АПЛ 667 проекта («К-137») на Северодвинском машиностроительном предприятии (СМП).

1967 г.- АПЛ «К-137» вошла в состав Северного флота.

Руководители и участники проектов

Всех перечислить невозможно. Назову основных руководителей проектов, участвовавших в создании АПЛ:

научные руководители – А.П. Александров, А.И.Лейпунский.

Главные конструкторы:

-627 проект -- В.Н.Перегудов,

-645 проект -- В.Н.Перегудов, А.К. Назаров,

-658, 667, 941 проекты -- С.Н.Ковалёв,

-659, 949 проекты -- П.П.Пустынцев, И.Л.Базанов (949),

-670 проект -- И.М.Иоффе, В.П.Воробьёв,

-671,971 проекты --Г.Н.Чернышёв,

-945 проект -- Н.И. Кваша,

-885 проект -- Е.Н.Кормилицын,

-705 проект -- М.Г.Русанов, В.А.Ромин,

-661 проект -- .Н.Исанин, Н.Ф.Шульженко,

-685 проект-- Н.А.Климов, Ю.Н. Кормилицын.

Главный конструктор АЭУ -- Н.А. Доллежаль.

Главный конструктор ПГ – Г.А. Гасанов.

Для создания атомного флота были сформированы специальные конструкторские бюро:
СКБ -143 «Малахит», которым были выполнены 627, 645, 671, 705, 971, 661 проекты АПЛ.

СКБ-18 «Рубин»: проекты 658, 659, 675, 667, 941, 685, 885.

СТБ-112 «Лазурит»: проекты 670, 945.

Атомные подводные лодки строились на четырёх судостроительных заводах:

- Северное машиностроительное предприятие (завод № 402, ПО «Севмаш») в Северодвинске, на котором, начиная с 1955 г., было построено 125 АПЛ. Это самый мощный судостроительный завод в Европе, а возможно, и в мире.

- Амурский завод (завод № 199) в Комсомольске-на-Амуре, с 1957 г. построено 56 АПЛ.

- «Красное Сормово» (завод № 112) в Нижнем Новгороде, с 1960 г. построено 25 АПЛ (с достройкой и испытаниями в Северодвинске).

- Ленинградское Адмиралтейское Объединение (завод № 194), с 1960 г. построено 39 ПЛ.


Четыре поколения атомных подводных лодок

Условное деление лодок по поколениям связано, по-видимому, с развитием систем автоматического управления, хотя и другая техника и энергетика также ранжирована по поколениям.

К первому поколению АПЛ относятся 627 и 627А проекты, по которым на Севмашпредприятии было построено 13 лодок (1955-1963 гг.), проекты 658 и 658М – 8 лодок (1958-1964), проекты 659 и 659Т – 5 лодок (1957—1962), проекты 675, 675М, 675МКВ – 29 лодок (1961—1966).

Ко второму поколению относятся проекты: 667А –34 АПЛ (1964-1972 гг.). Они оснащались новыми ракетными комплексами, впоследствии модернизированными, что приводило и к модернизации лодок-носителей. За 667А проектом последовали 667Б, БД, БДР, БДРМ – 43 лодки (1971-1992 гг.), проекты 670А и 670М – 17 АПЛ (1973-1980 гг.), проекты 671, 671РТ, 671РТМ – 48 АПЛ (1965-1987 гг.).

Лодки второго поколения отличались своей надёжностью и безотказностью. Мне довелось служить на атомной подводной лодке 671 проекта. При выполнении боевых задач они показали себя прекрасно.

Третье поколение АПЛ начало создаваться в середине 1970-х гг. Оно представлено подводными лодками следующих проектов:

-941 – 6 лодок (1977-1989 гг.), уникальный проект, внесённый в книгу Гиннеса, оснащён ракетным комплексом «Тайфун»,

-949 и 949А –12 АПЛ (1978-1994 гг.),

-945, 945А, 945Б – 6 лодок с титановым корпусом (1982-1993 гг.),

-971 – 14 АПЛ (1982-1995 гг., 2008 г.).

К четвёртому поколению относятся проекты 885 и 955 (1993-2008 гг.). Они создавались в самый тяжёлый период для нашего общества, когда была в значительной степени разрушена и судостроительная база, и сам флот. По своей конструкторской идее, содержанию, приборной начинке эти лодки являются очередным шагом вперед в развитие морской подводной техники.

Уникальные лодки-истребители 705 и 705К проектов (7 АПЛ) с титановым корпусом, подводной скоростью 41 узел, высокой степенью автоматизации и энергообеспечением от АЭУ с реактором на ЖМТ, были созданы в начале 1970 гг. История их создания, эксплуатации и вывода с флота сами по себе уникальны и требуют отдельного повествования. Нерешённые вопросы с обслуживающей инфраструктурой, их эксплуатацией привели к недолгой жизни атомных лодок этого проекта.

Кроме серийных проектов АПЛ были созданы несколько опытных лодок:

-в 1958-1963 гг. опытная АПЛ 645 проекта с двумя ЖМТ реакторами,

-в 1963-1969 гг. лодка с титановым корпусом 661 проекта, уникальная по подводной скорости (44,7 узла),

-в 1978-1984 гг. глубоководная лодка с титановым корпусом 685 проекта «Комсомолец», совершившая погружение на глубину 1020 м (мировой рекорд для боевых подводных лодок).

Атомные подводные лодки не могут существовать без обслуживающей инфраструктуры. На Севере и на Тихоокеанском флоте функционировали судоремонтные заводы, часть которых находилась в ведомстве ВМФ, другая – в судостроительной отрасли. Техническое обслуживание и ремонт АПЛ на Севере производились на пяти заводах: СЗР-10 в г. Полярном, СЗП-82 ( Сафоново), СЗР-35 (Роста), СЗР «Нерпа» (Снежногорск), ГМП «Звёздочка» (Северодвинск). Кроме того, судоремонт осуществлялся плавучими средствами технологического обслуживания, входившими в состав ВМФ. Они комплектовались спецтанкерами для хранения и перевозки жидких радиоактивных отходов, плавбазами с системами перезарядки ядерных реакторов по месту базирования АПЛ, плавъёмкостями и хранилищами ОЯТ, ТРО и ЖРО.


Атомные энергетические установки в корабельной энергетике

В 1952 году начались работы по созданию первой атомной подводной лодки. Необходимо было решить ряд новых инженерно-конструкторских задач. В первую очередь - создание энергетического блока атомного корабля, т.е. создание 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.

Первое поколение паропроизводящей установки (ППУ) не имела специального названия. Тип реактора, задействованного в этой ППУ -- ВМ-А. Типы ППУ второго поколения: ОК-300, ОК- 350, ОК-700 на 667 проекте. Типы ППУ третьего поколения: ОК-650, ОК-650Б, ОК-650М -01.

Типы ППУ на реакторах с ЖМТ: ВТ-1,ОК-550. В этих установках были задействованы

реакторы РМ-1 мощностью 73 МВт и БМ-40А мощностью 155 МВт.

На первом поколении ППУ была использована традиционная, разветвлённая схема компоновки, при которой реактор, парогенератор и ЦНПК монтировались отдельно. Они соединялись протяжёнными патрубками, что снижало эффективность, живучесть, надёжность ППУ.

На втором поколении применена блочная компоновка. Реактор и парогенератор соединялись патрубком «труба в трубе». На парогенераторе был смонтирован ЦНПК. Протяжённость трубопроводов при такой компоновке удалось существенно сократить.

Дальнейшее развитие этой идеи было реализовано на третьем поколении ППУ: при сохранении блочной компоновки основное оборудование монтировалось в виде парогенерирующего блока (ПГБ), в котором были объединены реактор и парогенератор Четвёртое поколение практически повторяет предыдущую схему. На пятом поколении планируется реализовать моноблочное исполнение.

Типы реакторов

При создании АПЛ было разработано несколько типов корабельных реакторов. В основном на АПЛ установлены модификации атомных установок с реакторами типа ВВЭР. Главное отличие ядерных установок атомных станций от ЯЭУ атомных ПЛ состоит в том, что при меньших размерах на ЯУ АПЛ достигается относительно большая выходная мощность.

Обогащение ядерного топлива АЭС по U235 не превышает 4 %, в то время как уровень обогащения U235 в топливе АПЛ может достигать 90 %, что позволяет производить замену топлива АПЛ гораздо реже, чем это делается на АЭС. Тепловая мощность реакторов отечественных АПЛ варьируется от 10 МВт на небольших ядерных установках, используемых на АПЛ пр.1910, до 200 МВт в реакторах, установленных на АПЛ пр.885 класса "Северодвинск".

Для АПЛ был выбран водо-водяной реактор, аналогов которому в стране не существовало (работы над реактором такого типа для АЭС начались только в 1955 году). При разработке водо-водяных реакторов необходимо было решить вопросы оптимизации тепловой схемы ЯР, определить их параметры, смоделировать схемы регулирования нейтронных процессов в ЯР, решить проблему глубокого выгорания ядерного топлива и накопления осколков деления U235, создать теплотехническую модель атомной установки, разработать схему автоматического управления АЭУ.

Создание транспортной атомной установки на тот момент было огромным техническим прогрессом. Была создана малогабаритная, высоконапряженная и высокоманевренная ЯЭУ, удовлетворявшая весо-габаритным требованиям для подводной лодки. В последующем, на основе этой атомной установки было создано 4 поколения атомных установок и их модификаций. На лодках первого поколения был установлен реактор ВМ-А мощностью 70 МВт. Для второго поколения лодок были разработаны два типа реакторов: ВМ-4 (мощность 72 МВт) на 671 проекте и ВМ-4-1 (мощность 90 МВт) на 667 проектах. Третье поколение АПЛ оснащалось реакторами ОК-650Б3 (мощностью 190 МВт). Более чем двукратное увеличение мощности при практически тех же габаритах активной зоны потребовало увеличения обогащения ядерного топлива ТВЭЛов и привело к росту энергонапряжённости активной зоны, то есть количества энергии, теплоты, снимаемых с единицы объёма.

Основными недостатками атомных установок первого поколения 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 импульсных трубок, соединяющих первый контур с контрольно-измерительными приборами,

-невысокая надежность оборудования и большие массово-габаритные характеристики при высоких технологических и эксплуатационных параметрах,

-низкий уровень автоматизации процессов управления атомной установкой, низкая надежность и недостаточная достоверность показаний контрольно-измерительных приборов, а также систем управления и защиты ядерного реактора,

-недостаточная прочность третьего барьера безопасности (аппаратной выгородки, парогенераторной выгородки, насосной выгородки, выгородки СУЗ).

-недостаточно надежная система контроля за ядерными процессами, происходящими в реакторе. Пусковая аппаратура позволяла контролировать ядерные процессы в реакторе во время пуска только при выходе на его минимально контролируемый уровень мощности.

-недостатки в физических характеристиках и конструкции компенсирующих решеток, что в совокупности с несовершенством перегрузочного оборудования приводило к авариям.

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

В 1960-е гг. были спроектированы, заложены и начали строиться лодки второго поколения проектов 667, 670 и 671, -- самой большой серии подводных лодок, строительство которой завершилось в 1990 г. Первая подводная лодка второго поколения пришла на Северный флот во второй половине 1967 г.]

Атомная паропроизводящая установка второго поколения создавалась на опыте эксплуатации первого поколения и с учетом ее недостатков. Предполагалось, что за счет обеспечения высокого качества трубопроводов, оборудования и других компонентов ЯЭУ можно будет избежать серьезных аварий.

Исходя из опыта эксплуатации АЭУ первого поколения, где главные "неприятности" приносили течи воды 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. Применена схема «труба в трубе» и схемы навешанных насосов первого контура на парогенераторы. Сокращенно количество трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование (фильтр 1 контура, компенсаторы объема и т.д.). Практически все трубопроводы первого контура (малого и большого диаметра) были размещены в необитаемых помещениях под биологической защитой. Существенно изменились системы контрольно-измерительных приборов и автоматики атомной установки. Увеличилось количество дистанционно-управляемой арматуры (клапанов, задвижек, заслонок и т.д.). Подводные лодки второго поколения перешли на источники переменного тока. Турбогенераторы (основные источники электроэнергии) стали автономными.

Основным недостатком ЯЭУ второго поколения с точки зрения ядерной и радиационной опасности являлась ненадежность основного оборудования (активных зон, парогенераторов, систем автоматики). Аварийные происшествия и поломки были связаны в основном с разгерметизацией оболочек ТВЭЛов, с течами воды первого контура во второй через парогенераторы, а также с выходом из строя систем автоматики или с возможностью ее работы в таком режиме, когда мог произойти несанкционированный пуск ядерного реактора. Остались нерешенными проблемы ядерной безопасности, связанные с аварийным расхолаживанием ЯР при полном обесточивании корабля; контролем за ядерными процессами в реакторе, когда он находится в подкритическом состоянии, предотвращением полного осушения активной зоны при разрыве первого контура.

При проектировании ЯЭУ третьего поколения (начало 1970-х гг.) была разработана концепция по созданию систем безопасности, включая системы аварийного расхолаживания (охлаждения) 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 была применена блочная схема компоновки, которая позволила повысить надежность основного оборудования АЭУ, использовать режим естественной циркуляции по первому контуру на мощности реактора до 30% от номинальной. Такая компоновка ЯЭУ позволила уменьшить габариты при одновременном увеличении ее мощности и улучшении других эксплуатационных параметров.

Кроме того, в АЭУ 3 поколения были внесены прогрессивные изменения:
- внедрена система безбатарейного расхолаживания (ББР), которая автоматически вводится в работу при исчезновении электропитания.
- изменилась система управления и защиты реактора. Импульсная пусковая аппаратура позволила контролировать состояние реактора на любом уровне мощности, в том числе, и в подкритическом состоянии.
-в конструкции компенсирующих органов был использован принцип "самохода", который при исчезновении электропитания обеспечивал опускание компенсирующих групп на нижние концевики. Будь эта идея реализована раньше, возможно, не погиб бы матрос Сергей Перминов, вручную опустивший компенсирующие решётки для глушения реактора на АПЛ «К-219», затонувшей в Атлантическом океане.

Главными проблемами ЯЭУ третьего поколения оставались проблемы надежности основного оборудования: активных зон, блоков очистки и расхолаживания. Проблемы с надежностью основного оборудования связаны, в основном, с высокой цикличностью процессов, происходящих в АЭУ при ее эксплуатации.

Атомная установка четвертого поколения (на строящейся в Северодвинске АПЛ 885 проекта) представляет собой моноблок с интегральной схемой компоновки. Это позволяет локализовать теплоноситель первого контура в корпусе моноблока и исключить патрубки и трубопроводы большого диаметра. Такая установка создавалась с учетом всех требований ядерной безопасности.

Особенности парогенераторов

Главным конструктором парогенераторов на Балтийском заводе был Генрих Алиевич Гасанов. В ППУ первого поколения были применены парогенераторы ПГ-13, ПГ-13У, ПГ-14Т. На первых порах пытались рассматривать разные варианты конструкций. Все эти ПГ были змеевиковыми, прямоточными, как правило, неремонтопригодными. Первый контур в трубе, второй в межтрубном пространстве. Фактический ресурс составлял всего 200-500 часов. В силу слабой отработанности технологий серьёзные проблемы были с водным режимом. После эксплуатации в течение нескольких сотен часов «бочки» начинали течь.

Более совершенные ремонтопригодные парогенераторы появились на втором и третьем поколениях АПЛ. На втором поколении использовался парогенератор ПГ-ВМ-4Т с первым контуром в трубе, втором в межтрубном пространстве. В варианте парогенератор ПГ-4Т второй контур был в трубе, а первый в межтрубном пространстве. Ресурс этих парогенераторов составлял уже 40-50 тыс.часов.

Парогенераторы паропроизводящей установки ОК-650 выполнялись в двух вариантах: на АПЛ 941 проекта остались змеевиковые ПГ. На других проектах стали использовать кассетные прямотрубные ПГ с двойным обогревом рабочего тела, что позволило увеличить ресурс до 50-60 тыс. часов.

От поколения к поколению лодок возрастала и мощность на валу главного турбозубчатого агрегата (ГТЗА).

На первых проектах 627, 675,658 она составляла 2 по 17500 л.с., на 659 проекте 30000 л.с. На лодках второго поколения: на 667 проекте -- 2 по 20000 л.с., на 670 проекте -- 18000 л.с., на 671 проекте -- 31000 л.с. На 670 проекте впервые в отечественном подводном судостроении была использована одновальная схема ПЛ с одним реактором ВВЭР и одним ГТЗА. Такое же решение было впоследствии применено на 705, 945 и 971 проектах АПЛ.

На лодках третьего поколения 941 и 949 проектов мощность ГТЗА возросла до 2 по 50000 л.с., на 945 проекте -- 47000л.с., на 971 проекте -- 43000 л.с., на 645 проекте -- 35000 л.с.

Активные зоны

Над конструкцией активных зон (АЗ) для корабельных реакторов работало много коллективов. На первом поколении реакторов использовались следующие типы АЗ: ВМ-А, ВМ-АЦ, ВМ-1А, ВМ-1АМ, ВМ-2А, ВМ-2Аг. На самом деле типов АЗ было гораздо больше. Здесь перечислены далеко не все. Активные зоны реакторов отечественных АПЛ состоят из 248-252 тепловыделяющих сборок в зависимости от типа реактора. Каждая сборка состоит из нескольких десятков топливных элементов. Кампания АЗ увеличивалась от 1,5 до 5 тыс. часов. В качестве топливной композиции использовался UO2, UAl3 , хорошо зарекомендовавший себя и применявшийся впоследствии в АЗ реакторов следующих поколений. По мере роста мощности реакторов менялось и обогащение ядерного топлива: от 6, 7,5 и 21 % на первом поколении до 36/45 на втором и третьем поколениях, и даже до 90 % обогащения на реакторах с ЖМТ. На третьем поколении АЭУ было применено профилирование активной зоны ядерным топливом и выгорающим поглотителем.

В первоначальных конструкциях АЗ были применены короткостержневые и длинностержневые, потом четырёхкольцевые и двухкольцевые типы ТВЭЛов. На втором поколении использовались стерженьковые и двухкольцевые ТВЭЛы. Кстати, зона с 2-х кольцевыми ТВЭЛами - единственная из зон, которая полностью вырабатывала свой энергоресурс. Для третьего поколения были созданы крестообразные ТВЭЛы, имевшие целый ряд преимуществ. Крестообразная конструкция обеспечивала максимальную площадь обогрева. Кроме того, закрученный профиль ТВЭЛа позволяет турбулизировать поток теплоносителя, а также использовать принцип самодистанционирования .

На третьем поколении АПЛ, для того, чтобы практически при том же объёме получить мощность 190 МВт, потребовалось почти в три раза увеличить энергонапряжённость АЗ – с 85 до 224 кВт/л.

Свои особенности имели и системы управления защитой (СУЗ) на разных поколениях лодок. Для компенсации реактивности на первом поколении АПЛ устанавливались огромные компенсирующие решётки КР-1. Управлялись они дистанционно или вручную. На втором поколении органы компенсации реактивности были разделены на 2 части - центральную решётку (ЦКР) и периферийные решетки (ПКР) -2(4) (в зависимости от типа реактора). На третьем поколении стержни автоматического регулирования (АР) отсутствуют. Регулирование нейтронной мощности осуществляется за счет температурных эффектов реактивности.

Знание физических основ ядерной энергетики и теплофизики, устройства корабля и АЭУ, опыт эксплуатации материальной части и борьбы за живучесть технических средств, хладнокровие, выдержка, высокие морально-волевые качества, преданность своему делу – вот основные качества подводника-атомщика. А вот в каких условиях ему приходится выполнять свои обязанности.
От Андю
К mina (24.02.2016 01:52:53)
Дата 24.02.2016 12:07:47

Управлять мощностью быстро только за счёт температурных эффектов (+)

Здравствуйте,

невозможно.

>>Реактор действительно нагревается, когда из него тянут регулирующие стержни

>нет

Да. Если есть стержни и их тянут, то реактор грееется.

><б><и>На третьем поколении стержни автоматического регулирования (АР) отсутствуют. Регулирование нейтронной мощности осуществляется за счет температурных эффектов реактивности

Спасибо за текст. Я верю в силу отечественных физиков, но природа упрямая вещь: температурные эффекты относительно медленные. Если на агрегате действительно нет регулирующих стержней, то вместе с "температурными эффектами реактивности" должно быть и нечто другое. Например, регулируемая утечка нейтронов.

Впрочем, разговор шёл о выходе реактора на мощность. Мне очень трудно представить себе, как физически это сделать без, пусть некоего, но подобия стержней. хотя я допускаю, что чего-то просто не знаю.

Всего хорошего, Андрей.
От mina
К Андю (24.02.2016 12:07:47)
Дата 24.02.2016 19:27:00

Вопросы веры - на теологических форумах. Я написал КАК ЕСТЬ на деле (-)
От Андю
К mina (24.02.2016 19:27:00)
Дата 25.02.2016 00:42:20

Вы перепостили чей-то "гладкий текст". Спасибо. (+)

Здравствуйте,

Что же там "есть на деле" можно только предполагать, ага.

Всего хорошего, Андрей.
От mina
К Андю (25.02.2016 00:42:20)
Дата 25.02.2016 02:27:02

учитесь, учитесь, учитесь, как (Вам) завещал ... :)

мне же эта ЯиРБ уже достаточно "печень погрызла"
От doctor64
К mina (24.02.2016 19:27:00)
Дата 24.02.2016 20:03:51

Мне очень интересно как можно управлять реактором

без поглотительних стержней. Расскажите.
От tarasv
К doctor64 (24.02.2016 20:03:51)
Дата 25.02.2016 02:36:28

Re: Мне очень...

>без поглотительних стержней. Расскажите.

Напрмер вот так https://en.wikipedia.org/wiki/S7G_reactor

Орфографический словарь читал - не помогает :)
От Андю
К tarasv (25.02.2016 02:36:28)
Дата 25.02.2016 11:09:42

Ре: Мне очень...

Здравствуйте,

Благими намерениями...

"The S7G reactor was never used on a ship."

Всего хорошего, Андрей.
От Estel
К doctor64 (24.02.2016 20:03:51)
Дата 24.02.2016 20:16:34

На ВВЭР

>без поглотительних стержней. Расскажите.

есть штатная система, загружающая жидкий поглотитель нейтронов, по моему бариевая смесь, в контур охлаждения.
От mina
К Estel (24.02.2016 20:16:34)
Дата 24.02.2016 20:19:05

угу, 1 раз. А вообще Вы смайл :) забыли ;) (-)
От Estel
К mina (24.02.2016 20:19:05)
Дата 24.02.2016 20:31:52

А про количество раз

никто и не спрашивал :-) Спрашивали про наличие.
От Андю
К Estel (24.02.2016 20:31:52)
Дата 25.02.2016 00:50:57

С помощью борного раствора реактором не управляют. (+)

Здравствуйте,

А вопрос был именно про управление.

Борным раствором обеспечивают необходимый уровень отрицательной реактивности в необходимых же местах. В бассейне с отработанным топливом, например. Ну, или держат "на крайняк".

Всего хорошего, Андрей.
От Estel
К Андю (25.02.2016 00:50:57)
Дата 25.02.2016 01:26:07

Но тем не менее,

>Борным раствором обеспечивают необходимый уровень отрицательной реактивности в

сейчас, а судя по документам и раньше, добавляли в первый контур перед запуском реактора. Собственно, именно для РЕГУЛИРОВАНИЯ реактивности. Исходя из этого, если мы, грубо говоря, срочно вбросим в контур три ведра борной кислоты, то реактивность увеличится и можно будет добиться увеличения реактивности вплоть до полной остановки реакции. И наоборот. Если изъять борную кислоту, реактивность уменьшится - пойдёт разгон реактора. Это управление реактором или нет? А если нет, то что тогда является управлением реактором?
От Андю
К Estel (25.02.2016 01:26:07)
Дата 25.02.2016 11:30:52

Проверил: да, французы используют бор в первом контуре своих ВВЭРов. (+)

Здравствуйте,

Именно для подержания желаемого уровня отрицательной реактивности к ходе компании, т.е. меняя его "лесенкой" в зависимости от перегрузок топлива. Примерного уровня, честно говоря, я не знаю.

>>Борным раствором обеспечивают необходимый уровень отрицательной реактивности в

>сейчас, а судя по документам и раньше, добавляли в первый контур перед запуском реактора. Собственно, именно для РЕГУЛИРОВАНИЯ реактивности. Исходя из этого, если мы, грубо говоря, срочно вбросим в контур три ведра борной кислоты, то реактивность увеличится и можно будет добиться увеличения реактивности вплоть до полной остановки реакции. И наоборот. Если изъять борную кислоту, реактивность уменьшится - пойдёт разгон реактора. Это управление реактором или нет? А если нет, то что тогда является управлением реактором?

Про отечественные аппараты я не в курсе, но всё-таки это скорее не "управление, а
"поддержание". И средство аварийной защиты.

...Конечно можно представить себе мощную хим. систему реактора, перманентно фильтрующую борный раствор или его добавляющую практически в "режиме реального времени", но, ИМХО, это такой гемор и риск, что "уж лучше вы к нам". :-)

Всего хорошего, Андрей.
От Estel
К Андю (25.02.2016 11:30:52)
Дата 25.02.2016 21:34:30

Речь шла

вообще-то именно про наши ВВЭР-1000. Борную кислоту заливают перед запуском, т.к. реактивность и так очень высокая, в связи с новым топливом. Но её оттуда не убирают, она сама выгорает. И как раз по мере выгорания топлива, уменьшается реактивность, потребность в борной кислоте отпадает, но к тому времени, борная кислота уже сама выгорает в контуре и всё выравнивается. Данная процедура, используется на реакторах ВВЭР с 1981 года в качестве стандартной и обязательной.
От Андю
К Estel (25.02.2016 21:34:30)
Дата 27.02.2016 00:11:07

Re: Речь шла

Здравствуйте,

>вообще-то именно про наши ВВЭР-1000.

Речь шла про судовые ЯЭУ, вообще-то.

>Борную кислоту заливают перед запуском,

Её там постоянно поддерживают на определённом уровне и совсем не только перед запуском.

>т.к. реактивность и так очень высокая, в связи с новым топливом.

Реактивность -- сочное слово, мне оно тоже нравится. А вы знаете её определение? Интересно.

>Но её оттуда не убирают, она сама выгорает.

Никто и не говорил, что её кто-то откуда-то "убирает".

>И как раз по мере выгорания топлива, уменьшается реактивность, потребность в борной кислоте отпадает, но к тому времени, борная кислота уже сама выгорает в контуре и всё выравнивается.

Вы написали, извините, какую-то чепуху. В нормальных, кошерных ВВЭРах, что западных, что отечественных, запас на выгорание "содержится" в первую очередь в специальных стержнях. Уровень бора в воде первого контура, по-видимому, каждый производитель поддерживает в соответствии с "собственным видением", но позволить изначально заборированной воде полностью потерять бор (а зачем, кстати? реактор не перегружают, а останавливают и "выбрасывают на помойку"? хм), это подвергнуть реактор серьёзной опасности. И я почему-то думаю, что химию воды в любом аппарате поддерживают примерно на постоянном уровне.

>Данная процедура, используется на реакторах ВВЭР с 1981 года в качестве стандартной и обязательной.

Какая процедура, извините? Вы с чем спорите, и что хотите доказать? Что реактором управляют с помощью борирования воды? Это ерунда, извините. Им так не управляют, ему добавляют столь вами любимой "отрицательной реактивности", имея возможность при необходимости полностью заглушить реактор массовым "вбросом" бора в первый контур.

Всего хорошего, Андрей.
От Estel
К Андю (27.02.2016 00:11:07)
Дата 27.02.2016 00:42:27

Re: Речь шла

>Речь шла про судовые ЯЭУ, вообще-то.

За редким исключением, судовые установки - клоны ВВЭР. Не в конструктивном плане, естественно.


>Её там постоянно поддерживают на определённом уровне и совсем не только перед запуском.

Да, если склероз не врёт, что-то около 16 грамм борной кислоты на литр воды при работе на номинале. Но поддерживают её в таком соотношении далеко не всегда. Вот тут вы уже ошибаетесь.

>Реактивность -- сочное слово, мне оно тоже нравится. А вы знаете её определение? Интересно.

Да. Вам дать определение? Или справитесь с гуглем?

>но позволить изначально заборированной воде полностью потерять бор (а зачем, кстати?

С целью избежания провала мощности в конце кампании, когда загрузка была выполнена на низкообогащённом топливе.

>И я почему-то думаю, что химию воды в любом аппарате поддерживают примерно на постоянном уровне.

Да. Но не в начале и конце кампании. Вообще, если внимательно курить руководящую документацию, то получается что в принципе, после запуска можно было вообще не поддерживать концентрацию борной кислоты. Вот от слова совсем. Но к 80-му году разработали новые нормы безопасности и ...

>Какая процедура, извините? Вы с чем спорите, и что хотите доказать? Что реактором управляют с помощью борирования воды? Это ерунда, извините.

... процедура борирования, как вы высказались, воды, стала обязательной.

Управление бывает разным. Это не только СУЗы.
От Андю
К Estel (27.02.2016 00:42:27)
Дата 27.02.2016 01:46:23

Re: Речь шла

Здравствуйте,

>За редким исключением, судовые установки - клоны ВВЭР. Не в конструктивном плане, естественно.

Ещё раз повторюсь -- речь изначально велась про судовые РУ. На ВВЭРы перескочили вы.

Сказать же что что-то есть клон чего-то и проводить сомнительные аналогии -- этого ничего не сказать. И пусть во всех двигателях внутреннего сгорания, например, горит топливо на основе нефти, двигатели эти существенно разные. Так и реакторы, ПМСМ. Другое дело, что физика в реакторах, как и в движках, одна и та же. И на относительно маленьких судовых аппаратах, например, намного проще организовать утечку нейтронов, например.

>Да, если склероз не врёт, что-то около 16 грамм борной кислоты на литр воды при работе на номинале. Но поддерживают её в таком соотношении далеко не всегда. Вот тут вы уже ошибаетесь.

Приведите выдержку из учебника. К.-н. Васильева или ещё кого, у меня под рукой нет. Тогда и спора не будет.

>>Реактивность -- сочное слово, мне оно тоже нравится. А вы знаете её определение? Интересно.

>Да. Вам дать определение? Или справитесь с гуглем?

Дайте, я сверю с тем, что помню.

>>но позволить изначально заборированной воде полностью потерять бор (а зачем, кстати?

>С целью избежания провала мощности в конце кампании, когда загрузка была выполнена на низкообогащённом топливе.

На низкообогащённом? Хм. Это что же ВВЭР такой хитрый, где загружают "низкообогащённое топливо"? Так не бывает, дорогой друг, он работать не будет. "Низкообогащённое топливо", т.е. выгоревшее, из него, как раз, периодически выгружают, добавляя обогащённое по урану-5.

>>И я почему-то думаю, что химию воды в любом аппарате поддерживают примерно на постоянном уровне.

>Да. Но не в начале и конце кампании. Вообще, если внимательно курить руководящую документацию, то получается что в принципе, после запуска можно было вообще не поддерживать концентрацию борной кислоты. Вот от слова совсем. Но к 80-му году разработали новые нормы безопасности и ...

Вы рассказываете какую-то еренду, извините. С таком подходом (не поддерживать то, что изначально было предусмотрено, как компенсация избыточной положительной реактивности) вы будете постоянно стержнями орудовать и частенько глушить реактор. Экономика летит к чёрту, аппарат бросает из жары в холод, персонал сидит без премий, а "регулятор", пока вы не устроили запроектной аварии, экстренно гововится вставить вам адский пистон за пренебрежение нормами и правилами эксплуатации.

>>Какая процедура, извините? Вы с чем спорите, и что хотите доказать? Что реактором управляют с помощью борирования воды? Это ерунда, извините.

>... процедура борирования, как вы высказались, воды, стала обязательной.

Прекрасно. Хотя это и противоречит вышесказанному "после запуска можно было вообще не поддерживать концентрацию борной кислоты". И что? Каким это боком к управлению?

>Управление бывает разным. Это не только СУЗы.

Божьим промыслом ещё можно, точно. Или чётким партийным словом.

Всего хорошего, Андрей.
От Estel
К Андю (27.02.2016 01:46:23)
Дата 27.02.2016 03:13:48

Re: Речь шла

>Приведите выдержку из учебника. К.-н. Васильева или ещё кого, у меня под рукой нет. Тогда и спора не будет.

Найду - выложу.

>Дайте, я сверю с тем, что помню.

Это отклонение реактора от критического состояния. 0 - нет изменений мощности, идёт нормальная самоподдерживающаяся реакция. > 0 надкритичен, мощность растёт, уменьшается период. И так далее. Тоже по памяти, если что.

>На низкообогащённом? Хм. Это что же ВВЭР такой хитрый, где загружают

А вы не знали? Есть несколько вариантов загрузки. В том числе и топлива разного обогащения. Не в том смысле, что в одну кампанию разное обогащение, а что вся кампания идёт на низкообогащённом топливе.

>Вы рассказываете какую-то еренду, извините. С таком подходом (не поддерживать то, что изначально было предусмотрено, как компенсация избыточной положительной реактивности) вы будете постоянно стержнями орудовать и частенько глушить реактор.

Да ладно сказки рассказывать. Есть факты работы ВВЭР именно в таких условиях. Ничего ни у кого почему-то никуда не глохло.

>Божьим промыслом ещё можно, точно. Или чётким партийным словом.

А чётким словом и пистолетом, можно ещё больше. Ага.
От Андю
К Estel (27.02.2016 03:13:48)
Дата 27.02.2016 18:06:27

"Я сам себе знатный предок"(~с) М.В.Ломоносов. (+)

Здравствуйте,

>Найду - выложу.

Договорились.

>Это отклонение реактора от критического состояния. 0 - нет изменений мощности, идёт нормальная самоподдерживающаяся реакция. > 0 надкритичен, мощность растёт, уменьшается период. И так далее. Тоже по памяти, если что.

Это не просто отклонение, это Кэфф минус единица , делённое на то же самое Кэфф. Т.е. "рективность" является чисто умозрительной математической величиной/коэффициентом, равной нулю в теоретически критическом реакторе. Но т.к. управляемость критического реактора лежит на плечах доли запаздывающих нейтронов, то долю этих самых запаздывающих нейтронов оказалось очень удобно считать в терминах критичности/реактивности и в свою очередь называть её уже БЭТАэфф. Потом в "реактивностях" стали считать эффекты обратных связей (Доплера, температурных эффектов, эффектов формоизменения, опустошения АЗ и проч.), приводивших к изменению Кэфф, т.е. эффективного коэффициента размножения нейтронов, и пошло поехало.

Т.о. за понятием "реактивности" очень часто стоят совешенно разные по природе физические явления, оказывающие влияние на размножение нейтронов в зоне реактора. И в ней, формально !, можно выразить даже градус алкогольного опьянения механика Иванова, по пьяни отрубившего турбину блока. Но собственно физического смысла у реактивности нет.

>>На низкообогащённом? Хм. Это что же ВВЭР такой хитрый, где загружают

>А вы не знали? Есть несколько вариантов загрузки. В том числе и топлива разного обогащения. Не в том смысле, что в одну кампанию разное обогащение, а что вся кампания идёт на низкообогащённом топливе.

Не знал, не знаю и, более того, считаю это физически невозможным в энергетическом ВВЭРе. В нём нет компаний на "низкообогащённом топливе". В силу физических законов природы, "данных нам в ощущениях".

>Да ладно сказки рассказывать. Есть факты работы ВВЭР именно в таких условиях. Ничего ни у кого почему-то никуда не глохло.

Мда. Вобщем, последнее слово за вами. Победа -- тоже.

ЗЫ. Хорошо, что вы в отрали не работаете, ага, обнадёживает. Успехов в других сферах человеческой деятельности! ...И спасибо за разговор, уже давно ушедший, пардон, в офф-топик.

Всего хорошего, Андрей.
От Estel
К Андю (27.02.2016 18:06:27)
Дата 27.02.2016 20:36:53

Пара коротких вопросов

>Т.о. за понятием "реактивности" очень часто стоят совешенно разные по природе физические явления, оказывающие влияние на размножение нейтронов в зоне реактора. И в ней, формально !, можно выразить даже градус алкогольного опьянения механика Иванова, по пьяни отрубившего турбину блока. Но собственно физического смысла у реактивности нет.

Это вас так учили, или это вы так поняли?

>Не знал, не знаю и, более того, считаю это физически невозможным в энергетическом ВВЭРе. В нём нет компаний на "низкообогащённом топливе". В силу физических законов природы, "данных нам в ощущениях".

Вам такое словосочетание как "плутоний-ториевая" загрузка или "смешанная плутониевая загрузка" что-то говорит?
От Андю
К Estel (27.02.2016 20:36:53)
Дата 29.02.2016 01:06:52

Пара небольших сканов. (+)

Здравствуйте,

>Это вас так учили, или это вы так поняли?

Кинетика реактора, Уолтер-Рейнольдс:

Кинетика реактора, Уолтер-Рейнольдс
[276K]



Кинетика реактора, Уолтер-Рейнольдс
[259K]



Просвящайтесь. Конечно, академик Фейнберг мог понимать когда-то под "реактивностью" нечто другое, более "глобально энергетическое", но намного более современный нам профессор Орлов согласен именно с вышеприведённым введением понятия "реактивность". И учили меня именно так.

>Вам такое словосочетание как "плутоний-ториевая" загрузка или "смешанная плутониевая загрузка" что-то говорит?

Я уже отдал вам победу. Наслаждайтесь ей, пож-та, и не бросайтесь словами, значения которых совершенно не понимаете. Совершенно от слова совсем, ага.

ЗЫ. Больше "ответов на вопросы" и проч. офф-топика не будет.

Всего хорошего, Андрей.
От mina
К Estel (25.02.2016 01:26:07)
Дата 25.02.2016 02:25:41

Вы путаете с другими растворами

кооректура состава 1 контура делается исключительно для обеспечения его коорозионой защиты (вводится аммиак)

С уважение, mina
От Estel
К mina (25.02.2016 02:25:41)
Дата 25.02.2016 03:14:16

Такой текст вам знаком?

Поведение борной кислоты в 1-ом контуре ВВЭР и ее влияние на массоперенос в активной зоне
А.В.Гаврилов, В.Г. Крицкий, Ю.А. Родионов, И.Г. Березина
ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ", СПб, Россия.
От mina
К Estel (25.02.2016 03:14:16)
Дата 25.02.2016 03:18:26

хм ... с ВВЭР де не имел, только с ОК-650 (-)
От Estel
К mina (25.02.2016 03:18:26)
Дата 25.02.2016 05:56:17

Но ведь если

я правильно понимаю, ОКА-650 это уменьшенный ВВЭР-300? Или нет?
От mina
К Estel (25.02.2016 05:56:17)
Дата 05.03.2016 13:12:56

не думаю

очень специфичные условия применения

ОК-650 максимально "тянули" к показателям ЖМТ-реакторов
+ жесткие требования по малошумности ("подвес", ЕЦ, и ВАХ ЦНПК)
+ очень хорошо проработали в инженерном плане (отказ от "рабочих" КР и управление мощностью расходом 2 контура)

С уважением, mina
От Estel
К mina (05.03.2016 13:12:56)
Дата 07.03.2016 10:53:09

Больше всего мне понравилось

решение вопроса о сохранении работоспособности при кренах до 30 градусов углах тангажа до 20(?) вроде.
От Estel
К mina (25.02.2016 02:25:41)
Дата 25.02.2016 03:11:05

Отчего то

руководящие по ВВЭР документы (и не только ВВЭР) с вами не согласны.
От mina
К Estel (25.02.2016 03:11:05)
Дата 05.03.2016 14:05:11

с ВВЭР не знаком (-)
От mina
К doctor64 (24.02.2016 20:03:51)
Дата 24.02.2016 20:09:10

расходом 2 контура

>без поглотительних стержней. Расскажите.

например:
Данная диаграмма («усы») показывает зависимость температуры воды на входе и выходе из реактора в зависимости от уровня мощности реактора в установившемся режиме. Температура на входе в реактор определяется расходом питательной воды по 2 контуру, а на выходе — мощностью реактора. Средняя температура остаётся постоянной на любом уровне мощности вследствие работы автоматики. Это позволяет уменьшить изменения объёма теплоносителя при изменениях мощности и снизить объём компенсаторов объёма и ресиверных баллонов, а также упростить работу автоматики вследствие исключения влияния ТЭР на реактивность.
http://konspekta.net/bazaimgstudall/614154331322.files/image170.gif


http://studall.org/all-16372.html
От Андю
К mina (24.02.2016 20:09:10)
Дата 25.02.2016 00:41:02

Да хоть первого контура. Быстро это не делается. (+)

Здравствуйте,

Временные промежутки между "стартом" и первым "эффектом" составляют десятки секунд, если не минуты. Равномерность воздействия таким способом также обеспечить непросто. И т.д., и т.п. Вобщем, "темна вода во облецах".

И либо секретные физики не договаривают чего, "наводя тень на плетень", либо быстрые манёвры ПЛ делает не на реакторе, а на батареях/дизелях. Реактор же "кипятит воду" на базовой нагрузке и проч. плавных изменениях "температурных обратных связей".

Всего хорошего, Андрей.
От mina
К Андю (25.02.2016 00:41:02)
Дата 05.03.2016 13:25:40

не делается - при ЕЦ, однако есть ЦНПК

>Временные промежутки между "стартом" и первым "эффектом" составляют десятки секунд, если не минуты.

не делается - при ЕЦ, однако есть ЦНПК
их мощностью и расходом поинтересуйтесь (особенно с учетом малого объема 1 контура лодочных ППУ)
От mina
К Андю (25.02.2016 00:41:02)
Дата 25.02.2016 02:23:57

я сказал достаточно, извините но репетитором к Вам я не нанимался (-)
От Администрация (И. Кошкин)
К mina (25.02.2016 02:23:57)
Дата 25.02.2016 09:23:56

Мне кажется, ваш уровень слишком высок для этого форума.

Я вас приветствую! Хррр. Хрррр. Ххуррагх!

Вы умеете ctrlC-ctrlV - это очень сильное дзюцу. Ответить на прямые вопросы ваших оппонентов вы не можете. Причины этого тут не важны. Рассказ про то, как "порвали Камчатку", который должен был вызвать, видимо, у нас оторопь от того, какие серьезные моряки у нас тут посещают, на Администрацию впечатления не произвел.

В связи с тем, что вы уже дошли до той степени отчаяния, что можете начать постить ксеры ДСП материалов только для того, чтобы люди поверили, что вы крутой специалист, Администрация, заботясь о вашем и Форума благосостоянии отправляет вас в недельный отпуск.

И. Кошкин
От mina
К Администрация (И. Кошкин) (25.02.2016 09:23:56)
Дата 05.03.2016 13:23:31

Re: Мне кажется,...

>Я вас приветствую! Хррр. Хрррр. Ххуррагх!

>Вы умеете ctrlC-ctrlV - это очень сильное дзюцу. Ответить на прямые вопросы ваших оппонентов вы не можете.

а этого недостаточно?
https://vif2ne.org/nvk/forum/0/co/2759147.htm
там все по русски написано-
Данная диаграмма («усы») показывает зависимость температуры воды на входе и выходе из реактора в зависимости от уровня мощности реактора в установившемся режиме. Температура на входе в реактор определяется расходом питательной воды по 2 контуру, а на выходе — мощностью реактора. Средняя температура остаётся постоянной на любом уровне мощности вследствие работы автоматики. Это позволяет уменьшить изменения объёма теплоносителя при изменениях мощности и снизить объём компенсаторов объёма и ресиверных баллонов, а также упростить работу автоматики вследствие исключения влияния ТЭР на реактивность.

на практике - для подъема мощности увеличивается подача воды 2 контура в парогенераторы - снижается температура 1 контура на выходе из ПГ - с приходом (мощью ЦНПК) этой воды в активную зону ЯР уменьшается поглощение нейтронов (при том что условием управляемости ЦЯР является Кэфф<1 по мгновенным нейтронам) - увеличивается мощности = интенсивный разогрев воды - который снимается увеличившимся расходом 2 контура (= паром на турбину)

графически это показывает известная диаграмма ("усы")
http://konspekta.net/bazaimgstudall/614154331322.files/image170.gif



>В связи с тем, что вы уже дошли до той степени отчаяния, что можете начать постить ксеры ДСП материалов только для того, чтобы люди поверили, что вы крутой специалист,

?!?!?! ээээ а где в приведенной ссылке "ДСП"?!?!

От mina
К mina (24.02.2016 20:09:10)
Дата 24.02.2016 20:39:50

про "усы"

моя последняя проверка ИГН по ЯиГБ (Инспекция гонадзора по ЯиРБ). Проверка жесткая, уровень требований не просто высокий а зашкаливающе высокий (причем для всех членов экипажей АПЛ, а не только БЧ-5). С одной стороны это действительно "вроде бы неправильно", а с другой - позорная предшествующая статистика ВМФ происшествий более чем оправдывает такое "закручивание гаек".
Заступить на дежурство "под испекцию предложил" сам, что вызвало определенное удивление - "самоубийца?" (особенно с учетом того что перед этим Инспекция "порвала" народ на Камчатке).
Тем не менее быстро и успешно "продулся", Начальник инспекции принялся за "остальных". "Терзает" "допвопросами" механика (вопросы с "подковырками"), мех ощутимо нервничает.
Решил "подсказать".
На обложке ВЖ ЦП паркером рисуюу "усы" диаграммы (и еще кое-что). При этом голову начальника Инспекции не вижу, т.к. в створе голова старпома. Нач ИГН мне тоже не видит (чем я и хотел воспользоваться), но СЛЫШИТ (паркер по бумаге).
- Климов, то что ты сейчас "усы" рисуешь это не совсем правильный ответ на этот вопрос, это во-первых. А во-торых для "особо умных" у меня еще десяток вопросов есть. Дополнительных. Можешь подняться наверх и позвонить своему корешу ....у и узнать что бывает после них. Понял?
- Понял.

Нач.ИГН ссылался на жесткую выволочку устроенную однму из "барсовских" экипажей, после того как "не сошлис в мнениях". Серьезных там не было, но по мелочевке их "порвали".
В конце проверки Начальник инспекции спросил командира этого экипажа, какие дальнейшие планы службы.
- Увольняться.
- ... Если Вы дадите мне слово что остаетесь, я снимаю все замечания.
- Оставляйте.

(причины увольнения КПЛ были, разумеется, не из-за ИГН, а по гораздо более глубоким причинам)