Атомная энергия для военных целей - [42]

ПРОЕКТИРОВАНИЕ УСТАНОВКИ

ХАРАКТЕРИСТИКА ПРОБЛЕМЫ В ЦЕЛОМ

7.18. В главе II мы пытались дать общую характеристику проекта по урану, как он представлялся летом 1940 г. Теперь мы хотим дать точное определение задачи проектирования промышленной установки для производства плутония. Принятием решения об объеме производства, типе установки и месте ее расположения проект в общем был определен. Задача состояла в конструировании охлаждаемого водой котла с графитовым замедлителем (или нескольких таких котлов) в сочетании с химической разделительной установкой для производства установленного, относительно большого количества плутония, причем установка должна была быть построена в Хэнфорде на реке Колумбии. Незачем говорить, что скорость строительства и эффективность эксплоатации были при этом главными соображениями.

ТИП РЕШЕТКИ

7.19. Решетки, описанные нами ранее, состояли из блоков урана, расположенных в графитовом замедлителе. При применении этих решеток в производственных установках, возникают следующие затруднения: во-первых, трудно удалять уран без разборки котла, во-вторых, трудно осуществлять охлаждение блоков урана, которые являются центрами выделения тепла. Оба эти затруднения можно устранить, применив вместо точечной решетки стержневую, и концентрировать, следовательно, уран вдоль линий, проходящих через замедлитель, а не распределять его в отдельных точках. Совершенно ясно, что стержневое расположение удовлетворительно с механической и инженерной точек зрения, но можно было сомневаться в том, что и для стержневой решетки коэффициент размножения будет все еще больше единицы. Эта проблема встала перед физиками-теоретиками и экспериментаторами. Физики-теоретики должны были определить путем расчета оптимальный диаметр урановых стержней и расстояния между ними, а экспериментаторы — провести экспоненциальные эксперименты с решетками такого типа для проверки выводов теоретической группы.

РАЗГРУЗКА И ЗАГРУЗКА

7.20. Как только была принята решетка с цилиндрической симметрией, стало очевидно, что можно, не разбирая котла, разгружать и загружать уран, вынимая его из цилиндрических каналов в графитовом замедлителе и вкладывая туда последующие партии металла. Выбор нужно было сделать между длинными урановыми стержнями, представляющими преимущества с точки зрения физики ядра и относительно короткими цилиндрическими столбиками, удобными в обращении. В обоих случаях материал обладал столь высокой радиоактивностью, что как разгрузка, так и все операции с выгруженным ураном должны были производиться при помощи управления на расстоянии из-за защитного укрытия.

ВОЗМОЖНЫЕ МАТЕРИАЛЫ

КОРРОЗИЯ

7.21. Если в качестве охладителя применяется вода, то она должна быть направлена в те области, где выделяется тепло, по особым каналам. Так как графитовые трубы непрактичны, то должны применяться трубы из других материалов. Ядерная физика ограничивает выбор материала для труб и других устройств котла. Трубы должны быть сделаны из такого материала, у которого поперечное сечение поглощения нейтронов не настолько велико, чтобы сделать k меньшим единицы. Материал труб не должен, кроме того, разрушаться под действием большой плотности нейтронного и γ-излучений, имеющих место в котле. Наконец, труба должны удовлетворять всем обычным требованиям, предъявляемым к трубам охладительных систем: они должны не давать утечек, не корродировать и не коробиться.

7.22. С точки зрения ядерной физики для этой цели можно применять семь элементов (Pb, Bi, Be, Al, Мg, Zn, Sn), ни один из которых не обладает большим поперечным сечением поглощения нейтронов. Бериллиевые трубки получить невозможно, а из всех других металлов только алюминий можно считать пригодным с точки зрения коррозии. Однако, не было никакой уверенности, что алюминиевые трубы будут удовлетворительны, и сомнения относительно их коррозии оставались до тех пор, пока котел не был испытан в работе.

7.23. Помимо выбора материала для труб, нужно было также выбрать другие материалы, употребляемые в котле, с учетом критериев ядерной физики и требований устойчивости по отношению к радиоактивному излучению. Электроизоляционные материалы, употребляемые в приборах, помещаемых в котел, не должны разрушаться под действием радиоактивного излучения. Естественно предположить, что когда приходится контрольную или экспериментальную пробу помещать в котел или удалять из него, то в результате пребывания этой пробы в котле она приобретает сильную радиоактивность, величина которой зависит от применяемого материала.

7.24. Наконец, не было известно, какое воздействие имеют поля излучений на графит и уран в котле. Позднее было обнаружено, что электрическое сопротивление, упругость и теплопроводность графита изменяются от интенсивного облучения нейтронами.

ЗАЩИТА УРАНА ОТ КОРРОЗИИ

7.25. Наиболее эффективным способом охлаждения было бы непосредственное соприкосновение потока воды с ураном, в котором выделяется тепло. Однако, этот способ исключен: уран химически реагирует с водой, что приводит к отравлению воды радиоактивным веществом и к разрушению блоков урана. Необходимо было, поэтому, найти метод защиты урана от непосредственного соприкосновения с водой. Были изучены две возможности: одна — покрытие (электролизом или погружением), другая — заключение урановых блоков в герметический защитный кожух. Как ни странно, эта «проблема оболочки» оказалась одной из самых трудных проблем, возникших при конструировании котла.