Ядерная энергетика и атомный подводный 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.



Если посмотреть на разрез энергетического отсека атомной подводной лодки, где всё заполнено техникой,  в этом плотнейшем сплетении электрических кабелей, гидравлики и воздуховодов трудно представить себе человека, многие дни, недели и месяцы несущего службу в этих энергонапряжённых, пространственно стеснённых условиях. И, тем не менее, подводники исправно выполняют свою святую обязанность, защищая морские рубежи нашего Отечества.

По материалам доклада, сделанного автором в Доме ученых РАН им. М. Горького на научно-техническом семинаре, посвященном 50-летию атомного флота.

назад

Материалы из архива

3.2009 ЛАЭС-2: график как эффективный инструмент строительства

ОАО «Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» (ОАО «СПбАЭП»), выступающее генпроектировщиком и генподрядчиком Ленинградской АЭС-2, провело деловую игру «Практическое применение системы календарно-сетевого планирования для управления проектом сооружения ЛАЭС-2». В игре приняли участие подразделения ОАО «СПбАЭП» и основные подрядные организации.

7.2008 Кто стоит у руля американского «ядерного ренессанса»

Справка редакции сайта www.proatom.ruСамуэль Р. Бодман, министр энергетики США31 января 2005 года Сенат США единогласно избрал Самуэля Райта Бодмана на должность министра энергетики США. Бюджет министерства энергетики США  превышает 23 миллиарда долларов, а на подведомственных ему предприятиях работает более 100 тысяч человек. В  2006 г. Бодман объявил о программе господдержки проектов по строительству новых атомных электростанций в стране.

12.2009 Беспомощность

Редакционная статья газеты «Ведомости»: - Президент, безусловно, активно реагирует на несчастья. Он проводит совещания с министрами и просит: МЧС — спасать, силовиков — расследовать, медиков — лечить, финансистов — финансировать, юристов — менять законы, каждого по отдельности — «взять под особый контроль». Риторика его ужесточается (сейчас уже применяются слова «безответственные мерзавцы», «раздолбайство»)...