СИЛА РОССИИ. Форум сайта «Отвага» (www.otvaga2004.ru)

Информация о пользователе

Привет, Гость! Войдите или зарегистрируйтесь.


Вы здесь » СИЛА РОССИИ. Форум сайта «Отвага» (www.otvaga2004.ru) » Флот » Главные Энергетические Установки кораблей и судов


Главные Энергетические Установки кораблей и судов

Сообщений 151 страница 180 из 188

151

timokhin-a-a написал(а):

Ну так это для полного, а у нас на 20386 форсажная часть реализована как ГТУ+редуктор, то есть пример не актуален. Так-то я за полное ЭД.

Тут тоже самое, что с маршевая+форсажная. Объединение ДГ позволяет чуть-чуть выиграть в КПД.
Но обычно этого не хватает и основным фактором в "+" такой съемы является снижение шумности.

152

LtRum написал(а):

Объединение ДГ позволяет чуть-чуть выиграть в КПД.

В КПД отдельно ДГ? Или всей схемы?

Как по мне так получается экономия на том, что у нас один дизель, вместо дизеля и дизель-генератора, как раньше, но при этом появляется доп.потеря на лишнем превращении мощности в электрическую и назад в механическую.
При этом ДГ надо молотить чтобы кормить всех потребителей, коих навалом. Плюс сюда же снижение надёжности и рост объёмов под ГЭУ со всеми вытекающими.

LtRum написал(а):

потребная мощность потребителей обычно не превышает 20-30% от полной мощности ГЭД.

Что-то я сильно сомневаюсь, что у 20386 такие пропорции, это получается электрическая мощность меньше чем у 20380. А там электродвижение и РЛК

Отредактировано timokhin-a-a (2020-02-19 22:12:10)

153

timokhin-a-a написал(а):

В КПД отдельно ДГ? Или всей схемы

И ДГ и всей схемы на частичных режимах хода.

timokhin-a-a написал(а):

Как по мне так получается экономия на том, что у нас один дизель, вместо дизеля и дизель-генератора, как раньше, но при этом появляется доп.потеря на лишнем превращении мощности в электрическую и назад в механическую.
При этом ДГ надо молотить чтобы кормить всех потребителей, коих навалом. Плюс сюда же снижение надёжности и рост объёмов под ГЭУ со всеми вытекающими.

Ну ДГ и так нужно молотить на 80% от номинала - это его расчетный и оптимальный режим работы.
Надежность при этом не снижается - обычно чем больше ДГ, тем длительней у него межремонтный цикл. Живучесть может и да, а может и нет - опять же нужно считать каждый раз.
Что касается габаритов и объемов: длина отсека ДГ растет далеко не пропорционально мощности, поэтому может увеличения и не быть. Но тут каждый раз по разному.
Если на тип 23 его по видимому сделали по причине снижения шумности, то на FREMM заявлялась экономия в расходах.

timokhin-a-a написал(а):

Что-то я сильно сомневаюсь, что у 20386 такие пропорции, это получается электрическая мощность меньше чем у 20380. А там электродвижение и РЛК

Возможно и так. Я все же по более крупным кораблям цифру давал.
Но чем больше доля других потребителей, тем по идее выгодней ставить ДГ вместо ДГ + двигатель.  Но пять же скажу - каждый раз нужно считать.

154

LtRum написал(а):

Надежность при этом не снижается - обычно чем больше ДГ, тем длительней у него межремонтный цикл. Живучесть может и да, а может и нет - опять же нужно считать каждый раз.

Я имел ввиду надёжность ГЭУ в целом - у нас же добавляется ГЭД и система управления. А раньше просто рессора была.

155

timokhin-a-a написал(а):

Статья на ВПК по дизелям для малых кораблей.
Попутно расмотрен вопрос перехода на многовальные водомётные установки для малых кораблей.
Ссылка -https://vpk-news.ru/articles/55328
В бумажном номере вышла под другим названием.
Так как ВПК несколько порезали статью, ниже исходник

Касательно водомётов для 22800 - мысль годная. 504е машины существенно проще в части редукторов. Только вот как зимой эксплуатировать?

156

Ордынский написал(а):

Касательно водомётов для 22800 - мысль годная. 504е машины существенно проще в части редукторов. Только вот как зимой эксплуатировать?

Ну обмерзает ведь только то, что над водой, или нет ? У Каракурта 4 метра осадки, какой-никакой а запас есть.

157

Ордынский написал(а):

Только вот как зимой эксплуатировать?

в шуге - с ограничением скорости (что бы не забить водомет)
у дежурных шлюпок на серийных "океанах" и "светляках" водомет, и этим вопросом занимались (с водометом в ледовых условиях)
а "жопку" - "греть", например газовыхлопом или водой с его охлаждения

158

timokhin-a-a написал(а):

Ну обмерзает ведь только то, что над водой, или нет ?

там привода над водой

159

mina написал(а):

timokhin-a-a написал(а):

    Ну обмерзает ведь только то, что над водой, или нет ?

там привода над водой

Привода заслонок? Ну так нагревать выхлопом воду и поливать.

160

timokhin-a-a написал(а):

Ну обмерзает ведь только то, что над водой, или нет ? У Каракурта 4 метра осадки, какой-никакой а запас есть.

Так на ходу узлов с 14 весь транец уже над водой будет. И сопло, и привода РРУ и ковш.

161

Ордынский написал(а):

Так на ходу узлов с 14 весь транец уже над водой будет.

ну так их еще нужно развить
в т.ч. выйдя из замерзшей базы (то же ЗавЫвайко на Камчатке)
хотя можно базироваться и в "старом Завойко", там со льдом МНОГО проще

162

Ордынский написал(а):

Касательно

стоит обратить внимание на

а это называется "по щщам" нашим кораблекрушителям (из ЦНИИ ВК)   и плотоводцам
древние китайские "хайнани" ВМС Египта с НЧ БУГАС LFASS ("пламенный привет "Минотавру")

Корветы-5

Отредактировано mina (2020-02-20 18:21:53)

163

timokhin-a-a написал(а):

Я имел ввиду надёжность ГЭУ в целом - у нас же добавляется ГЭД и система управления. А раньше просто рессора была.

"Просто рессора" была году в 1960-м, а сейчас редуктор это крайне сложный агрегат имеющий свою систему смазки и пр...
Также могу отметить, что при обесточивании современная ГЭУ также встанет.
Поэтому если рассматривать ГЭУ + ЭСС, то в этой системе надежность не падает:
ранее было 
маршевый + форсажный + редуктор + ДГ,
в схеме с частичным электродвижением:
ГЭД   + форсажный + редуктор (для форсажного) + ДГ.
В общем примерно одинаково.
Хотя да, система управления нынче "компьютерная" то ее глюки наверное могут быть.

164

LtRum написал(а):

timokhin-a-a написал(а):

    Я имел ввиду надёжность ГЭУ в целом - у нас же добавляется ГЭД и система управления. А раньше просто рессора была.

"Просто рессора" была году в 1960-м, а сейчас редуктор это крайне сложный агрегат имеющий свою систему смазки и пр...

Я имел ввиду, что если отталкиваться от того, что наворочено на 20386, то вместо электромоторов и системы управления раньше была просто рессора между дизелем и редуктором - сложным редуктором, я немного понимаю в редукторах, даже проектировал их было дело, просто не судовые.

LtRum написал(а):

Также могу отметить, что при обесточивании современная ГЭУ также встанет.

Да, я знаю, как работает коммон рэйл, система управления давлением наддува и всё такое, спасибо. Что-то и починить могу сам.

LtRum написал(а):

Поэтому если рассматривать ГЭУ + ЭСС, то в этой системе надежность не падает:
ранее было
маршевый + форсажный + редуктор + ДГ,

Фишка именно в системе управления электродвигателями, ты же знаешь, что это не маленький блок управления привинченный к движку. Плюс подача собственно тока, преобразователи частоты, и т.д.
С поправкой на то, что всё может не только сломаться само, но и выйти из строя в бою, получаем снижение надёжности или живучести системы, в зависимости от обстоятельств.
Вот если хотя бы какое-то звено из старых выкинуть, редуктор например, то уже руки развязываются. И то к квалификации л/с требования ужесточаются, и это притом, что на кораблях второго ранга служат матросы срочники.

165

Степан #19.03.2020 11:58  @Полл#19.03.2020 01:31
Полл> Модернизация "Овода" пока что была единственная. И про замену двигателей в ходе ее я ничего не слышал. Можно информацию об этом?
Два новых "Звездовских" и один ремонтный, то ли Хабаровский то ли КМЗ, запамятовал

http://www.balancer.ru/g/p8452893

166

LtRum написал(а):

"Просто рессора" была году в 1960-м,

ЭТО КОГДА ТАКИЕ ВРЕМЕНА были? Корабельный редуктор для паровых и газовых турбин и дизелей с момента создания был хайтеком в механике и к примеру   и в 20-е и 30-е годы производили ТЗА считанные фирмы. В то время кстати с ним пытались конкурировать и электромоторы.
В советское время как известно с этим было не лучше по крайней мере если свои ТЗА мы строили с конца 20-х, полноценный ДГТА я как то не припоминаю с ходу вплоть до 1991 года. Я ошибаюсь?

167

Перезарядка корабельных реакторов
Дата: 10/09/2009
В.А.Винокуров, к.т.н., научный руководитель специализации «Перезарядка ЯР» ВМИИ, Санкт-Петербург

В связи с важностью проблемы в Главном техническом управлении ВМФ и ТУ флотов были созданы отделы, занимающиеся вопросами перезарядки ядерных реакторов (ЯР), а в 1-м ЦНИИ МО - лаборатория перезарядки. Наряду с подготовкой кадров для обеспечения качественной и безопасной перегрузки ядерного топлива создавались технические средства обеспечения перезарядки: от перегрузочного оборудования типа ПУ-1 для АПЛ 1-го поколения до универсальных ПО ОК-300 ПБМ и КН-3ПБ, от плавучей несамоходной технической базы перезарядки реакторов проекта 326, 326М до корабля 2-го ранга  - ПТБ ПР проекта 2020. Многолетняя эксплуатация технических средств перезарядки ЯР показала их работоспособность, надежность, хорошую ремонтопригодность, безопасность и возможность применения в самых разнообразных климатических условиях.
Перезарядка реакторов силами ВМФ
Первая плановая перезарядка реакторов силами ВМФ была произведена   в июне – июле 1961 г. на АПЛ «К-14» в Западной Лице. Береговая техническая база (569 БТБ) в губе Андреева находились ещё в стадии строительства и укомплектования персоналом.  Рабочими сменами  на первой перезарядке руководили недавние выпускники Пушкинского ВВМИУ [1]. Из двух вскрытых реакторов были выгружены 360 ОТВС, сформированы активных зоны из свежих тепловыделяющих сборок, на корпусы  реакторов установлены крышки и уплотнены оба реактора. После физико-нейтронных измерений произведен физический пуск реакторов. Отработанные ТВС были доставлены в хранилище ПТБ «ПМ-124» пр. 326, прибывшей из Северодвинска.
Из-за работы в стесненных условиях, больших физических нагрузок на персонал, неизбежного нахождения в зоне повышенной радиации, перезарядка лодочных реакторов является чрезвычайно трудоемкой  и опасной операцией. Активная зона корабельного реактора содержит от 180 до 300 сборок весом по 20 кг и длиной до 3 м. Для  доступа к реактору, находящемуся в нижней части реакторного отсека АПЛ, необходимо разобрать все, что находится над ЯР: корабельные конструкции, оборудование, трубопроводы, кабельные трассы, вырезать в районе реакторного отсека листы легкого и прочного корпусов размером 6 на 4 м.
Организация процесса
Перегрузку ОТВС активных зон ЯР изначально планировалось осуществлять силами ВМФ в местах его базирования. Система  перезарядки реакторов основывалась на следующих принципах:
- замену активных зон (АЗ) производить силами выездных команд БТБ и средствами ПТБ, включая прием и дальнейшее обращение с ОЯТ и РАО;
- сопутствующие работы на корпусе АПЛ выполнять на  судоремонтных заводах;
- перезарядку реакторов совмещать с ремонтом корабля на территории судоремонтного предприятия.
Перезарядка реакторов АПЛ Северного флота производилась в акватории заводов «Звездочка» и «Севмаш» в Северодвинске, 10 СРЗ в Полярном, СРЗ «Нерпа» в Снежногорске, 35 СЗР в Мурманске, куда направлялись АПЛ, ПТБ и команда БТБ.
Завод должен был производить корпусные работы, демонтаж общекорабельных систем, ремонт ППУ. На ПТБ возлагалась доставка перегрузочного оборудования и свежих активных зон, прием ОЯТ и РАО; на БТБ– вскрытие ядерного реактора, выгрузка ОТВС, профилактика ЯР, загрузка свежих ТВС, уплотнение реактора, физический пуск.
Перегрузочное оборудование
Замена ядерного топлива, выгрузка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из утилизируемых кораблей относятся к наиболее сложным этапам эксплуатации кораблей (АПЛ и НК) с ЯЭУ. Эти операции, проводимые на вскрытых реакторах при вырезанном легком и прочном корпусах АПЛ или вскрытой аппаратной выгородке НК, являются ядерно- и радиационно-опасными. Для их выполнения ОКБМ (г.Горький) создало специальное перегрузочное оборудование и другие средства обращения с ядерным топливом.
В конце 1950 гг. в ОКБМ были разработаны перегрузочные устройства ПУ‑1 и ПУ‑2 для перезарядки  ЯЭУ типа ВМ-А АПЛ первого поколения. Для перегрузки топлива носового ЯР первой АПЛ проекта 627 (зав. № 254) в 1958 г.  северодвинское предприятие № 1  заключило "трудовое соглашение" с  бригадой конструкторов ОКБ ГМЗ  на проектирование  и разработку рабочих чертежей перегрузочного устройства для заказа 254  (в срок до 20 февраля 1959 г.) [2]. В марте 1959 г. перегрузочное устройство ПУ-1 было принято межведомственной комиссией (МВК), а в апреле была проведена первая перегрузка каналов носового реактора АПЛ (зав. № 254).
С увеличением количества АПЛ с реакторами типа ВМ-А потребовалась обеспечить их плановую перезарядку. Для этого в 1959 г. было разработано перегрузочное оборудование ПУ-2 -- усовершенствованный вариант  ПУ-1 с учетом опыта первой перегрузки. Было изготовлено 12 комплектов ПУ-2, находившихся в эксплуатации до 1973 г.
Разработанная горьковским ОКБМ система « головка ТВС – цанговый захват – перезагрузочный контейнер» позволила  бригаде в 20 человек выгружать активную зону за 1–2 суток.
Этим оборудованием оснащались вводимые в строй плавучие и береговые технические базы, учебные центры. ПУ-2,  как и первое устройство, имело ряд недостатков:
- "мокрый" подрыв крышки реактора давлением теплоносителя 1 контура;
- способ затяжки и отвинчивания гаек основного разъема, приводящий к образованию надиров;
- частое образование дефектов на уплотнительных поверхностях корпусов аппаратов;
- заедания лебедки контейнера для выгрузки ОЯТ.
В процессе создания новых типов реакторов для АПЛ второго поколения в  ОКБМ было решено  разработать унифицированное перегрузочное оборудование (ОК-300ПБ) для поканальной перезарядки ЯР типа ВМ-А, ОК-300 и ОК-350, которое должно было "вписываться" в уже созданную инфраструктуру обращения с ЯТ. Вместо “мокрого” подрыва крышек реакторов был предложен более безопасный “сухой” способ с помощью гидродомкратов. Повышенная эксплуатационная надежность не только перегрузочного оборудования ОК‑300ПБ, но и самих ядерных реакторов, позволила исключить повреждение крышек и уплотнительных поверхностей корпусов ЯР, повысить ЯБ за счет исключения возможности неконтролируемого подъема компенсирующих органов.
В 1973 г. оборудование  прошло межведомственные испытания и было принято на вооружение, а старые устройства ПУ-2 вскоре выведены из эксплуатации.
С помощью ОК-300ПБ было выполнено более 1000 перезарядок, доказавших его работоспособность, надежность, хорошую ремонтопригодность, безопасность и возможность его использования  в качестве базового прототипа для создания перегрузочного оборудования других типов.
Для перезарядки реакторов ППУ АПЛ третьего поколения было создано перегрузочное оборудование ОК-300ПБМ/650Б-3. Кроме совершенствования конструкции отдельных узлов и деталей, в составе комплекта появились устройство для подрыва нажимного фланца гидродомкратами, устройство для отвинчивания (завинчивания) гаек с одновременной вытяжкой шести шпилек основного разъема ЯР и ряд других устройств.
...
Плавтехбазы для перезарядки ЯР АПЛ
В ноябре – декабре 1960 г. на СМП прошли госиспытания плавтехбазы «ПМ-124» пр. 326 (зав. № 410). С помощью перегрузочного оборудования ПУ-2, входящего в состав плавтехбазы, была выполнена проверка всех технологических процессов перезарядки реакторов с использованием макета реакторного отсека АПЛ и имитаторов ОТВС. Среди выявленных недостатков было отмечено отсутствие на ПТБ средств для удаления воды из реактора при его промывке.

В том же году была построена ПТБ «ПМ-133» пр. 326 (зав. № 94). Позднее были построены ещё ряд ПТБ (табл. 2).
Табл. 2

Динамика строительства, модернизации и вывода из эксплуатации плавучих технических баз перезарядки реакторов
...
Плавучие судоремонтные заводы
В апреле 1992 г. (директива ГШ ВМФ СССР № 730/1/00203 от 10.01.1991 г.) было принято решение о создании плавучего судоремонтного завода по перезарядке реакторов (ПСРЗ ПР)  для обеспечения перегрузки и утилизации ядерных реакторов атомных подводных лодок  и надводных кораблей Северного флота [3]. Были создано три плавучих судоремонтных завода. Два на Северном флоте и один на ТОФе. В состав ПСРЗ ПР № 422 в п.Оленья губа и г.Снежногорске (Мурманск.обл.)  вошли плавучая техническая база (ПТБ) пр.2020 (ПМ-12), три ПТБ пр.326М (ПМ-50, ПМ-78, ПМ-128), технический танкер пр.11510 (ТХТН «Амур»), два танкера пр.1783-А (ТНТ-12, ТНТ-19). Перезарядка производилась на территории СРЗ «Нерпа». В состав ПСРЗ ПР № 412 в Северодвинске входили ПМ-63 и -124, ТМТ-25 (перезарядка на территории ОАО «Звёздочка»). На ТОФЕ в г. Большой Камень (Приморский край) был создан  ПСРЗ ПР № 110 в составеПМ-74 и -133 и ТМТ (перезарядка на территории СРЗ ВМФ №30 б.Чажма, ДВЗ «Звезда» и СРЗ ВМФ №49 б.Сельдевая п/о Камчатка).
На ПСРЗ ПР возлагались следующие задачи:

- перезарядка реакторов кораблей ВМФ (ПЛА и НК)  с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) для их планового использования;

- выгрузка активных зон реакторов с кораблей, предназначенных к утилизации;
- обеспечение сопутствующих перезарядке работ, выполняемых СРЗ;
- сбор, временное хранение и передача отработанного ядерного топлива;   
- сбор, временное хранение жидких и твердых радиоактивных отходов, передача РАО на береговые пункты долговременного хранения и переработки.
...
В июле 1979 - июне 1980 г. МВК провела второй этап испытаний перегрузочного оборудования (сб. 1006) при перезарядке реакторов АПЛ пр. 661 (зав. № 501) на МП «Звездочка» с использованием берегового портального крана МП «Звездочка» и двух плавтехбаз пр. 326М. Из-за отказа электродвигателей перегрузочного устройства из трех предусмотренных конструкцией режимов работы (автоматического, полуавтоматического и ручного) работоспособным оказался только ручной режим. В процессе перезарядки из направляющей (на головку ОТВС) трубы перегрузочного контейнера в реактор выпали шарики, с помощью которых обеспечивалось передвижение этой трубы. Извлечь их было невозможно. На завод-изготовитель доставили новые ТВС для установки на них специальных сеток, гарантированно обеспечивающих проток теплоносителя через ТВС. Все это привело к значительному увеличению сроков второго этапа испытаний.
...
Историческая справка
1 ноября 1958 г. - 20 апреля 1959 г. – подготовка первых специалистов по перезарядке реакторов АПЛ на высших специальных офицерских классах (ВСОК) при ВВМИОЛУ им. Ф. Э. Дзержинского.
16 апреля - 1 мая 1959 г. -  первая перезарядка в корабельных условиях, выполненная на СМП в Северодвинске с использованием перегрузочного оборудования ПУ-1, крана грузоподъемностью 5 т плавдока и лихтера-4, оборудованного хранилищем ОТВС.
19 апреля 1959 г. - подрыв крышки носового реактора АПЛ пр. 627 «К-3» (зав. № 254), день рождения новой специальности – «перезарядка корабельных ядерных реакторов».
май 1959 г. - Отчёт о первой  перезарядке, подготовленный сотрудником в/ч 27177  Корякиным С. Ф.
март 1960 г. -  межведомственной комиссией в Горьком принято в эксплуатацию перегрузочное оборудование ПУ-2 для перезарядки реакторов 1 поколения, вошедший в состав плавучей технической базы пр. 326.
05.11.1960 г. -- 06.12.1960 г.  - государственные испытания плавтехбазы «ПМ-124» пр. 326 (зав. № 410) на макете реакторного отсека АПЛ с имитаторами ОТВС на СМП.
1960 г. - на ТОФе принята  в эксплуатацию ПТБ «ПМ-133» пр. 326 (зав. № 94).
март - июнь 1961 г. - первая перезарядка ректоров АПЛ с использованием ПТБ «ПМ-124» пр. 326 (зав. № 410) в Западной Лице.
1962–1963 гг.  –в/ч 27177 разработаны требования к перегрузочному оборудованию для перезарядки корабельных реакторов.
июнь 1963 г. -  межведомственные испытания в Северодвинске перегрузочного оборудования (ПУНАП) ЦКБ «Айсберг» для перезарядки реакторов АПЛ на плаву при волнении моря до 3 баллов по шкале ВМС.
июнь–июль  1964 г. -  первая перезарядка реакторов АПЛ в сухом доке СД-10 береговой технической базы № 925 (пос. Гремиха).
февраль 1965 г. - возникновение неуправляемой цепной реакции в результате подъема КР при извлечении крышки при перезарядке реактора АПЛ I поколения «К-11», зав. № 285, на СРЗ «Звездочка» в Северодвинске.
февраль–апрель  1967 г.  -  перезарядка реакторов АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем в пос. Гремиха.
январь-август 1973 г.  - второй этап межведомственных испытаний перегрузочного оборудования ОК-300ПБ при перезарядке реактора АПЛ пр. 670 (зав. № 703) на БТБ 928-III в губе Андреева с использованием ПТБ «ПМ-128» пр. 326М (зав. № 411).
1978 г. -  замена экранной сборки реактора правого борта АПЛ пр. 667А на СРЗ-10 с использованием механического фильтра, установленного в корпус реактора, при отмывке первого контура ЯР.
июль 1979 г. - июнь 1980 г. - второй этап МВИ перегрузочного оборудования сб. 1006 при перезарядке реакторов АПЛ пр. 661 (зав. № 501) на территории МП «Звездочка».
1978 г.  - на основе опыта перезарядки корабельных реакторов разработаны «Требования к обеспечению перезарядки реакторов при проектировании береговых и плавучих технических баз. ОТТ МО 6.1.42–79».
1983 г. - разработано  и принято в действие «Руководство по организации перезарядки реакторов ядерных энергетических установок кораблей ВМФ. РОП-84». (10.01.1989 г.  - в РОП-84 внесены дополнения).
1985 г.  - перезарядка реакторов АПЛ пр. 667БД с использованием ПТБ «ПМ-63»  пр. 2020 на СРЗ «Звездочка».
май - июнь 1986 г. -  испытания перегрузочного оборудования ОК-300ПБ при выгрузке ОТВС из реакторов ВМА АПЛ пр. 659 (зав. № 143) с использованием ПТБ «ПМ-74» пр. 2020 на «ДВЗ «Звезда».
1988 г.  - начало выгрузки ОТВС из реакторов утилизируемых АПЛ.
1994 г.  - принят в эксплуатацию защитный контейнер ТК-18 для транспортировки чехлов с ОТВС железнодорожным транспортом на завод регенерации (ПО «Маяк»).
август - октябрь  1994 г. -  впервые реализована выгрузка ОТВС из реакторов ВМА и ОК-350 Учебного центра ВМФ № 93 (г. Палдиски) в чехлы, установленные в корпусе защитного контейнера ТК-18.
1998-2002 гг.  - построены береговые комплексы выгрузки (БКВ) ОЯТ утилизируемых АПЛ на «МП «Звездочка» и «ДВЗ «Звезда» с использованием технологии поканальной загрузки ОТВС в чехлы защитных контейнеров ТК-18, установленных в посту загрузки контейнеров.
август 2000 г.  - проведены испытания упаковочного комплекта ТУК-108/1 на ПТБ пр. 2020 в Северодвинске.
октябрь-ноябрь 2002 г. -  принят в эксплуатацию береговой комплекс выгрузки ОЯТ утилизируемых АПЛ на «МП «Звездочка».
2002 г.  - приняты в эксплуатацию береговые комплексы выгрузки (БКВ) ОЯТ утилизируемых АПЛ на «МП «Звездочка» и «ДВЗ «Звезда» с  площадками временного хранения защитных контейнеров.
За 50 лет с 1959 по 2008 г. силами специалистов-перезарядчиков ВМФ было выполнено более 1000 перезарядок на 400 АПЛ и надводных кораблях (НК).

http://www.proatom.ru/modules.php?name= … p;sid=1959

168

В.А.Перовский, главный специалист ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ»

Переход на ядерную энергетику радикально изменил облик флота. В большой степени перемены затронули подводные силы, которые получили несопоставимые преимущества относительно кораблей с традиционными источниками энергии. Увы, паропроизводящим установкам атомных подводных лодок (ППУ АПЛ) также были свойственны ресурсные ограничения, обусловленные физическими особенностями использования ядерного топлива. Предельно упрощая представление о кинетике корабельных реакторов на тепловых нейтронах, выделим только некоторые особенности, характерные для энергетических реакторов подобного типа, а именно:
• процесс деления ядер урана (с выходом невиданной по концентрации энергии) сопровождается накоплением продуктов деления, которые интенсивно захватывают нейтроны, тем самым препятствуя последним полезно взаимодействовать с ядром урана-235;
• постепенно активная зона реактора настолько «зашлаковывается» осколками деления и продуктами их распада, что, несмотря на наличие делящегося изотопа урана-235, реактор может возобновить работу только после удаления «шлаков» с полной заменой ядерного топлива;
• корабельный реактор в принципе не может израсходовать («сжечь») весь исходный делящийся материал за один цикл без периодических перезарядок;
• обращение с облученным топливом из-за его высокой радиоактивности классифицирует перезарядку реактора как в высшей степени потенциально опасную работу, требующую применения защитных устройств и средств дистанционного обслуживания.
Первая АПЛ пр. 627 «К-3» была принята в опытную эксплуатацию в 1958 году (акт приемки от 17.12.1959), к концу 1961 года атомная группировка Северного флота насчитывала 7 торпедных АПЛ пр. 627-А («К-3», «К-5», «К-8», «К-14», «К-52», «К-21», «К-11») и 3 ракетных АПЛ пр. 658 («К-19», «К-33», «К-55»). Однако быстро, в том числе и за счет ходовых испытаний, реакторные установки перечисленных кораблей израсходовали установленный энергозапас и нуждались в замене ядерного топлива.
...
периодическая перегрузка ядерного топлива стала непременным условием функционирования кораблей с ЯЭУ. Поразительный факт: созданные для этих целей специальные формирования – береговые и плавучие базы перезарядки реакторов при незначительной численности персонала (до 1400 чел. на весь флот от Камчатки до Гремихи), более чем скромных технических возможностях, при вечном дефиците перегрузочного оборудования за период 1961–2000 гг. (т.е. до ликвидации баз вместе с «утилизируемым» флотом) выполнили не менее 560 перезарядок реакторов, одновременно взяв на себя всю сферу обращения с ОЯТ и РАО. Попытаемся хотя бы частично раскрыть этот феномен, а также развеять мифы о радиоактивных «свалках» и оставшемся «ядерном наследии».
Первой под плановую перезарядку реакторов в июне 1961 г. была поставлена АПЛ «К-14», которая освоила маршрут в Атлантику до параллели Гибралтара, прошла в подводном положении более 13 тыс. миль и имела на начало 1961 года реакторы, полностью выработавшие свой энергоресурс. Перезарядка производилась с 26.06. по 15.07.1961 по месту базирования АПЛ в Западной Лице и являлась первой подобной операцией, выполняемой силами флота. Справка: Некоторый опыт перегрузок активных зон у отечественных специалистов уже имелся. Еще до спуска на воду первой АПЛ на площадке Физико-энергетического института в Обнинске был построен и 08.03.1956 выведен на мощность наземный прототип корабельной ЯЭУ, (стенд 27 «ВМ»). После 9-месячной кампании из-за течи I контура работа стендовой ЯЭУ была прекращена, а активная зона с экранной сборкой выгружена силами разработчиков ППУ и стажерами из I экипажа строящейся АПЛ (в здании стенда предусматривалось хранилище ОЯТ, мостовой кран, иные технические средства). Кстати, аварийная выгрузка зоны вынудила проектантов внести изменения в конструкцию реактора и существенно упростить систему I контура. Также зимой 1958/59 гг. была осуществлена перегрузка носового реактора в ходе опытной эксплуатации первой отечественной АПЛ «К-3». Работы выполнялись «Севмашем» в Северодвинске и послужили базой для создания штатного перегрузочного оборудования. В отличие от развитой инфраструктуры и производственных возможностей в Обнинске и Северодвинске район базирования АПЛ в Заполярье только начинал обустраиваться, береговая техническая база (569 БТБ СФ) заканчивала укомплектование персоналом, все сооружения БТБ в губе Андреева находились в стадии строительства, включая причальный фронт, инженерные сети, хранилище ОЯТ и т.д. Тем не менее, перезарядка реакторов на АПЛ «К-14» началась в установленный срок (на лодке одновременно шла замена парогенераторов). Из состава БТБ были сформированы 8 рабочих смен: 4 смены для работы в реакторном отсеке и 4 смены для приема облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС) и подготовки свежих сборок к загрузке в реакторы. Сменами руководили 8 старших лейтенантов, выпускников Пушкинского Высшего военно-морского инженерного училища, прошедших 7-месячную подготовку по физике ЯЭУ. Назовем их поименно: Юрий Артамонов, Станислав Галактионов, Виктор Кирсанов, Владимир Кот, Борис Прусаков, Евгений Северцев, Анатолий Чертков, а также автор этих строк (пятеро здравствуют и проживают в Санкт-Петербурге). Именно эти совсем молодые офицеры первыми вскрыли оба реактора, выгрузили 360 облученных ТВС, провели профилактику внутренних полостей реакторов, сформировали две активных зоны из свежих ТВС (в каждый реактор вручную загружалось по 180 сборок), установили на корпуса реакторов крышки и уплотнили оба аппарата давлением в 250 атмосфер. Столь же молодые офицеры – Александр Грачёв и Станислав Селинский провели физико-нейтронные измерения и осуществили физический пуск реакторов. Прием ОТВС производился в хранилище прибывшей из Северодвинска ПТБ пр. 326 («ПМ-124»), там же размещалось перегрузочное оборудование «ПУ-2» и комплект свежих активных зон. Не обошлось без курьезов – вместо отсутствующего гайковерта для разъема крышки приспособили пустой кислородный баллон, приварив к нему головку от гидравлического ключа, осушение аппаратов в ходе промывок выполняли ручной пожарной помпой XIX века (кстати, в присутствии академика А.П.Александрова), со дна одного из реакторов подняли посторонние предметы, оставленные со времен заводской сборки. В головной перезарядке реакторов на «К-14» участвовало немало специалистов с опытом корабельной службы, но основная нагрузка выпала на лейтенантские плечи. Удивительно то, что сложившийся порядок работ не претерпел по сути изменений до наших дней, а продолжительность перезарядки 2-х реакторов при 4-х сменной работе за 18 суток (!) остается непобитым рекордом. Процедуры Даже по меркам привычного ко всему судоремонта перезарядка лодочных реакторов оказалась исключительно трудоемкой операцией, сопряженной с действиями в стесненных условиях, с большими физическими нагрузками на персонал и неизбежным соприкосновением с открытыми источниками ионизирующих излучений. Корпусной реактор типа ВМ-А по простоте и надежности сравним разве лишь с танком Т-34. Но для доступа к реактору, находящемуся в нижней части перенасыщенного техникой одноименного отсека АПЛ, нужно разобрать и удалить все, что находится над реактором: корабельные конструкции, оборудование, трубопроводы, кабельные трассы и, главное, вырезать в районе реакторного отсека листы наружного и прочного корпусов размером 6 м на 4 м, причем таким образом, чтобы при возврате листов на прежние места не произошла деформация всего корпуса АПЛ. Образовавшийся над реактором проем выгораживается пластикатом, а над вырезом в корпусе АПЛ устанавливается защитное укрытие («Рубка»), которые и формируют радиационно-производственную зону работ. Вопреки бытующему мнению процедура извлечения облученных сборок из реактора затруднений не вызывает (как и перенос ОТВС в плавучее хранилище либо упаковка в транспортный контейнер, см. рис. 1, 2, 3). Разработанная полвека назад нижегородским ОКБМ связка «головка ТВС – цанговый захват – перезагрузочный контейнер» при обилии, увы, ручных операций без проблем позволяют 20-ти квалифицированным специалистам выгрузить активную зону за 1–2 суток. Справка: В корпусном водо-водяном реакторе активная зона формируется из индивидуальных сборок. По определению закона «Об использовании атомной энергии» от 21.11.1995 г. ст. 3 «тепловыделяющая сборка ядерного реактора – машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии за счет осуществления контролируемой ядерной реакции», соответственно «облученные тепловыделяющие сборки – облученные в ядерном реакторе и извлеченные из него тепловыделяющие сборки, содержащие отработавшее ядерное топливо». Активная зона корабельного аппарата содержит от 180 до 300 сборок, каждая весом до 20 кг и длиной до 3 метров. Флот также располагал восемью АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе, где активная зона выгружалась целиком в виде выемной части. Самой сложной технически и по радиационному риску является процедура вскрытия реактора. Даже после раскрепления основного разъема требуются немалые усилия для отрыва крышки от корпуса аппарата. Первые 15 лет все крышки (5 тонн веса при диаметре более 1,5 метра) подрывались давлением I контура, и требовалось филигранное управление запорной арматурой, чтобы избежать пролива теплоносителя в реакторный отсек. Столь же важным было не допустить перекоса крышки и ее стопорение («зависание») на безопасной высоте в 43 мм, а при дальнейшем подъеме обеспечить нахождение органов компенсации реактивности на нижних концевиках. Проблемные ситуации в ходе перезарядок возникали мгновенно. К примеру, большими неприятностями грозило образование трещин в футеровках? тонкостенных вставных рубашках, защищающих изнутри корпус реактора от нейтронного излучения и агрессивной среды I контура. Справка: Активная зона реактора размещается в так называемой экранной сборке (сб. «26»), которая фиксируется в корпусе реактора шпонками, причем пазы шпонок проходят через футеровку. Неудачно выбранная форма пазов вызвала напряжения металла и спровоцировала появление трещин с перспективой полного разрушения футеровок. Конструкторы ППУ настаивали на замене корпусов у всех находящихся в эксплуатации реакторов АПЛ (100 аппаратов!). Военные моряки сохранили флоту дорогостоящую технику. Теперь при каждой перезарядке извлекалась экранная сборка, в реакторе заваривались пазы, ремонтировалась футеровка, устанавливалось новое крепление сборки «26». Удачной оказалась разработанная московским НИКИМТ оснастка, позволявшая вести работы внутри облученного корпуса реактора. К сожалению, рамки статьи не позволяют остановиться на людях, в первую очередь руководителях среднего звена. Подстать времени они были подвижниками, предпочитавшими не полагаться на интуитивные прозрения и тем более действовать на грани авантюр. Стоило руководителю перезарядки на АПЛ «К-11» кап. III ранга Гришнякову И.Г. (574БТБ, Гремиха) для ускорения работ пренебречь установкой упора при подъеме крышки – и вспышка СЦР, авария, потеря реактора (живой тому свидетель, поскольку пришлось участвовать в герметизации полуразрушенного реактора перед его затоплением вместе с отсеком). Своими жизнями заплатили перезарядчики на Тихоокеанском флоте за нарушение технологии вскрытия реактора на АПЛ «К-431». Справка: Особенностью аппаратов I поколения была конструкция компенсирующей решетки (КР), тяга которой проходила через крышку реактора и без фиксации тяги специальным упором крышка при подъеме могла захватить КР и вызвать несанкционированное освобождение реактивности. Небрежность при установке упора привела к двум тяжелым авариям при перезарядке реакторов – в 1965 г. (Северодвинск, АПЛ «К-11») и в 1985 г. (гб. Чажма, АПЛ «К-431»), последняя с трагическим финалом – мгновенно погибли 10 военнослужащих, и навсегда оказался выведенным из строя подводный ракетоносец пр. 675. Всего два неверных шага из 560 операций – но они имели место быть.
Организация процесса
Изначально перегрузку топливных элементов активных зон планировалось осуществлять силами ВМФ и только в местах его базирования. Отсюда при создании на Северном и Тихоокеанском флотах технических баз перезарядки реакторов – береговых (БТБ) и плавучих (ПТБ) предполагалась их полная самостоятельность по обслуживанию АПЛ. Опыт первых перезарядок развеял эти иллюзии и показал большую зависимость проведения операции № 1* от промышленности.
С пересмотром некоторых первоначальных позиций сложившаяся в 60-е годы система перезарядок реактора опиралась на три концептуальных принципа:
• Замена активных зон производится силами выездных команд БТБ и средствами ПТБ, включая прием и дальнейшее обращение с ОЯТ и РАО.
• Сопутствующие работы на корпусе АПЛ выполняются судоремонтными заводами.
• Перезарядка реакторов, как правило, совмещается с ремонтом (модернизацией) корабля и проводится на территории судоремонтного предприятия**.
** Отдельные работы выполнялись по месту базирования в Зап. Лице и Гремихе.
...
В наше обюрократизированное время трудно представить, что все управленческие функции по планированию, формированию производственных программ БТБ и ПТБ, материальному обеспечению (от активных зон до респиратора «Лепесток»), включая капстроительство, обучение персонала и т.д., осуществлялись 2-мя офицерами Технического управления СФ, которым к тому же вменялось присутствие на ключевых этапах очередной операции – вскрытии реакторов и загрузке свежего ядерного топлива. Парадокс – предельная концентрация столь разнообразных обязанностей видимо способствовала работоспособности всей системы (кстати, автору довелось 9 лет трудиться в описанной выше управленческой сфере). Несколько цифр, подтверждающих результативность сложившегося комплекса перезарядок реакторов в целом. Если за 1961–72 гг. флотом было перегружено 50 реакторов (СФ – 32, ТОФ – 18), то уже в период 1973–85 гг. были заменены активные зоны на 252 реакторах (СФ – 172, ТОФ – 80). Только на Северном флоте, к примеру, в 1975 году выполнялась перезарядка 20 реакторов (из них 12 реакторов на стратегических АПЛ), в 1976 – 17 реакторов (из них 12 на стратегических АПЛ), в 1984 – 20 реакторов (из них 16 на стратегических АПЛ). Всего же на Северном и Тихоокеанском флотах к 2000 году была произведена перезарядка не менее 560 реакторов.
...
Жидкие РАО с санкции союзного Минздрава до 1993 г. судами технического обеспечения сбрасывались в Арктические и Дальневосточные моря Множество публикаторов пытаются представить наследие ВМФ как ядерную свалку, возникшую в результате безответственной деятельности военных специалистов. Попытаемся опровергнуть эти популярные заблуждения на примере эксплуатации базы в губе Андреева (569 БТБ СФ), на долю которой выпала радиационная нагрузка, превышающая суммарное воздействие на остальные базы. Отметим, что многие сооружения БТБ, предназначенные для работ с радиоактивными средами, по разным причинам оказались невостребованными и саморазрушились без какого-либо контакта с радиоактивностью, в т.ч. комплекс очистки ЖРО, цех дезактивации, вентцентр, ПСО и др. (Столь же печальная судьба у морской составляющей – два специальных транспорта проекта 11510 «Амур» и «Пинега» водоизмещением 8500 т с установками для очистки ЖРО производительностью 120 м3/сутки оказались непригодными для объектов флота и 20 лет простаивают у причалов без дела). Бывшее хранилище ОЯТ – здание 5. Проблемы этого по-своему уникального сооружения были обусловлены, увы, проектными ошибками. Гигантское здание для хранения упаковок с ОТВС от 80 корабельных реакторов не имело автономной водоочистки, для облицовки бассейнов использовался черный металл, конструкция подвесок приводила к самопроизвольному падению упаковок на дно бассейна и т.д. Следствием этих просчетов явились аварийные протечки (до 30 м3/сутки), вынудившие прекратить с 1983 г. дальнейшую эксплуатацию хранилища.
К чести военных моряков авария была локализована собственными силами, к 1989 г. хранилище освобождено от ОЯТ (при поддержке специалистов НИТИ и группы учебного Центра ВМФ под руководством В.К.Булыгина), визуальным осмотром и фотосъемкой дна бассейнов каких-либо фрагментов ОТВС выявлено не было. Но и спустя 20 лет после выгрузки топлива и осушения бассейнов здание продолжает содержать накопленную активность за счет цезия-137 и стронция-90 (и возможных минимальных просыпей топлива).
При всей пестроте дискуссий единственным вариантом ликвидации здания 5 является, по убеждению автора, снижение этажности и захоронение оставшегося строения по месту, т.е. превращение бывшего хранилища в региональный приповерхностный могильник («зеленый холм»).
...
Несмотря на мажорные публикации по поводу переработки ОЯТ имеются большие проблемы по сбыту регенерированного урана, и только использование продукта, полученного при регенерации ОЯТ АПЛ, делает процесс переработки экономически оправданным (по данным Б.Никипелова, на складах Англии, Франции и России скопилось до 9000 тонн регенерата, невостребованного для производства вторичного топлива, Бюллетень по атомной энергии, 9/2002).
...
Ядерная свалка.
Немало авторов, как зарубежных, так и отечественных, иначе бывшую техническую базу в гб Андреева не именуют, утверждая, что это самое крупное хранилище радиоактивных отходов в Европе.
Но обратимся к реальным цифрам. На данный момент в приспособленных для хранения ОЯТ трех заглубленных емкостях (блок «сухих» хранилищ) содержится ~ 35 тонн урана, в т.ч. по делящемуся изотопу урану-235 не более 5–6 тонн. Для сравнения – в один блок РБМК-1000 на ЛАЭС загружается ~ 200 тонн урана (не менее 4 тонн по урану-235), а ежегодная выгрузка ОЯТ из реакторов российских АЭС составляет в среднем ~ 700 тонн и только от 11 блоков РБМК-1000 по данным за 2002 год в станционных хранилищах накопилось 9500 тонн ОЯТ. Что касается неделящихся РАО – их объемы на бывших БТБ составляют мизерные величины относительно объемов, образующихся на предприятиях Росатома.
При всей суете вокруг гб. Андреева (и Гремихи тоже) удаление 35 тонн урана из полукустарных сооружений и теряющих свою целостность устаревших упаковок – все-таки не сверхзадача. Во времена министра Е.Славского и главкома С.Горшкова для подобной операции квалифицированному персоналу БТБ потребовалось бы не более 2–2,5 лет с соблюдением всех норм безопасности.
За 7 лет пребывания под гражданской юрисдикцией на бывших базах Северного флота тишина. Персонал уповает на превращение непривлекательных процедур в нажатие мифической кнопки, а ученые мужи остаются в плену фантастических построений, суть которых объяснить рациональными резонами невозможно (кстати, на бывшей БТБ в Приморском крае картина совершенно иная, поскольку упор делается на собственные силы и проверенные практикой наработки).
Инициированная недавно норвежской прессой волна публикаций о втором Чернобыле в гб. Андреева – это, конечно, круто и нужно иметь большую фантазию, чтобы смоделировать ядерный взрыв в упаковке из 7-ми ОТВС (корабельная сборка из числа находящихся в блоке «сухих» хранилищ имеет ограниченное количество делящегося материала – в граммах). Вопросы реабилитации сооружений бывших БТБ не являются темой настоящей статьи, но складывается впечатление, что с одной стороны идет беспочвенное нагнетание страхов, с другой – всячески затягивается экологическое оздоровление бывших объектов ВМФ и не без «помощи» зарубежных спонсоров. Что касается наследия – военные моряки не заслуживают упрека, поскольку, во-первых, за счет вывоза на х/к «Маяк» удалили большую часть ОЯТ за пределы своих объектов, во-вторых, при аварийных ситуациях в береговых сооружениях не допустили массового распространения радионуклидов во внешнюю среду и, в-третьих, разрешали свои проблемы самостоятельно, без дорогостоящих посредников и более чем скромном вознаграждении (как по постановлению Е.Гайдара от 28.06.1992 № 438 так и по постановлению М.Фрадкова от 15.12.2004 № 841 морякам срочной службы, занятым работами по перезарядке реакторов, выплачивается ежемесячная надбавка в 50 рублей (!), офицерам – в размере 35% от должностного оклада).

https://www.nfcl.ru/deyatelnost/upravle … aktor.html

169

Товарищи,ищу книги,монографии по истории создания и развития корабельных СУ(ПТУ,ГТД,ЯСУ),как надводных так и подводных кораблей и ПЛ.Не просто данные,а сама история и люди.Эта тема так мало освещена и противоречива,что иногда путает.Помогите на добром слове.

170

У вас Кузин/Никольский есть?

171

cobra написал(а):

У вас Кузин/Никольский есть?

Никольский точно есть,но Кузина не помню,поищу.

172

Не  я про Кузина. Никольского. КОраблестроение в СССР 1945-1991
Там большой раздел посвящен этому вопросу. А так я чтото и не припоминаю книжек по существу вопроса.
А так все раскидано по книгам. монографий по деятельности Коломенского завода, Звезды я и не помню.

173

КМЗ потихоньку расширяется - купили еще две площадки, в том числе в Питере, закупили литейное оборудование и т.д.
https://flotprom.ru/2020/Оборонка113/

174

"Пираньи", "Калины", "Амуры"... Или что?

Продолжается разговор о возможности применения ЛИА в составе энергоустановок для ПЛ:
https://nvo.ng.ru/armament/2020-09-03/1 … arine.html

Возможно, ЛИА предполагалось совмещать с двигателями Стирлинга или просто реклама Стирлинг-технологии как альтернативы:
https://www.arms-expo.ru/news/novye-raz … stanovkoy/
При этом ранее проходили сообщения о том, что работы по этому направлению не продлялись:
https://flotprom.ru/2019/Оск27/
а в последующем интерес к ЛИА, вероятно, понизился после трагичных событий лета 2019 г.

Направления по ВНЭУ ПЛ:
"Малахит" - ведет инициативные работы по созданию ВНЭУ с паротурбинным двигателем, работающей по замкнутому циклу;
"Рубин" - занимается ВНЭУ на базе электрохимического генератора, совместно с «ЦНИИ СЭТ» и КГНЦ Крылова.
Поправлю свой пост... топливные элементы - на базе твердополимерных топливных элементов:
http://krylov-centre.ru/press/news/199/
https://www.arms-expo.ru/news/novye-raz … pasporta-/
Но проявилась проблема утилизации тепла в процессе риформинга - выработки водорода из топлива:
https://vpk.name/news/301338_sozdanie_r … zatyk.html
Любопытно, что при этом в России ведущими институтами РАН накоплен огромный опыт в генерации сверхчистого водорода из органических топлив...

За рубежом также уделяется внимание возможности генерации водорода на борту ПЛ. Об этом заявила Naval Group:
https://naukatehnika.com/vozduhonezavis … novka.html
https://www.navalnews.com/naval-news/20 … ip-system/
Синтез водорода ведется паровой конверсией дизельного топлива (возможно здесь разработчики "темнят", поскольку конверсия - высокотемпературный каталитический процесс, т.е. либо применяют специальные катализаторы, либо представленная схема синтеза имеет "неточность" и процесс проводят хитрее).
Получение водорода из этанола для ТЭ предлагается на испанских ПЛ класса S80 фирмы Navantia:
https://nplus1.ru/news/2020/03/03/aip
Установка синтеза водорода разработана испанской фирмой Abengoa, блок ТЭ - американской American Collins Aerospace:
https://www.navalnews.com/naval-news/20 … -uds-2020/
Эффективность таких установок вполне может быть оценена профильными специалистами нашей страны, с учётом имеющегося научного задела.

Стоит напомнить, что германские ПЛ проекта 212А и 214 (помимо имеющегося классического дизельгенератора и АБ) хранят водород в адсорбированном виде в интерметаллидных (металлогидридных) соединениях, кислород - в криогенном состоянии в сосудах Дьюара. ВНЭУ этих ПЛ (как установки Naval Group и ПЛ S80) имеют в своем составе топливные элементы с твердополимерной электролитной (ионообменной) мембраной (ТПЭМ, в англоязычной литературе - Polymer Electrolyte Membrane (PEM) fuel cells). Рабочая температура для ТПЭМ ТЭ  60 - 90 гр.С.
Для производства ТПЭМ ТЭ критически значимо применение мембран нужного качества. К сожалению, отечественные протонопроводящие мембраны МФ-4СК (аналог мембраны типа Nafion), производимые фирмой АО "Пластполимер", как отмечается в научных статьях, зависят от импортного сырья и не обладают воспроизводимым качеством от партии к партии.
Интересно, что ЦНИИ СЭТ имел опыт работы с ТПЭМ ТЭ, наряду с другими организациями:
http://www.news.elteh.ru/arh/2007/47/10.php

Зарубежный опыт практического применения ВНЭУ показал, что проверенными технологиями сейчас следует считать двигатели Стирлинга и низкотемпературные ТПЭМ ТЭ в сочетании с хранением водорода на борту. При этом чем-то всегда приходиться поступиться. Чтобы использовать двигатели Стирлинга, нужно применять в качестве топлива либо сжиженный газ, либо дизельное топливо высокого качества (с низким содержанием серы):
http://factmil.com/publ/strana/germanij … 1-1-0-1322
Чтобы применять системы с водородом, нужна соответствующая инфраструктура производства и доставки. Кроме того, стоит учитывать влияние температуры забортной воды на стабильность хранения водорода в металлогидридах на ПЛ.
Системы генерации водорода "на борту" пока слишком новы, чтобы точно утверждать об их эффективности, но внимание им уделять нужно, на перспективу (как делает "Рубин").
Энергоэффективных ВНЭУ замкнутого цикла с паротурбинным двигателем так и не создано (низкий КПД установок типа MESMA).
Применение ЛИА и Л-полимерных пока слишком дорого, непросто в обслуживании и сомнительно по безопасности по сравнению со свинцовыми тяговыми АБ, хотя и есть пример японских ПЛ:
https://naukatehnika.com/podvodnaya-lod … reyax.html
https://neuronus.com/novosti-nauki/2255-japoncy-spustili-na-vodu-submarinu-c-litij-ionnymi-akkumuljatorami.html?utm_source=pulse_mail_ru&utm_referrer=https://pulse.mail.ru

В связи со сказанным можно пожелать разработчикам грамотной расстановки приоритетов в выборе той или иной системы на уровне НИР; честно оценивать результаты; разрабатывать, если надо, новые технологии и материалы;  и всё это вместо проведения преждевременных, длительных и дорогостоящих авантюрных ОКР с туманными перспективами на успешный результат.

Отредактировано Kastorka-i-yod (2020-10-06 08:57:43)

175

https://avatars.mds.yandex.net/get-zen_doc/167204/pub_5f747d1f28bb441afd6dd6bd_5f747d7e28bb441afd6e8942/scale_1200

Для реализации, предъявленных к Буянам требований, было решено впервые в отечественном ВМФ вооружить их главную энергетическую установку (пропульсивную установку) водометными движителями. По мнению проектанта движители такого типа подходят для плавания на малых глубинах лучше, чем обыкновенные винты, однако когда проект был готов, выяснилось, что безопасно эксплуатировать водометные движители возможно на глубинах не менее 8 метров, что и прописали в тактическом формуляре, спецификации и инструкции по использованию средств движения корабля.
Уже на ходовых испытаниях Буянов при плавании по Волге приходилось постоянно доставать из водометов всякий хлам, который засасывало туда на определенных режимах работы.
Дальнейшая эксплуатация Буянов и Буянов-М показала, что при плавании на достаточных глубинах и в море проблем с водометными движителями, практически не возникало, разве что приходилось раз в пол-года подтягивать болты баллеров рулей, а вот во время длительных переходов по внутренним водным путям из Каспия на Черное море и на Балтику возникали серьезные проблемы.

Движитель терял перья рулей, выходила из строя рулевая заслонка, ломались пружины и шпильки, разрушались и расшатывались болты баллеров. Выходило, что в среднем каждый Буян, эксплуатируемый на реках ежегодно приходилось поднимать в аварийный док для восстановления технической готовности движителей и раз в квартал, при водолазном осмотре подводной части корпуса подтягивать болты баллеров. Ну и перед длительными переходами по внутренним водным путям обязательно проводить доковый осмотр. Так и выходит, что Буяны, спректированные для плавания на мелководье и по рекам, испытания реками не выдержали. А по задумке моряков Буяны проекта 21630 малые артиллерийские корабли должны были заменить устаревшие Шмели - артиллерийские катера проекта 1204.

https://zen.yandex.ru/media/id/5e3c02c2 … 1afd6dd6bd
там же:

МАКи на ЧФ не ходят, только МРК. МАКи в Питер на парады гоняют. Поначалу их буксировали, но потом решили, что это мещанство и вообще лишние траты. Хера себе - на каждый мрк или мак буксир арендовать! Буксировки по ВВП только эшелонами под гражданскими буксирами. Вспомнили - ЁПРСТ, они же для рек строились, вот пусть сами и шлепают. С тех пор они сами и ходят, а для сопровождения им выделяют один рейдовый буксир проекта 705Б Астраханской постройки.

Многим, я думаю, будет интересно узнать, что строится в настоящий момент для ВМФ. Для данной публикации я выбрал свеженький проект 705бм рейдового буксира-кантовщика.
В соответствии с заданием проектанту ОАО КБ "Вымпел" была поставлена задача создать проект судна для обеспечения буксировочных и кантовочных работ в акватории северной части Каспийского моря и дельты реки Волга, рейдах и гаванях пунктов базирования, прибрежных районах.
Основными задачами буксира являются:
- рейдовая буксировка кораблей, судов и подводных лодок водоизмещением до 1000 т (где они нашли такие подводные лодки?);
- выполнение кантовочных работ в узкостях и на мелководье.

На одном из этапов проектирования Каспийское море, дельта реки Волга и прибрежные районы были исключены, учитывая мореходные качества будущего буксира.
В итоге получилось судно длиной 18 м, шириной 5 м, водоизмещением 86.5 т.

https://avatars.mds.yandex.net/get-zen_doc/1589334/pub_5eaa9879a391b87553955a42_5eaaa04f6c97ad19a0829eed/scale_1200

На данный момент построено 4 единицы. Две из них стоят (никому не нужные) в Санкт-Петербурге и еще две на этапе заводских испытаний в Астрахани.
Почему не нужные? Обыкновенный рейдовый буксир должен хорошо маневрировать, иметь удобное управление, приемлимую для назначенного района плавания мореходность и мощную главную энергетическую установку (ГЭУ), а данный проект по своим характеристикам не соответствует ни одному требованию.
Далее поясню почему.
Остойчивость и мореходность буксира по проекту "удовлетворяет, заявленным требованиям", однако, первоначально заявленные районы плавания (морские и прибрежные), в спецификации судна исключены. Более того, в пояснениях к проекту указано, что при всходе на волну буксир теряет остойчивость и возникает опасность опрокидывания.
ГЭУ судна состоит из двух нереверсивных, высокооборотистых, левого вращения дизелей, суммарной мощностью 400 л.с. Далее читайте внимательно.
Из-за малых размеров машинного отделения отечественные дизеля признаны проектантом бесперспективными, морально устаревшими, дорогими и крупногабаритными (неагрегативными).
До чего довели промышленность?! Отечественных дизелей нет.
По этому были установлены иностранные дизеля марки DEUTZ. Они влезли в машинное отделение, но установить дополнительное оборудование для обеспечения реверса уже невозможно и оба дизеля на судне левого вращения. Все это безобразие соединяется упругими муфтами с понижающими редукторами, обеспечивающими передачу мощности на винты регулируемого шага (ВРШ) правого вращения через гребные валы. Оба винта правого вращения.
Проектант этот важный для управляемости судна момент обосновывает тем, что разнонаправленные силы попутного сопротивления и реакции воды (осадка судна маленькая и винты расположены у поверхности) будут компенсировать друг-друга, дескать корма смещаться не будет и управляемость судна останется в пределах нормы. Однако испытания показали, что судоводителю приходится постоянно реагировать рулями и ВРШ на смещения судна по курсу (рыскание), а на заднем ходу буксир, практически не управляется, постоянно сваливаясь на циркуляцию.
Избыточными для проекта 705 бм являются средства связи и морские средства навигации. На судне установлены четыре аварийные радиостанции, аппаратура ГМССБ для второго района (до 200 миль от берега) и электронная картографическая система, для которой нет карт.
На что потрачены бюджетные деньги? Каждый из этих буксиров стоит около 320 000 000 рублей, т.е. бюджетный лярд потрачен на никому не нужные суда. А сколько еще заплатили проектанту?

https://zen.yandex.ru/media/id/5e3c02c2 … 7553955a42

Отредактировано mina (2020-10-15 20:40:40)

176

Редукторы ПАО «ЗВЕЗДА» для первой отечественной силовой установки фрегата пр.22350 успешно прошли квалификационные испытания, а также испытания в составе дизель-газотурбинного агрегата, разработчиком и изготовителем которого является НПО «Сатурн». Решением квалификационной комиссии предприятие признано готовым к серийному выпуску и поставке изделий.

Работа над масштабным проектом по освоению производства нового типа редукторных передач РО55 длилась на заводе с 2017 года. По поручению Президента Российской Федерации перед заводом была поставлена задача в кратчайшие сроки освоить выпуск новых тяжелых редукторов, в том числе для проекта 22350.

Специалисты ПАО «ЗВЕЗДА» провели доработку технической документации и выполнили большой объем работ по подготовке производства, изготовлению деталей и сборочных единиц, проведению сборки и испытаний, включая создание уникального испытательного стенда.

Редуктор обеспечивает полную мощность переднего хода при работе газотурбинного двигателя 27200 л.с., при работе дизельного двигателя – 5069 л.с.; его вес составляет около 40 тонн. Это сложное техническое изделие, состоящее из порядка 5000 номенклатурных единиц комплектующих. При производстве используются только комплектующие собственного и российского производства, для чего потребовалось создать широкую сеть межзаводской кооперации.

http://www.zvezda.spb.ru/?utm_referrer=korabel.ru/news/comments/reduktory_dlya_silovoy_ustanovki_fregata_proekta_22350_uspeshno_proshli_ispytaniya.html

177

ГЭУ судна состоит из двух нереверсивных, высокооборотистых, левого вращения дизелей, суммарной мощностью 400 л.с. Далее читайте внимательно.
Из-за малых размеров машинного отделения отечественные дизеля признаны проектантом бесперспективными, морально устаревшими, дорогими и крупногабаритными (неагрегативными).
До чего довели промышленность?! Отечественных дизелей нет.
По этому были установлены иностранные дизеля марки DEUTZ. Они влезли в машинное отделение, но установить дополнительное оборудование для обеспечения реверса уже невозможно и оба дизеля на судне левого вращения. Все это безобразие соединяется упругими муфтами с понижающими редукторами, обеспечивающими передачу мощности на винты регулируемого шага (ВРШ) правого вращения через гребные валы. Оба винта правого вращения.

Что-то очень странно. Как раз в районе 200 сил есть одобренные Регистрами ДРА с дизелями ЯМЗ. Вот только не надо говорить, что на 18 метровый буксир они не подходят по габаритам. Их ставят в куда меньшие суда. А для обеспечения разностороннего вращения, можно использовать гидрообъёмную (гидростатическую) передачу, это даст дополнительные преимущества при маневрировании и эксплуатации - дизели эксплуатируются с одинаковой частотой вращения, что позволяет использовать их для приводов генераторов переменного тока. Изменение частоты вращения винтов - плавное, бесступенчатое, от нуля до полного хода, реверс - обеспечивается регулируемым гидронасосом.

Отредактировано Алексей Михайлович (2020-10-24 19:42:28)

178

Алексей Михайлович написал(а):

А для обеспечения разностороннего вращения, можно использовать гидрообъёмную (гидростатическую) передачу

А они у нас есть серийные?

179

timokhin-a-a написал(а):

А они у нас есть серийные?

При желании это делается очень быстро на базе имеющихся агрегатов. Тут мощности то смешные. 200 л. с. на вал.
Обычные граждане, делают такие вещи в смешном бюджете меньше миллиона. Используют ГСТ от комбайнов, экскаваторов... Понятно, что это "колхоз", понятно что мощности поменьше... Но всё же, идея рабочая, а кто хочет - тот ищет способ как, кто не хочет - тот причину почему.
Когда-то читал и смотрел, как один человек из Сибири собрал себе катер с гидроприводом - угловой колонкой. Прошёл на нем много тыс. км за много лет. Чувак его в своём условно гараже собрал, а тут государство и ВПК не могут? Не верю!

Отредактировано Алексей Михайлович (2020-10-24 23:49:49)

180

Ну мощности то смешные... не забуду как меня дилер судовых агрегатов ЯМЗ отговаривал брать судовой агрегат ЯМЗ. Типа наш дерьмо, бери Китай.

Ну да ладно...

В общем гидравлики нет, но сделать можно. Ну да, можно, только проектанты буксира на это повлиять никак не могли. Им нужна была готовая, серийная и сертифицированная ГЭУ.


Вы здесь » СИЛА РОССИИ. Форум сайта «Отвага» (www.otvaga2004.ru) » Флот » Главные Энергетические Установки кораблей и судов