Эти работы проводятся при наличии специфических трудностей, важнейшими из которых являются:
- отсутствие ряда экспериментальных констант и
- необходимость проводить расчеты дальше, чем это делается в теоретической физике, где в большинстве случаев достаточно установления общей закономерности. Отсутствие значительного числа необходимых экспериментальных данных и невозможность их получения в течение ближайшего времени вынуждает теоретиков заботиться о наиболее полном и всестороннем использовании имеющихся данных.
Все расчетные работы, связанные с использованием промышленных ресурсов, можно разбить на 4 относительно независимых группы:
- теория сооружения № 1;
- теория сооружения № 2;
- теория процессов, происходящих непосредственно при взрыве;
- разбор явлений, возникающих в результате взрыва.
Кроме того, имеется еще большая группа вопросов, связанных с теорией различных методов разделения. Эти вопросы не будут, однако, освещены в настоящем докладе, поскольку я ими не занимался.
Остановимся, прежде всего, на вопросах теории сооружений №1.
В сооружении № 1 происходит комбинация ряда сложных явлений. Быстрые нейтроны, вылетающие из ядер А-95 в процессе деления, могут либо вызывать процесс деления в других ядрах А-9, либо, чаще всего, терять энергию и замедляться в результате соударений с ядрами замедлителя. В процессе замедления быстрых нейтронов, когда энергия снижается от нескольких миллионов до нескольких электронвольт, происходит их резонансное поглощение ядрами изотопа А-9.
Особенно интенсивно резонансное поглощение про¬исходит в области энергий нейтронов около 5 вольт по причинам, которые будут пояснены несколько дальше.
С точки зрения развития цепной реакции в котле резонансное поглощение является весьма вредным и снижение его представляет одну из основных задач, возникающих при практическом осуществлении сооружений №1.
При замедлении нейтронов до еще более низких энергий — порядка тепловой энергии атомов кристаллической решетки (около 1/40 эл. вольт) — нейтроны поглощаются, что полезно для развития основной реакции в ядрах А-95 и бесполезно в ядрах А-95 "цемента" и всевозможных вредных примесей в материале реактора. Конструктивно реактор состоит из ряда стержней из А-9 и распределенного между ними твердого замедлителя и представляет существенно негомогенную систему.
Однако ряд свойств реального реактора может быть выяснен из рассмотрения упрощенного т.н. гомогенного реактора, в котором основное вещество считается равномерно распределенным по всему объему замедлителя.
Теория резонансного поглощения в гомогенном реакторе была развита, главным образом, И.Я. Померанчуком. Померанчук вывел закон, описывающий влияние отдельных уровней А-98 на резонансный захват нейтронов. Оказалось, что вероятность резонансного поглощения пропорциональна
энергия
i-го уровня и суммирование ведется по всем уровням.
Из написанного выражения ясно, что наибольшую роль в резонансном захвате играет первый, самый низкий уровень, для которого
Е имеет наименьшее значение. Поскольку, однако, отдельные члены суммы уменьшаются с ростом E_{i} сравнительно медленно, верхние уровни также вносят существенную долю в величину резонансного поглощения.
В конкретном случае А-98 расстояние от первого уровня с энергией 5 эл.-вольт до нуля энергии ближе, чем расстояние его до следующего уровня. Благодаря этому роль первого уровня в резонансном поглощении относительно велика. Однако для полного определения резонансного поглощения необходимо знание всех нижних уровней А-98. Измерение влияния отдельных уровней на резонансное поглощение с помощью ядерных экспериментов обычного типа весьма сложно и может быть гораздо проще и надежнее проведено на самом котле.
Процесс поглощения медленных (тепловых) нейтронов с энергией порядка тепловой энергии кристаллической решетки весьма сложен. На поглощение тепловых нейтронов влияет химическая связь между атомами в кристалле, движение атомов в кристаллической решетке и т.п. сложные факторы.
По сообщению американского теоретика Вигнера, опубликованному в открытой печати — Journ. Appl. Physics, Nov. 46, в Металлургической лаборатории (Чикаго) делались попытки теоретического анализа поглощения тепловых нейтронов, не давшие, однако, положительных результатов.
Ввиду сложности и запутанности явлений, мы считаем необходимым определить величины, характеризующие поглощение тепловых нейтронов из опытов, также проведенных непосредственно на реакторах.
Основной задачей теории котла является расчет реального реактора, проведенный на основе экспериментально определенных на самом реакторе характеристик блоков и замедлителя. Одной из важных задач теории реактора является задача об оптимальном расположении стержней.
Мною был предложен метод расчета реактора, в котором свойства стержней характеризуются двумя параметрами, значения которых для данного стержня должно быть взято из опыта. Один из этих параметров характеризует свойства стержня по отношению к поглощению резонансных нейтронов, другой — по отношению к поглощению тепловых нейтронов.
Удалось найти зависимость коэффициента размножения системы от этих параметров и, тем самым, решить задачу об оптимальном расположении стержней.
Для определения распределения нейтронов в сооружении № 1 и изоляции, а также его критического размера, необходимо решить сложное интегральное уравнение. А.Б. Мигдалом был, однако, предложен значительно более простой способ расчета, в котором гетерогенный характер реактора используется для упрощения уравнений. Это позволило полностью рассчитать поток нейтронов в сооружении с изоляцией, а также критический размер и все остальные параметры сооружения. Зная поле нейтронов внутри сооружения, можно легко рассчитать поглощение их в регулирующих стержнях. При этом можно считать, что кадмий поглощает все попадающие в него тепловые нейтроны.
При расчете поглощения нейтронов в регулирующих стержнях возникает трудность, связанная с невозможностью применения уравнения диффузии, поскольку размеры стержня сравнимы с пробегом нейтронов.
Эта проблема была решена Ландау и Померанчуком, которые показали, что ошибка, возникающая при ис-пользовании уравнения диффузии, невелика и зависит от
размер стержня.
Резюмируя положение в целом, можно сказать, что в настоящее время разработаны методы для эффективного решения всех задач, относящихся к теории сооружения №1.
Теория сооружений №2 обладает существенным отличием от теории сооружения № 1. Это отличие связано с тем, что потеря энергии при столкновении нейтронов с ядрами
D не может считаться малой, как это делается в случае с С.
(Примечание автора статьи: С — графит) Ландау и Померанчук предложили, однако, прием, позволяющий свести задачу о замедлении нейтронов в дейтерии к диффузионному уравнению. Это позволило перенести с небольшими коррективами теорию сооружения №1 на случай сооружения №2.
Переходя к перспективным вопросам, следует подчеркнуть следующие основные задачи:
- Проблему регенерации;
- Проблему теплового взрыва;
- Исследования в области ядерной физики, связанные с излучением новых частиц и поисками новых основных реакций.
В обычных реакторах рабочее вещество используется крайне неэффективно. Происходит это вследствие того, что количество
Z-продукта, возникающего в результате реакции, оказывается меньше, чем затрата исходного полезного вещества А-95.
Принципиально возможно, однако, не только полное использование А-95, но и даже использование всего продукта А-9.
Поэтому проблема регенерации, т.е. полного использования всего вещества А-9 является одной из основных проблем, стоящими перед исследователями.
В связи с этим, большой интерес представляют реакторы, предназначенные для переработки Б-9 в А-93, поскольку, возможно, проблема регенерации для таких реакторов может быть легче разрешена». (Примечание автора: продолжение доклада по АБ см. раздел 7.)
В архивах Росатома и ГНЦ РФ ИТЭФ не найдено каких-либо других отчетов или документов о работах Ландау по теории ядерных реакторов1. Поэтому возможно, что это сообщение на НТС ПГУ является единственным свидетельством вклада Ландау в разработку теоретических основ расчета гетерогенных ядерных реакторов. Видно, что Ландау совместно с Померанчуком нашли решение по основным, наиболее важным и принципиальным вопросам теории расчета гетерогенных реакторов. Этот вывод следует также из "Экспертного заключения по расчетам Лаборатории № 3 АН СССР на проектирование промышленного агрегата", подготовленного комиссией в составе Н.Н. Семенова, И.В. Курчатова, Л.Д. Ландау и Я.Б. Зельдовича, назначенной НТС, и доложенного на заседании НТС 5 апреля 1948 г. [39]. Сопоставляя сообщение Ландау от 10.02.47 г. и это экспертное заключение, видно влияние Ландау на содержание последнего, так как по сравнению с другими членами комиссии он был больше всего осведомлен о физических проблемах тяжеловодных реакторов. В этой связи приведем заключение четырех академиков полностью:
«Экспертное заключение по расчетам Лаборатории № 3 АН СССР на проектирование промышленного агрегата.
Разработанные в лаборатории № 3 проекты физических и технических реакторов с тяжелой водой основываются на теории реакторов, развитой теоретическим отделом Лаборатории №3 (Померанчук, Галанин, Берестецкий). Теплотехнические вопросы разработаны Петровым. При создании теории авторы находились в трудном положении, так как до сих пор мы не располагаем тем полным набором сведений о применяемых веществах, которые (сведения) необходимы для последовательного развития строгой теории. В частности, мы до сих пор не располагаем точными сведениями о расположении и свойствах всех резонансных уровней поглощения урана 238, о пороге деления урана 238 и спектре первичных нейтронов деления, о неупругом рассеянии нейтронов ураном.
(Как указано в справке А.И. Ахиезера и И.Я. Померанчука, приведенной в [107] на с. 547, Л.Д. Ландау являлся соавтором
нескольких отчетов по теории ядерных реакторов:
Л.Д. Ландау, И.Я. Померанчук "Теория замедления нейтронов в неводородных замедлителях" 1946 г. Отчет о работе находится в
Лаб. 2 и Лаб. №3.
Л.Д. Ландау, И.Я. Померанчук, А.Б. Мигдал "Теория решеток" 1946г. Отчет о работе находится в Лаб. 2 и Лаб. №3.
Л.Д. Ландау, И.Я. Померанчук, А.Д. Галанин "Большие блоки" 1947г. Отчет о работе находится в Лаб. 2 и Лаб. №3.)
Поэтому в ряде случаев величины, входящие в расчеты, не выражались в функциях ядерных констант, а были найдены из экспериментальных данных по реакторам. За отсутствием достаточного количества тяжелой воды лаборатория до сих пор не могла осуществить свои опыты; пользование экспериментальными данными других исследователей затрудняет объективную оценку точности данных. Расчет котлов на чистой тяжелой воде при различных диаметрах урановых стержней и различных расстояниях между ними требует теоретического определения величины \phi — вероятности захвата ураном нейтронов со скоростями, отвечающими резонансам или величины (1 - \phi) (вероятности тепловым нейтронам не быть захваченными ураном стержней).
При вычислении (1 — \phi) авторы пользуются формулой
— основной формулой теории блоков, которая была дана Гуревичем И.И. и Померанчуком И.Я. 2-3 года назад. В этой формуле \rho есть радиус уранового стержня, а \sigma площадь сечения тяжелой воды, приходящаяся на один стержень и, наконец,
В постоянная, которая может быть представлена как произведение двух множителей
а и
b, один из которых зависит от замедлителя, а второй зависит лишь от свойств урана. Формула справедлива начиная с такого радиуса стержня, при котором в середине резонансной линии имеет место полная "чернота" стержня, т.е. практически все нейтроны резонансной энергии, попадающие на стержень, поглощаются им. Это предположение при выбранных размерах стержней заведомо хорошо выполняется для главного резонансного уровня около 5 вольт, а также, вероятно, выполняется и для всех резонансов, лежащих ниже 200 вольт. Если бы наоборот, стержни слабо поглощали резонансные нейтроны, что может иметь место для высоких резонансов, то вместо \rho^{3/2} стояло бы \rho^{2} (величина, пропорциональная полной массе урана) и при пересчете от толстых стержней к тонким система оказывалась бы лучше (в отношении
, чем вычисленная.
Более существенно другое обстоятельство. Дело в том, что приведенная формула для \phi верна лишь при
(длины свободного пробега рассеяния в
D_{2}
0), что не выполняется на практике.
Существует, однако, другой предельный случай (тоже не реальный)
когда вычисления могут быть проведены. Авторы проделали расчет, используя строгую теорию альбедо (Halpern и др., Phys. Rev. 1938).
В этом предельном случае для цилиндрических стержней
Сопоставление этих двух решений для малых
и больших
показывает, что в промежутке между ними решение для реальных значений
не может заметно отличаться от вычисленного по первой формуле. По-видимому, нет основания для критики расчета в этой части.
Далее необходимо было определить постоянную
В; для этого была использована одна пара данных, дающих для известной системы 1) значение коэффициента размножения, т.е. произведение
в бесконечной системе и 2) величину, характеризующую пространственное распределение нейтронов — так называемый лапласиан
длина замедления, a
L — диффузионная длина медленных нейтронов, зависящая от поглощения урана.
Считая известным ..., можно из указанных двух величин найти значение
в отдельности
при этом, однако, остается неизвестным, каким образом экспериментально было получено используемое значение
.
При расчетах констант предполагалось, что в исходных опытах уран и тяжелая вода были абсолютно чистыми, тогда как при расчетах котла вводились поправки; с учетом чистоты тяжелой воды и урана, отвечающей нашим техническим условиям.
Авторами была предпринята также другая попытка удостовериться в правильности полученных значений: для этого Курчатов дал авторам одно значение \phi, измеренное в уран-графитовой решетке. Как было указано,
В = аb, где
а зависит от среды и может быть найдено как для тяжелой воды, так и для графита, тогда как
b — константа одного урана. Вычисления из данных, указанных выше и из данных Курчатова, привели к практически полному совпадению (точность 5 %), что до известной степени подтверждает правильность полученного авторами значения
В. Все же данных слишком мало для полной уверенности в правильности значения
В.
Кроме того, нужно отметить, что указанные выше опытные данные как по тяжелой воде, также по графиту относятся к стержням диаметром 20-30 мм и прямых экспериментальных доказательств правильности рас¬чета для тонких стержней до сих пор нет. Весьма желательно прямое определение \phi в системе
D_{2}O с тонкими стержнями.
Вторая теоретическая задача сводилась к определению в, т.е. к вопросу о поглощении нейтронов ураном, погруженным в тяжелую воду.
Как указывают авторы, если бы отношение сечения захвата к сечению рассеяния было мало, т.е. стержни были бы далеки от черных по отношению к тепловым нейтронам, то диффузионное уравнение, которое используется при расчете, было бы совершенно точным. Но это не так, поскольку сечение захвата того же порядка, что и сечение рассеяния, так что вблизи поверхности стержня возникает градиент концентрации нейтронов, а при таком градиенте применение диффузионного уравнения взамен интегрального дает ошибку.
Братья Файнберг в лаборатории №2 оценили эту ошибку для плоского и сферического случая в простейших предположениях о монохроматических нейтронах. Расхождение не превышает 10% в (1 - \Theta), т.е. не больше 1 % в величине \Theta.
В действительности, однако, уточнение расчета связано не только с большими математическими трудностями, но и с нерешенными физическими вопросами, так как вблизи стержня нейтроны распределены по энергии, притом не по максвелловскому закону, и в точную теорию войдет обмен энергии тепловых нейтронов с тяжелой водой. Поэтому более точный расчет, чем это сделали авторы, вряд ли возможен.
В дальнейшем желательно выяснить знак погрешности, возникающей при пользовании диффузионным уравнением, что, вероятно, можно сделать без больших затруднений.
Авторы не учитывают при вычислении коэффициента размножения деления урана-238 быстрыми первичными нейтронами. Хотя эффект этот, по-видимому, и не велик, но он заслуживает внимания, потому что при таком процессе не расходуется уран-235.
Подробно рассмотрена авторами роль оболочки котла. В этой части работы решетка уран — тяжелая вода рассматривается как однородная и описывается диффузионным уравнением с усредненными по общему объему константами. Вносимая при этом погрешность, по-видимому, весьма мала. Дальнейший расчет, строго говоря, требует рассмотрения нейтронов всех промежуточных энергий. Авторы, однако, пользуются упрощенным двухгрупповым методом, т.е. системой двух дифференциальных уравнений, описывающих замедление быстрых нейтронов до тепловых и диффузию тепловых нейтронов. В действительности, каждый быстрый нейтрон с вероятностью, равной единице, превращается в тепловой после определенного — довольно большого — числа столкновений с замедлителем. Упрощенное двухгрупповое рассмотрение соответствует предположе¬нию, будто быстрый нейтрон может превратиться в тепловой при каждом (одном) столкновении, однако соответственно с малой вероятностью. По-видимому, такое упрощение не вносит большой ошибки в том случае, когда длина диффузии нейтронов в оболочке достаточно велика в сравнении с длиной замедления, что имеет место в практическом случае. Все же желательно уточнение и определение погрешности метода.
Расчет для котлов с тяжелой водой и трубками, охлаждаемыми простой водой, также решается рассмотрением уравнения диффузии в четырех средах —
U, А1, Н_{2}0, D_{2}0.
При этом учитывается влияние
А1 и
Н_{2}О, связанное с поглощением тепловых нейтронов. Не учитывается дополнительное замедление резонансных нейтронов легкой водой, действующей сильнее, чем
D_{2}0. Учет этого обстоятельства несколько улучшил бы показатели котлов рассматриваемого типа по сравнению с расчетом.
В части теплотехнических расчетов лаборатория поставила перед собой задачу спроектировать реактор так, чтобы температура металла в середине стержней не превышала 450° С, а температура на поверхности не превышала 90 °С.
В случае, когда лимитирует внутренняя теплопроводность стержней (при толстых стержнях) производительность зависит от первого условия — от температуры металла в середине. В связи с этим желательно выяснить экспериментально (например, электропрогревом стержней) поведение металла при достижении в середине температуры выше 600° С. В случае тонких стержней лимитирует теплоотдача с поверхности и желательно повышение допустимой температуры поверхности.
В проекте температура поверхности выбрана так, чтобы теплоотдача происходила без кипения. При исследовании теплопередачи (о которой будет сказано ниже) нужно выяснить средний объем паровой фазы при режиме кипения на поверхности для того, чтобы судить о возможности (с точки зрения регулирования цепной ядерной реакции) усиления теплопередачи при кипении.
Однако и при данном задании теплотехнические расчеты явно недостаточны, недостоверны — отчасти потому, что недостает исходных данных.
В случае продольного обтекания данные различных исследователей расходятся в 1,5 раза. В случае поперечного обтекания данных по теплоотдаче жидкости нет; строгий теоретический расчет невозможен; применяемый пересчет с данных по газу ненадежен. Совершенно необходимы прямые опыты в условиях, близких к условиям в реакторе. Неясно, какова максимальная возможная скорость воды. Пределы, до которых можно повышать скорость и напор воды в варианте поперечного обтекания, зависят от прочности кожуха и перегородок; для их выяснения необходимо эскизное проектирование с расчетом наиболее выгодных конструкций большой прочности с малым количеством алюминия (применение рамных конструкций и т.п.). Неясно, будет ли кавитация лимитировать повышение скорости.
В поперечном варианте, вероятно, удастся форсировать теплообмен сильнее, чем это предполагают авторы, однако для этого потребуется постановка дополнительных опытов. Без дополнительных опытов и эскизного проектирования нельзя также с определенностью сказать, какой вариант (продольное или поперечное обтекание) является более выгодным.
При выборе толщины стержней авторы рассматривают возможную степень использования изотопа 235 ("глубина выработки") и суточную продукцию плутония на тонну тяжелой воды как более дефицитного продукта.
Глубина выработки для тонких стержней меньше, зато суточная продукция для тонких стержней больше.
К тому же увеличение скорости потока и теплоотдачи с поверхности, в случае толстых стержней (толще 20 мм), не увеличит суточную продукцию, а в случае тонких стержней заметно повысит продукцию.
По данным авторов при температуре в середине 460 -500°С, на поверхности 70-90°, скорости воды 6,5 м/сек стержни 20 мм дадут выработку 18% и продукцию 53 грамма/сутки (мощность 70 мегаватт). Стержни 10 мм дадут выработку 9 % и продукцию 200 грамм/ сутки (мощность ~ 200 мегаватт) с возможностью дальнейшей форсировки продукции. Лаборатория № 3 выбрала диаметр 20 мм. По нашему мнению вопрос о тонких стержнях должен быть тщательно проанализирован.
Отметим, что при выбранном диаметре извлечение плутония с соответствующим перерывом процесса происходит каждые 14 дней. При тонких стержнях придется извлекать еще чаще. Поэтому, с одной стороны, необходимо конструктивно проработать методику выгрузки, связанную с охлаждением стержней, греющихся радиоактивностью осколков. С другой стороны, снова встает вопрос возможности облегчения технических условий на плутоний, позволяющих делать извлечение реже, при условии последующей очистки плутония от изотопа.
Выводы:
1. За отсутствием достаточного количества тяжелой воды лаборатория не имела возможности произвести нужные опыты и вынуждена была ограничиться теоретической разработкой вопроса.
Проделана большая и ценная теоретическая работа, в результате которой получены правильные представления о зависимости ядерных характеристик дейтериевых котлов от параметров решетки (диаметр и шаг стержней).
2. При количественных расчетах пришлось сделать ряд упрощающих предположений, причем вносимая ими ошибка не может быть оценена, хотя, по-видимому, и невелика. Во всех случаях желательно выяснение знака ошибки от отдельных упрощений.
3. Численное значение константы в законе для \phi определено из очень ограниченного известного (чужого) экспериментального материала.
Желательно прямое экспериментальное определение \phi в системе
U—D_{2}O на малом числе блоков, например, определением \beta активности урана в кадмированных блоках при действии внешнего источника нейтронов.
4. Не учтено деление урана-238 первичными (быстрыми) нейтронами. Вопрос этот должен быть решен лабораторией №2.
5. Расчеты теплопередачи, особенно в условиях попе-речного потока, ненадежны и принципиально не могут быть уточнены теоретически. Необходимо спешно поставить соответствующие опыты, а также опыты и расчеты, выясняющие возможность форсирования потока, что может увеличить суточную продукцию плутония на тонких стержнях.
Необходимо исследовать поведение урана при температуре в центре выше принятой, теплоотдачу и плотность воды при кипении на поверхности.
6. Необходимо еще раз подробно рассмотреть вопрос о выборе диаметра стержней в проекте, поскольку тонкие стержни (тоньше 20 мм) при меньшей глубине выработки позволяют, по крайней мере, принципиально повысить суточную продукцию.
7. При форсировании процесса заметно увеличивается роль простоев, связанных с выгрузкой урана и извлечением плутония. Поэтому для котлов с тяжелой водой можно особенно сильно увеличить продукцию, если пойти на большее содержание элемента 240 с последующей электромагнитной очисткой».
К этому заключению имеется следующее "Дополнение к экспертному заключению о проекте котла с тяжелой водой Лаборатории №3 АН СССР".
Комиссия предлагает дополнительно включить в выводы:
1) Добавить к п. 3 после слов «экспериментального материала» — «Однако проверка значения константы из экспоненциальных опытов А-9 — графитового блока является сильным подтверждением правильности найденного выше значения.
2) В п. 5 последнее предложение начать вместо слова "необходимо" "Желательно для дальнейшей форсировки".
3) Прибавить к выводам еще 2 пункта:
8. Упомянутые в п.п. 1, 2, 3 и 4 расчеты считать достаточными для проектирования, т.к. неточности расчета невелики и, по-видимому, будут перекрыты возможностями регулировки. Необходимые уточнения удастся ввести в проект после опытов с Ф.к.
4) Вопрос о выборе наивыгоднейшего размера стержней определяется решением вопроса о выгрузке и конструировании его оформления.
Подпись Н. Семенов».
Примечание автора: Указанное дополнение было направлено в НТС ПГУ Б.С. Позднякову с исх. № 768оп от 29.12.47 г.; находится в протоколе № 115 НТС. Ф.к. — физический котел.
При ознакомлении с этим заключением достаточно четко видно влияние Ландау на его содержание, в первую очередь, благодаря тем тонкостям физики и теплотехники тяжеловодных реакторов, которые отмечены в тексте. Нельзя исключать и того, что текст готовил кто-либо из сотрудников Лаборатории №3, например, И.Я. Померанчук, а, кроме того, сам Ландау мог обсуждать его с А.И. Алихановым. Но это только вероятное предположение, прямых доказательств не имеется.
Рассмотрев указанное заключение НТС на своем заседании 5.04.1948 г., принял следующее решение [39]:
«В соответствии с поручением Научно-Техническо-го Совета (протокол № 89) комиссия в составе т. Семенова Н.Н., Курчатова И.В., Ландау Л.Д., Зельдовича Я.Б. произвела экспертизу теоретических расчетов, выполненных в Лаборатории №3 и положенных в основу проектного задания промышленного агрегата с про¬дуктом 180 (заключение комиссии прилагается).
По заключению комиссии т. Семенова Н.Н. теоретические расчеты Лаборатории №3 АН СССР на проектирование промышленного агрегата достаточно точны и больших погрешностей не имеют.
Принятые в расчетах допущения не существенны и могут быть перекрыты за счет системы регулирования агрегата.
Комиссия считает необходимым произвести на опытном агрегате дополнительно ряд экспериментальных работ по уточнению теплотехнических расчетов, т.к. экспериментальных данных по этим вопросам недостаточно и расчеты в этой части недостаточно надежны.
Заслушав сообщение т. Семенова Н.Н., Научно-Технический Совет постановил:
1. Принять к сведению заключение комиссии т. Семенова Н.Н. и поручить т. Алиханову А.И., учесть замечания экспертной комиссии в процессе разработки проекта промышленного агрегата.
2. Поручить т. Алиханову А.И. учесть в программе экспериментальных работ на опытном агрегате замечания и выводы экспертной комиссии в части экспериментов, необходимых для проектирования промышленного агрегата, а также в соответствии с планом работ Лаборатории №3 ускорить проведение экспериментов по определению \phi [...]».
В начале 1947 г. Ландау приступил к работам по изучению процессов, происходящих при взрыве АБ и определению КПД, и уже не мог уделять время для теории ядерных реакторов.
Текст свернут. нажмите + чтобы посмотреть
Эти работы проводятся при наличии специфических трудностей, важнейшими из которых являются:
Ответить с цитированием