Sample records for chekpojnt-kontrolya dvunitevymi razryvami
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Shimorda, J; Mozhishek, M; Klimanek, L; Staroba, J [Nauchno-Issledovatel' skij Institut Tekhnologii Reziny i Plastmass (NIITRP), Gorod Gotval' dov, Chekhoslovatskaya Sotsialisticheskaya Respublika (Czech Republic)
1962-01-15
A method is described for using beta-emitters (Tl{sup 204} and S{sup 35}) for measuring the wearing qualities of motor-vehicle tyres, checking the homogeneity of tyre rubber, and non-contact thickness-gauging of rubberized fabrics. (author) [French] Le memoire expose une methode permettant d'employer des emetteurs beta ({sup 204}Tl et {sup 35}S) pour la mesure de la resistance des pneumatiques d'automobiles, le controle de l'uniformite du caoutchouc des pneus et la mesure sans contact de l'epaisseur des tissus caoutchoutes. (author) [Spanish] Los autores describen un metodo de utilizacion de emisores {beta} ({sup 204}Tl y {sup 35}S) para la medicion de la resistencia al desgaste de los neumaticos de automovil para la verificacion de la homogeneidad del caucho destinado a la fabricacion de neumaticos y para la medicion a distancia del espesor de las telas cauchutadas. (author) [Russian] Opisana metodika ispol'zovaniya beta-izluchatelej (Tl{sup 204} i S{sup 35}) dlya izmereniya velichiny iznosostojkosti avtomobil'nykh shin, dlya kontrolya gomogennosti shinnykh rezin i dlya beskontaktnogo izmereniya tolshchiny obrezinennykh tkanej. (author)
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Gudkov, K A; Chepurnov, A S; Shumakov, A V [NNIYaF MGU, Moskva (Russian Federation)
1996-12-31
Paper considers the main trends of development of automated control and monitoring systems of accelerator components. Application of communication ring structures will enable to design highly efficient object-oriented systems of automation of research and process components. 5 refs.
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Sukhoruchkin, A K; Kazakov, S V; Marchenko, V I [Nauchno-Proizvodstvennoe Ob` ` edinenie Pripyat` , Chernobyl (Ukraine)
1994-12-31
Space-time inequality of air contamination and rare high-active fuel aerosol causes different exposure of personnel. An increased content of {sup 137} Cs in the organism of people working in the 30 km zone restricts the possibility to detect incorporated transuranium nuclides by means of a whole-body radiation spectrometer.
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Alekseev, F A; Gol' bek, G R; Sojfer, V N; Vasil' eva, N A; Majdebor, V N; Sokolovskij, Eh V; Shan' gin, N N
1962-01-15
osnov- nogo kontura zakachivaemoj vody po otnositel'no odnorodnoj chasti plasta so skorost'yu 2 m/sutki. Poslednee sootvetstvuet teoreticheski vychislennym znacheniyam skorostej dvizheniya (1,9/2,2 m/sutki), v predpolozhenii odnorodnosti plasta. Vozmozhna kolichestvennaya otsenka raskhoda zhidkosti pri dvizheniyakh pervogo i vtorogo tipa. Razrabotan metod kontrolya soobshchaemosti mezhdu otdel'nymi proplastkami produktivnoj tolshchi neftyanogo plasta s pomoshch'yu tritievoj vody. Predlagaetsya novyj metod kontrolya razrabotki neftyanykh mestorozhdenij s zakonturnym i vnutrikonturnym zavodneniem s pomoshch'yu prirodnogo tritiya, soderzhashchegosya v zakachivaemykh v plast poverkhnostnykh vodakh. Metod pozvolyaet izuchat' medlennoe dvizhenie kontura v techenie prodolzhitel'nogo vremeni (poryadka 10 let) na krupnykh neftyanykh mestorozhdeniyakh s redkoj setkoj skvazhin. Po dole raspavshegosya tritiya v plastovoj vode ehkspluatatsionnykh skvazhin mogut byt' opredeleny vremena i skorosti dvizheniya vodnogo kontura s tochnost'yu {+-} 1 god. Trebuetsya minimal'nyj ob{sup e}m analiticheskoj raboty (ne bolee 300/500 analizov v god na grupnom mestorozhdenii) dlya kontrolya za dvizheniem kontura. Razrabotana vysokochuvstvitel'naya apparatura dlya izmereniya tritiya v poverkhnostnykh vodakh s ispol'zovaniem standartnykh schetchikov vnutrennego zapolneniya, dostupnaya dlya bol'shinstva promyslovykh organizatsij. (author)
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Znyshev, V V
1990-01-01
Ideology of an approach to solving the problem of functional NPP diagnostics according to data on the dynamics of the plant monitored mode parameter dynamics, is presented. Difficulties in solving caused by NPP specific features as a diagnostics object are considered. Practical reasons simplifying the problem are expressed.
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Prudnikov, I B
1991-04-01
Consideration is given to the first experience in using direct magnification roentgenography for diagnosis of navicular bone fracture and for evaluation of dynamics of reparative processes in carpal bones. Roentgenograms were made by portable X-ray apparatus REIS-D with 9-fold direct magnification. The use of the given type of roentgenography demonstrated its ample scope for both diagnosis of navicular bone fractures and for evaluation of the process of their adhesion.
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Cerrolaza, J. A.; Lago, A.; Montojo, Rosa M. [Junta de Energia Nuclear, Madrid (Spain)
1966-02-15
In fabricating components for use in reactors, two basic factors are of decisive importance, namely the need for very high quality, which allows of only a very small percentage of defective parts, and the very high cost of each of the components. Because of these two considerations, control during fabrication has to follow an operating curve with a very high power and, provided that this condition is fulfilled, the number of pares destroyed in each inspection has to be kept to a minimum. The usual methods, which are based on the determination of the error of first kind, cannot be used because they are generally not effective enough. Cave has developed a method in which the size of the samples and the limits of control are established as a function of the errors of first and second kind. This method, although applicable, is not really practicable for the inspection of reactor components since the samples required are too large. The present paper presents a method which is similar to that of Cave but which relies on double sampling and thus considerably reduces the average size of the sample. (author) [French] La fabrication des elements constitutifs des reacteurs nucleaires presente deux caracteristiques essentielles, qui la conditionnent: la qualite superieure exigee reduit fortement le pourcentage des pieces defectueuses que l'on peut admettre et le prix de revient de chaque element est tres eleve. Etant donne ces deux conditions, les controles en cours de fabrication doivent se multiplier a mesure que l'on avance dans la chaftie des operations; d'autre part, il faut que le nombre des pieces detruites lors de chaque inspection soit aussi reduit que possible, tout en respectant la premiere condition. Les methodes habituelles de controle qui visent essentiellement a limiter le risque inherent a la premiere condition ne sauraient etre appliquees car, d'une maniere generale, elles ne sont pas suffisamment efficaces. Cave a mis au point une methode dans laquelle la taille des echantillons et le degre de controle sont determines en fonction des risques inherents a la premiere et a la deuxieme condition. Bien que cette methode soit applicable, elle est fort peu pratique quand il s'agit de controler des pieces de reacteurs, car les echantillons qu'elle exige sont de dimensions excessives. Le memoire expose une methode analogue a celle de Cave mais qui consiste a etablir un double echantillonnage dans lequel la taille moyenne de l'echantillon est beaucoup plus reduite. (author) [Spanish] La fabricacion de componentes que han de ser empleados en reactores nucleares presenta dos caracteristicas fundamentales que condicionan el proceso: la exigencia de una calidad muy elevada que limita a valores muy bajos el porcentaje de piezas defectuosas admisibles, y el coste muy alto de cada uno de los componentes. Estas dos condiciones obligan a que el control durante la fabricacion posea una curva de operacion con potencia muy elevada, y, por otra parte, a que el numero de piezas destruidas en cada inspeccion sea un pequeno como se pueda, siempre que se cumpla la condicion anterior. Los metodos usuales de control, basados en fijar el riesgo de primera especie, no son aplicables, ya que en general su eficacia no es suficiente. Cave ha desarrollado un metodo en que, tanto el tamano de las muestras como los limites de control, se fijan en funcion de los riesgos de primera y segunda especie. Este metodo, si bien es aplicable, resulta poco practico en el control de componentes para reactores, ya que se necesitan muestras de un tamano excesivamente grande. En el presente trabajo se desarrolla un metodo semejante al de Cave, pero en el que se establece un muestreo doble, con lo que el tamano medio de la muestra es mucho mas reducido. (author) [Russian] Pri izgotovlenii komponentov dlja ispol'zovanija v reaktorah reshajushhee znachenie imejut dva osnovnyh faktora, a imenno: neobhodimost' obespechit' ochen' vysokoe kachestvo, dopuskajushhee lish' ochen' malyj procent defektnyh detalej, i ochen' vysokaja stoimost' kazhdogo iz komponentov. Po jetim soobrazhenijam v hode izgotovlenija neobhodimo tshhatel'no priderzhivat'sja krivoj proizvodstvennyh operacij, i pri sobljudenii jetogo uslovija chislo detalej, razrushaemyh pri kazhdoj proverke, dolzhno byt' minimal'nym. Obychnye metody, osnovannye na opredelenii oshibki pervogo roda, ne mogut byt' ispol'zovany, tak kak oni voobshhe nedostatochno jeffektivny. Kave razrabotal metod, pri kotorom razmer obrazcov i predely kontrolja javljajutsja funkciej oshibok pervogo i vtorogo roda. Jetot metod, hotja on i primenim, nevozmozhno ispol'zovat' dlja proverki komponentov reaktora, poskol'ku pri jetom nuzhny slishkom bol'shie obrazcy. Daetsja opisanie metoda, analogichnogo metodu Kave, no osnovannogo na ispol'zovanii dvuh obrazcov, blagodarja chemu znachitel'no umen'shaetsja srednij razmer obrazca. (author)
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Destribats, Marie-Therese; Allain, C.; Prot, A.; Thome, P. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)
1965-09-15
Studies of various reactor types undertaken by the Commissariat a l'energie atomique have led to the use and-development of many non-destructive methods of testing the various materials employed in their construction, and especially methods involving the use of X- and {gamma}-rays, ultrasonic waves and eddy currents. A summary is given below of the tests carried out during the construction of EDF (graphite gas) and EL 4 (heavy water) reactor types and of co-laminated elements. Emphasis is laid on certain typical aspects of these various methods, some of which are well known. EDF type: ultrasonic measurement of the wall thicknesses of uranium or uranium alloy tubes; gamma- radiographic detection of voids in the tubes; ultrasonic inspection following heat treatment of the tubes ultrasonic flaw detection (inclusions, pipes) in billets and rough casts for MgZr cladding; leak-tightness testing of slugs by helium eliquation. EL4 type: ultrasonic and eddy-current measurements of the wall thicknesses of Zircaloy pressure and guide tubes; ultrasonic inspection of Zircaloy pressure tubes and stainless-steel cladding tubes; in vacuo radiography of Be claddings; leak-tightness testing of pencils by helium eliquation. Co-laminated elements; cladding thickness measurements by pulsed eddy currents; determination of core position in tubes and plates, using X-rays, gamma counting and pulsed eddy currents; checking of fuel homogeneity by gamma counting; ultrasonic and gamma-radiographic flaw detection in ZrU billets; detection of unbonded areas in plates, using ultrasonic waves, pulsed eddy currents and resistivity measurements. The methods have been developed for industrial use. Several of the inspections already constitute routine manufacturing procedures, others will be introduced shortly and a further number are likely to come into use at a later date. (author) [French] Les etudes de divers types de reacteurs entreprises par le CEA ont conduit a utiliser et a mettre au point de nombreuses methodes de controle non destructif pour les differents materiaux entrant dans leur realisation, en particulier: radiographie et gammagraphie, methodes ultrasonores et courants de Foucault. Le memoire decrit les controles effectues au cours de la fabrication des reacteurs des filieres EDF (graphite- gaz) et EL4 (eau lourde) et des elements colamines. Les auteurs insistent sur quelques points caracteristiques de ces diverses methodes, dont certaines sont bien connues. Filiere EDF: mesure des epaisseurs des parois des tubes en uranium ou uranium allie, par ultrasons; recherche des cavites de ces tubes, par gammagraphie; controle des traitements thermiques de ces tubes, par ultrasons; recherche des defauts (inclusions, criques), par ultrasons dans les billettes et ebauches des gaines en MgZr; controle de l'etancheite des cartouches, par ressuage d'helium. Filiere EL 4: mesure des epaisseurs des parois des tubes de force, et de guidage en Zircaloy, par ultrasons et courants de Foucault; examen des tubes de force en Zircaloy et tube de gaine en acier inoxydable par ultrasons; radiographie sous vide des gaines en Be; controle d'etancheite des crayons, par ressuage d'helium. Elements colamines : mesure de l'epaisseur des gaines, par courants de Foucault puises; recherche de la position de l'ame sur tubes et plaques, par radiographie, comptage gamma et courants de Foucault puises; controle de l'homogeneite.du combustible, par comptage gamma; detection des defauts dans les billettes en ZrU, par ultrasons et gammagraphie; recherche des zones decollees des plaques, par ultrasons, courants de Foucault puises et mesure de resistivite. Ces mises au point ont ete faites en vue de leur utilisation industrielle. Plusieurs de ces controles sont effectues couramment en cours de fabrication, d'autres le seront prochainement et certains sont susceptibles de l'etre a plus longue echeance. (author) [Spanish] Los estudios del Commissariat a l'Energie Atomique sobre diversos tipos de reactores indujeron a utilizar y a perfeccionar numersos metodos no destructivos destinados a inspeccionar los distintos materiales que intervienen en la construccion de esos reactores; en particular radiografia y gamma- grafia, metodos ultrasonicos y empleo de corrientes de Foucault.. A continuacion se enumeran las operaciones de control llevadas a cabo durante la construccion de reactores pertenecientes a las familias EdF (grafito-gas) y EL 4 (agua pesada), y de elementos colaminados; se hace hincapie en ciertos aspectos caracteristicos de estos metodos, algunos de los cuales son ya bien conocidos. Familia EdF: metodos ultrasonicos para medir el espesor de las paredes de tubos de uranio o aleacion de uranio ; localizacion de las cavidades en esos tubos por gammagraffa; empleo de medios ultrasonicos para control de los tratamientos termicos a que se someten los tubos; empleo de procedimientos ultrasonicos para buscar fallas (inclusiones, grietas) en las palanquillas y barras con que se elaboran las vainas de Mg-Zr; control de la estanqueidad de los elementos mediante exudacion de helio. EL4: uso de metodos ultrasonicos y corrientes de Foucault para medir espesores de pared en tubos de Zircaloy, sean de fuerza o de guia; empleo de metodos ultrasonicos para inspeccionar tubos de fuerza de Zircaloy y vainas de acero inoxidable; radiografia al vacio de vainas de Be; control de la estanqueidad de barras huecas mediante exudacion de helio. Elementos colimados: medida del espesor de vainas mediante el empleo de corrientes de Foucault pulsadas; verificacion de la posicion del alma en tubos y placas mediante radiografia, recuento gamma y aplicacion de corrientes de Foucault pulsadas; control de la homogeneidad del combustible por recuento gamma; deteccion de defectos en barras de Zr-U mediante procedimientos ultrasonicos y gammagraficos; determinacion de las zonas despegadas en placas, empleando metodos ultrasonicos, corrientes de Foucault pulsadas y medicion de resistividad. Estos metodos se han desarrollado con miras a su utilizacion industrial. Algunos de ellos se aplican ya corrientemente durante la fabricacion; otros se utilizaran proximamente y el resto es susceptible de aplicacion a mas largo plazo. (author) [Russian] Nachatoe v KAJe izuchenie razlichnyh tipov reaktorov privelo k ispol'zovaniju i razrabotke mnogih metodov nedestruktivnogo kontrolja razlichnyh materialov, v chastnosti radiografii, gammagrafii, ul'trazvukovyh voln i metoda tokov Fuko. Nizhe govoritsja o kontrole v processe stroitel'stva reaktorov sistemy EDF (grafit- gaz), EL4 (tjazhelaja voda) i izgotovlenija sovmestno prokatannyh jelementov. Vydeleny nekotorye harakternee momenty jetih razlichnyh metodov, chast' kotoryh horosho izvestna. Sistema EDF: izmerenie tolshhiny stenok trub iz urana ili iz uranovogo splava ul'trazvukom; vyjavlenie polostej v jetih trubkah s pomosh'ju gammagrafii; kontrol' za termicheskoj obrabotkoj ul'trazvukom jetih trub; izuchenie defektov (vkraplenija, treshhiny) ul'trazvukom v slitkah i zagotovkah obolochek iz MgZr; kontrol' za germetichnost'ju toplivnyh jelementov s pomoshh'ju gelija. Sistema EL 4: izmerenie tolshiny stenok silovyh trub i napravljajushhih trub iz cirkal- loja s pomoshh'ju ul'trazvuka i tokov Fuko; proverka s pomoshh'ju ul'trazvuka trub iz cirkal- loja, rasschitannyh na davlenie, i trubchatogo pokrytija iz nerzhavejushhej stali; vakuumnaja radiografija obolochek iz Be; kontrol' germetichnosti sterzhnej s pomoshh'ju gelija. Sovmestno prokatannye jelementy: izmerenie tolshhiny pokrytija pul'sirujushhimi tokami Fuko; vyjavlenie polozhenija serdechnika po otnosheniju k trubam i plastinkam s pomoshh'ju radiografii, scheta gamma-chastic i pul'sirujushhih tokov Fuko; kontrol' za gomogennost'ju topliva metodom scheta gamma-chastic; obnaruzhenie treshhin v slitkah iz ZrU s pomoshh'ju ul'trazvuka i gammagrafii; vyjavlenie otsloennyh uchastkov plastinok s pomoshh'ju ul'trazvuka, pul'sirujushhih tokov Fuko, a takzhe izmerenie udel'nogo soprotivlenija. Jeti razrabotki byli predprinjaty s uchetom ih promyshlennogo primenenija. Nekotorye iz jetih metodov kontrolja primenjajutsja v processe proizvodstva, drugie najdut svoe primenenie v blizhajshem budushhem, a rjad metodov verojatno vojdet v praktiku pozdnee. (author)
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Radislav, Filipp [Zavody Im.V.I. Lenina, Pl' zen, Czechoslovakia (Czech Republic)
1965-09-15
The paper briefly describes the reactor vessel of the first Czechoslovak nuclear power station. In order to meet the stringent design and structural requirements involved in fabricating the reactor vessel, which consists of low-alloy, non-aging steel of considerable thickness (650 mm), it was necessary to devise a ''control'' method for non-destructive testing of the basic material and welded joints. The ultrasonic pulse method, using one probe, is used extensively in testing the quality of the basic material and welded joints. The paper describes the methods used for carrying out tests and interpreting the results during the investigation of the basic material, and the methods for testing the quality of molten-slag arcless electric welds, carbon-dioxide welds, and manual arc welds. An automatic flaw-detection apparatus made in Czechoslovakia is used to test flat forgings and rolled products. The apparatus consists of two parts: a travelling mechanism and a UID-A2 ultrasonic flaw-detector made in Czechoslovakia. The apparatus incorporates a number of new features. The effect of distance on the height of the defect signal pulse is compensated and the height remains constant. The effect of irregularity of the acoustic link is also compensated since the data-unit conveys pulses to the remote recording device. An attenuator is used to determine the size of the flaw. An automatic apparatus is now being developed for testing on a vertical cylindrical surface. Assembly welds on circumferences must be tested at a high temperature. In the V.I. Lenin Plant at Pilsen a special data-unit has been developed for this purpose which makes it possible to carry out tests at elevated temperatures with a high degree of accuracy. Non-destructive tests of welded structures are also carried out using radiography. The testing of thin longitudinal seam welds and their roots at a high temperature is carried out with an X-ray unit with circular radiation characteristics, using special cassettes. In radiographing thick welds, betatrons of Czechoslovak manufacture are used. The paper describes the methods used for testing and the results obtained and compares the Czechoslovak 15-MeV betatron with the Siemens' betatron. (author) [French] Le memoire donne une description succincte de la cuve du reacteur de la premiere centrale nucleaire de Tchecoslovaquie. En raison des specifications rigoureuses auxquelles doivent repondre les methodes de construction et d'assemblage de la cuve du reacteur, en acier inoxydable faiblement allie de grande epaisseur (650 mm), il a fallu elaborer une methode de controle non destructif du materiau de base et des soudures, fondes sur l'emploi de ' temoins ' . Pour controler la qualite du materiau de base et des sourdures, on utilise essentiellement des ultrasons puises et une sonde. Le memoire decrit les methodes d'essais et l'evaluation des donnees au cours de l'examen du materiau de base, ainsi que le procede qui permet de verifier la qualite des soudures electriques a scorie, des soudures en atmosphere de gaz carbonique et des soudures a l'arc faites a la main. Le controle des plaques forgees et laminees se fait au moyen d'un dispositif automatique de defectoscopie qui a ete mis au point en Tchecoslovaquie. Ce dispositif se compose de deux parties: un mecanisme mobile et un detecteur a ultrasons du type U1D-A2, de fabrication tchecoslovaque. Il comprend plusieurs elements inedits. On a compense l'effet de la distance sur l'ampleur du signal declenche par un defaut de maniere que cette ampleur reste constante. On a compense aussi l'effet du aux irregularites de la liaison acoustique, les impulsions etant communiquees a un dispositif d'enregistrement a distance. L'importance du defaut est evalue a l'aide d'unattenuateur. On metau point un dispositif automatique pour controler une surface cylindrique verticale. Les soudures d'assemblage circulaire doivent etre verifiees a une temperature elevee. Dans les usines V. I. Lenine de Pilsen, on a elabore a cet effet un instrument special grace auquel on peut faire des controles a haute temperature avec une grande precision. Le controle non destructif des pieces soudees peut se faire egalement par radioscopie. La verification de petites epaisseurs et celle, a haute temperature, de la base d'une soudure longitudinale sont realisees a l'aide des rayons X provenant d'un appareil a emanation circulaire, et de cassettes speciales. Pour la radioscopie des pieces soudees de grande epaisseur, on a recours a un betratron de fabrication tchecoslovaque. L'auteur decrit les methodes d'essai, indique les resultats obtenus et fait une etude comparative entre le betatron tchecoslovaque de 15 MeV et celui de Siemens. (author) [Spanish] En la memoria se describe brevemente el cuerpo del reactor de la primera central nuclear de Checoslovaquia. Las rigurosas normas seguidas en su construccion (acero inoxidable de baja aleacion, de 650 mm de espesor) exigieron elaborar un metodo de 'testigos'para proceder al control no destructivo del material basico y de las soldaduras. Para el control de calidad del material basico y de las soldaduras se recurrio en gran medida al metodo de impulsos ultrasonicos, utilizando una sonda. En la memoria se describe la tecnica empleada y se evaluan los datos obtenidos; tambien se expone el metodo de control de calidad de las piezas soldadas electricamente con formacion de escorias y de las soldadas en atmosfera de anhidrido carbonico, asf como las soldadas a mano mediante arco electrico. La integridad de las placas forjadas o laminadas se controla automaticamente en una instalacion de defectoscopia de fabricacion checoslovaca, qoe consta de dos partes: un mecanismo movil y un defectoscopio de ultrasonidos U1D-A2. La instalacion se distingue por poseer varios elementos nuevos. La influencia ejercida por la distancia sobre la amplitud de la sen al originada por el defecto se compensa de manera que la altura de la senal permanece constante. Igualmente, se compensa el efecto de la irregularidad del acoplamiento acustico; el dispositivo envia impulsos al dispositivo del registro a distancia. Las dimensiones del defecto se determinan con ayuda de un atenuador. En la actualidad, se esta montando una instalacion automatica que permitira proceder al control de la superficie de un cilindro vertical. En el caso de las soldaduras, es necesario efectuar el control en la parte exterior a temperatura elevada. Con esa finalidad, en la fabrica 'V.I. Lenin' d e Pilsen se ha construido un dispositivo especial que permite procecer a controles de gran exactitud a altas temperaturas. El control no destructivo de los elementos soldados se efectua igualmente por rayos X. La medicion de pequenosi espesores y del metal base de una soldadura se hace mediante rayos X caracteristicos, utilizando chasis especiales. En la radioscopia de piezas soldadas de gran espesor se recurre a un betatron de procedencia checoslovaca. En la memoria se describe la tecnica de los ensayos, los resultados obtenidos y se comparan las caracteristicas del mencionado betatron de 15 MeV con otro construido por la firma Siemens. (author) [Russian] Daetsja kratkoe opisanie korpusa reaktora pervoj chehoslovackoj atomnoj jelektrostancii. Vysokie tre- bovanija k konstrukcii i tehnologii izgotovlenija korpusa reaktora, vypolnennogo iz nizko- legirovannoj nestarejushhej stali (tolshhina stenok 650 mm), priveli k neobhodimosti razra- botki metoda 'svidetelej' dlja kontrolja prochnosti konstrukcii bez razrushenija osnovnogo materiala i svarnyh soedinenij. Dlja kontrolja kachestva osnovnogo materiala i svarnyh soedinenij v bol'shoj mere is- pol'zuetsja ul'trazvukovoj impul'snyj metod s primeneniem odnogo zonda. Daetsja opisanie metodiki ispytanij i ocenki pokazanij vo vremja issledovanija osnovnogo materiala, a takzhe metodiki ispytanija kachestva jelektroshlakovyh svarnyh soedinenij, svarnyh soedinenij, provedennyh v atmosfere uglekislogo gaza , i ruchnyh dugovyh soedinenij. Kontrol' cel'nosti ploskih pakovok i prokata poizvodits ja avtomaticheskoj defekto- skopicheskoj ustanovkoj, razrabotannoj v ChSSR. Ustanovka sostoit iz podvizhnogo meha- nizma i ul'trazvukovogo defektoskopa UID-A2, razrabotannogo v ChSSR. Ustanovka otli- chaetsja rjadom novyh jelementov. Vlijanie rasstojanija na vysotu vspleska signala defekta kompensirovano, i vysota ostaetsja postojannoj. Takzhe kompensirovano vlijanie neravno- mernosti akusticheskoj svjazi, prichem datchik dzet impul'sy na distancionnoe registriruju- shhee ustrojstvo. Razmer defekta ocenivaetsja pri pomoshhi atenuatora. V nastojashhee vremja razrabatyvaetsja avtomaticheskoe ustrojstvo , pozvoljajushhee kontrolirovat' vertikal'nye cilindricheskie poverhnosti. Montazhnye svarnye shvy po okruzhnosti nuzhno kontrolirovat' pri povyshennoj tempera- ture. Nazavodah im. V.I. Lenina v g . Pl'zen' dlja jetih celej byl razrabotan special'nyj datchik, pozvoljajushhij osushhestvljat' kontrol' s bol'shoj tochnost'ju pri povyshennoj tempera- ture . Nedestruktivnyj kontrol' svarnyh konstrukcij provoditsja takzhe prosvechivaniem.Ne- bol'shie tolshhiny i korni prodol'nogo svarnogo shva pri povyshennoj temperature kontroliru- jutsja rentgenom s krugovoj harakteristikoj izluchenija pri ispol'zovanii osobyh kasset. Pri prosvechivanii bol'shih tolshhin svarnyh soedinenij ispol'zujutsja betatrony chehoslovackogo proizvodstva. Daetsja opisanie metodiki ispytanij i poluchennyh rezul'tatov. Betatron chehoslovackogo proizvodstva 15 Mjev sravnivaetsja s betatronom firmy Simens. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Horvat, D. [Nuclear Institute ' ' J. Stefan' ' Ljubljana, Yugoslavia (Slovenia)
1965-09-15
Published data and the results of our own investigations have shown that the advantage of Ir{sup 192} with regard to the quality of radiographs is obvious when comparing it with Co{sup 60} even with thicknesses over 80 mm of irradiated steel. The application of Ir{sup 192} in practice is limited by the alternative: either a very long exposure time or a source of very high activity. Where the exposure (Ci. min) for 1 m of radiographed weld is plotted against the specific activity of the source, diagrams show that, for practically attainable specific activities kilo-curie sources must be used for greater thicknesses. For such sources, self-absorption may become an important factor. An analysis of the influence of self-absorption causing a reduction of the source effectiveness and the filtration effect in the source is made by determining an equivalent increase of thickness of irradiated steel and by calculating the effective linear absorption coefficient as a function of the source dimensions and the thickness of the irradiated steel. Even in cases of relatively large source dimensions the filtration effect does not diminish the effective linear absorption coefficient to such an extent that the advantage in quality against Co{sup 60} would be lost. Possibilities of improvement due to a new shape of radiographic sources are discussed. In the case of narrow primary beams these new sources give smaller effective dimensions and allow shorter source-to-film distances. A further advantage of Ir{sup 192} is obvious from the diagrams of the weight of the exposure equipment for Ir{sup 192} and Coso taking in account equivalent activities of both sources regarding the same exposure time. The economic disadvantages, because of the short half-life,of Ir{sup 192} are discussed and a rough economical comparison between Co{sup 60} and Ir{sup 192} at different extensiveness and densities of the radiographic control is given. (author) [French] Les donnees publiees et les resultats des etudes faites par l'auteur montrent que, pour ce qui est de la qualite des radiographies,{sup 192}Ir presente un avantage tres net sur {sup 60}Co, meme pour des epaisseurs d'acier irradie superieures a 80 mm. Dans la pratique, l'emploi de {sup 192}Ir est limite parce qu'il faut un temps d'exposition tres long ou une source tres intense. Des diagrammes donnent, en fonction de l'activite specifique de la source, le temps d'exposition necessaire pour radiographier une soudure de 10 cm; ces diagrammes montrent que, compte tenu des activites specifiques que l'on peut obtenir dans la pratique, il faut des sources de l'ordre du kilocurie pour des epaisseurs plus importantes. Pour de telles sources, l'auto-absorption peut devenir un facteur important. Onanalysel'influence de l'auto-absorption, qui reduit l'efficacite de la source, et l'effet de filtration dans la source en determinant l'augmentation correspondante de l'epaisseur d'acier irradie et en calculant le coefficient reel d'absorption lineique en fonction des dimensions de la source et de l'epaisseur d'acier irradie. Meme lorsque les dimensions de la source sont relativement importantes, l'effet de filtration ne diminue pas le coefficient reel d'absorption lineique au point de faire disparaitre l'avantage de {sup 192}Ir sur {sup 60}Co quant a la qualite de la radiographie. L'auteur examine les possibilites d'amelioration grace a. une forme nouvelle des sources. Ces nouvelles sources donnent, dans le cas de faisceaux primaires etroits, des dimensions efficaces plus reduites et permettent de diminuer la distance source-film. Un autre avantage de {sup 192}Ir ressort nettement des diagrammes donnant le poids des appareils de radiographie avec {sup 192}Ir et {sup 60}Co, compte tenu de l'intensite de la source dans chaque cas pour obtenir un meme temps d'exposition. L'auteur discute les desavantages de {sup 192}Ir sur le plan economique, du fait de sa courte periode; sur ce meme plan, il compare approximativement Registered-Sign Degree-Sign Co et {sup 192}Ir suivant la sensibilite et la precision desirees lors de l'examen radiographique. (author) [Spanish] Los datos publicados en la literatura y los resultados de las investigaciones del autor han puesto de manifiesto las ventajas evidentes que el {sup 192}Ir presenta sobre el {sup 60}Co en cuanto a la calidad de las radiografias obtenidas, aun con espesores de acero superiores a 80 mm. En la practica, la aplicacion del {sup 192}Ir esta supeditada a la siguiente alternativa: exposicion sumamente prolongada, o bien empleo de una fuente de actividad muy elevada. Si se representa graficamente la exposicion (Ci x min) correspondiente a 1 m de soldadura radiografiada, en funcion de la actividad especifica de la fuente, se observa que para espesores superiores a 80 mm y con las actividades especificas alcanzables en la practica, es necesario usar fuentes del orden del kilocurie. En ellas, la autoabsorcion puede llegar a ser un factor de importancia. Se analizan en la memoria la disminucion que la autoabsorcion provoca en la eficacia de la fuente y el efecto de filtracion en la misma; para ello se determina un aumento equivalente en el espesor del acero y se calcula el coeficiente de absorcion lineal efectiva en funcion de las dimensiones de la fuente y del espesor del acero irradiado. Aun tratandose de fuentes de dimensiones relativamente grandes, el efecto de diltracion no provoca en el coeficiente de absorcion lineal efectiva una disminucion capaz de anular las ventajas respecto del {sup 60}Co. Se analizan en el trabajo las posibilidades de mejora debidas al empleo de fuentes radiograficas modificadas. En el caso de haces primarios angostos, estas nuevas fuentes dan menores dimensiones efectivas y permiten trabajar con menores distancias entre fuente y pelicula. Otra ventaja del {sup 192}Ir se observa al comparar los pesos de los equipos necesarios para el {sup 192}Ir y para el {sup 60}Co, tomando en cuenta actividades equivalentes de ambas fuentes para igual tiempo de exposicion. Se analizan en el trabajo las desventajas economicas del {sup 192}Ir debidas a su corto periodo, y se presenta una comparacion economica aproximada entre {sup 60}Co y {sup 192}Ir para diferentes espesores y densidades del control radiografico. (author) [Russian] Opublikovannye dannye i rezul'taty nashih sobstvennyh issledovanij pokazali, chto preimushhestvo iridija-192 v otnoshenii kachestva rentgenovskih snimkov javljaetsja ochevidnym po sravneniju s kobal'- tom-60 dazhe pri Julpine obluchaemoj stali svyshe 80 mm. Primenenie iridija-192 na praktike ogranichivaetsja al'ternativoj: ili trebuetsja ochen' dlitel'noe vremja obluchenija ili istochnik ochen' vysokoj aktivnosti. Diagrammy, gde vychercheno obluchenie, vyrazhennoe v kjuri v minutu dlja odnogo metra radiografirovannoj svarki v otnoshenii udel'noj aktivnosti istochnika, pokazyvajut, chto v otnoshenii prakticheski dostupnyh udel'nyh aktivnostej istochniki v kilokjuri prihoditsja ispol'zovat' dlja bol'shej tolshhiny. Dlja takih istochnikov samopogloshhenie mozhet stat' vazhnym faktorom. Analiz vlijanija samopogloshhenija, vyzyvajushhego snizhenie jeffektivnosti istochnika i jeffektov fil'tracii v istochnike, proizvoditsja putem opredelenija jekvivalentnogo uvelichenija tolshhiny obluchaemoj stali i putem rascheta kojefficienta jeffektivnogo linejnogo pogloshhenija v kachestve funkcii razmerov istochnika i tolshhiny obluchaemoj stali. Dazhe v sluchajah s razmerami sravnitel'no krupnyh istochnikov jeffekt fil'tracii ne umen'shaet kojefficient jeffektivnogo linejnogo pogloshhenija v takoj stepeni, chtoby proishodila uterja preimushhestva v kachestve po sravneniju s kobal'tom-60. Obsuzhdajutsja vozmozhnosti uluchshenija v svjazi s novoj konfiguraciej radiograficheskih istochnikov. Jeti novye istochniki dajut v sluchae uzkih pervichnyh puchkov men'shie jeffektivnye razmery i dopuskajut men'shie rasstojanija mezhdu istochnikom i plenkoj. Drugoe preimushhestvo iridija-192 vidno iz diagramm vesa oborudovanija dlja obluchenija dlja iridija-192 i kobal'ta-60, uchityvaja jekvivalentnye aktivnosti oboih istochnikov v otnoshenii togo zhe samogo vremeni obluchenija. Obsuzhdae.tsja vopros ob jekonomicheskih nedostatkah iridija-192 vvidu ego korotkogo perioda poluraspada, i daetsja gruboe jekonomicheskoe sravnenie jeffektivnosti kobal'ta-60 i iridija-192 pri razlichnyh diapazonah i plotnostjah radiograficheskogo kontrolja. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Bogdanov, N I; Zakharova, K P; Zimakov, P V; Kulichenko, V V
1962-01-15
avtomaticheskogo kontrolya i regulirovaniya proizvodstvennykh protsessov. Tekhnologicheskij protsess izgotovleniya istochnikov osnovan na obezvozhivanii smesi, sostoyashchej iz radioaktivnogo rastvora azotnokislogo strontsiya i komponentov tipa bornogo angidrida, okisi kremniya, okisi alyuminiya i dr. Termicheskaya obrabotka obezvozhennoj smesi pri vysokoj temperature privodit k obrazovaniyu legkopodvizhnogo rasplava, posle okhlazhdeniya kotorogo poluchaetsya steklovidnaya massa, vklyuchayushchaya v sebya neobkhodimye kolichestva radioizotopa Sr{sup 90}. Privodyatsya dannye i obsuzhdayutsya rezul'taty issledovaniya protsessa obezvozhivaniya sistemy SrO-B{sub 2}O{sub 3}-SiO{sub 2} v intervale temperatur' 100 - 1000{sup o} i obosnovyvaetsya vybor osnovnykh parametrov tekhnologicheskogo protsessa. Izlagayutsya osnovy metoda naneseniya steklovidnogo preparata s neobkhodimym kolichestvom radioizotopa Sr{sup 90} na podlozhki razlichnykh form i razmerov iz stali, keramiki i drugikh materialov. Rassmatrivayutsya osnovnye parametry, kharakterizuyushchie nadezhnost' i bezopasnost' v ehkspluatatsii razlichnykh tipov istochnikov i privodyatsya dannye po istochnikam na osnove Sr{sup 90}, izgotavlivaemym termicheskim metodom. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Vjahorev, V. G.; Gerasimov, V. G.; Deniskin, V. P.; Trahtenberg, L. I.; Shkarlet, Ju. M. [Gosudarstvennyj Komitet po Ispol' zovaniju Atomnoj Jenergii SSSR, Moskva, SSSR (Russian Federation)
1965-09-15
The paper discusses the pattern of occurrence of problems of non-destructive multiparameter testing in nuclear technology and the advisability of approaching these problems by the eddy-current method. The application of electric models is justified for solving testing problems using a long follow-through coil. Design formulae are given and the principles of designing applied eddy-current probes are explained. An arrangement for testing tube-wall thickness is described: in this apparatus the effect of movement of the tube under testing on the measurement results is eliminated with the aid of a servo-system controlled by a signal depending on the probe voltage phase. The paper describes how a self-oscillating circuit containing a test-coil is used as the probe of an apparatus for testing tubes. On the basis of calculated and experimental data various possibilities are indicated for the construction of single-frequency applied eddy-current testing probes for simultaneous measurement of more than two parameters. (author) [French] Les auteurs montrent que les problemes du controle non-destructif de plusieurs parametres en technologie nucleaire surgissent selon certaines lois et que la methode des courants de Foucault convient particulierement a la solution de plusieurs d'entre eux. Ils justifient l'utilisation de modeles electriques pour la solution des problemes de controle au moyen d'une longue bobine creuse. Us donnent des formules et exposent une methode pour le calcul de detecteurs a courants de Foucault. Us decrivent le schema d'un dispositif permettant de verifier l'epaisseur des parois de tubes, dans lequel le deplacement du tube a controler n'exerce aucune influence sur les resultats des mesures grace a l'emploi d'un moniteur actionne par un signal qui depend de la phase de tension du detecteur. Comme detecteur, on a employe un dispositif destine au controle des tubes d'un autogenerateur, apres avoir inclus dans son circuit une bobine d'essai. En partant des donnees calculees et experimentales, les auteurs indiquent diverses possibilites de realisation de detecteurs a courants de Foucault de frequence unique permettant le controle avec modification simultanee de plusieurs parametres. (author) [Spanish] Los autores demuestran que los problemas del control no destructivo de diversos parametros se plantean en la tecnologia nuclear segun ciertas leyes y que el metodo de las corrientes de Foucault se adapta particularmente a la solucion de varios de esos problemas. Los autores justifican la utilizacion de modelos electricos para resolver problemas de control con ayuda de una larga bobina hueca. Presentan formulas y exponen un metodo para el calculo de detectores a base de corrientes parasitas. Describen un dispositivo que permite verificar el espesor de las paredes de tubos; en este dispositivo, el desplazamiento del tubo a controlar no ejerce influencia alguna sobre los resultados de las mediciones, gracias al empleo de un monitor accionado por una senal dependiente de la fase de tension del detector. En calidad de detector se ha empleado un dispositivo destinado al control de los tubos de un autogenerador despues de haber incluido en su circuito una bobina de ensayo. Partiendo de datos calculados y experimentales, los autores senalan diversas posibilidades de realizacion de detectores a base de corrientes de Foucault de frecuencia unica, que permiten efectuar el control con modificacion simultanea de varios parametros. (author) [Russian] Pokazana zakonomernost' voznikno- venija zadach o nerazrushajushhem mnogoparametrovom kontrole v jadernoj tehnologii i celeso- obraznost' reshenija nekotoryh iz nih metodom vihrevyh tokov. Obosnovano primenenie jelektricheskih modelej dlja reshenija zadach kontrolja s ispol'zovaniem dlinnoj prohodnoj katushki. Privodjatsja raschetnye formuly i izlagaetsja metodika rascheta nakladnyh toko- vihrevyh datchikov. Opisana shema pribora dlja kontrolja tolshhiny stenki trub, v kotorom vlijanie pereme- shhenij kontroliruemoj truby na rezul'taty izmerenij ustranjaetsja putem primenenija sledja- shhej sistemy, upravljaemoj signalom, zavisjashhim ot fazy naprjazhenija datchika. Soobshhaetsja o primenenii v kachestve datchika pribora dlja kontrolja trub avtogenera- tora, s vkljuchennoj v ego kontur ispytatel'noj katushkoj. Na osnove raschetnyh i jeksperimental'nyh dannyh pokazany nekotorye vozmozhnosti postroenija odnochastotnyh tokovihrevyh nakladnyh datchikov dlja kontrolja pri odnovremen- nom izmenenii bolee chem dvuh parametrov. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Frenzel, W.; Schueller, W. [EUROCHEMIC, MOL (Belgium)
1966-02-15
Eurochemic is constructing a reprocessing plant near Mol (Belgium). The main characteristics of the plant and the different process steps are summarized. To maintain proper control of source and special nuclear material, the facilities of the company are divided into material balance areas. All transfers into and out of these areas are determined. Depending on their significance for the overall material balance, different precision requirements have been established according to a scale of significance which is briefly discussed. To adjust the book balance, physical inventories are periodically performed. The corresponding inventory procedures are outlined. The books used for nuclear materials accounting and the principles of the accounting system are summarized. (author) [French] La societe Eurochemic fait actuellement construire une usine de traitement chimique pres de Mol (Belgique). L'auteur indique succinctement les principales caracteristiques de l'usine et les differentes etapes du traitement. Pour assurer un controle correct des matieres nucleaires brutes et speciales, les installations d'Eurochemic sont divisees en secteurs de mesures. Tous les transferts entre ces secteurs de mesure sont determines quantitativement. Les mesures sont faites avec des degres de precision differents qui ont ete fixes en fonction de leur importance pour le bilan matieres general; les auteurs examinent brievement les criteres appliques a cette fin. Pour verifier le bilan, on procede periodiquement a des inventaires materiels. La facon dont sont menes ces inventaires est exposee dans ses grandes lignes. Les auteurs indiquent les livres utilises pour la comptabilite des matieres nucleaires et resument les principes du systeme comptable. (author) [Spanish] La compania Eurochemic esta construyendo una planta de regeneracion en Mol (Belgica). Los autores resumen las principales caracteristicas de la instalacion, y las distintas fases del proceso industrial. Para mantener un control adecuado de los materiales nucleares basicos y de los materiales fisionables especiales, las instalaciones de la compaliia estaran divididas en diversas zonas de balance de materiales. Toda entrada y salida de materiales de estas zonas quedara registrada. Teniendo en cuenta su importancia en relacion con el balance global de materiales, se han fijado distintos requisitos en materia de precision basados en una escala de valores que los autores describen brevemente. Periodicamente se efectuaran inventarios de material a fin de proceder al balance de asientos. Se exponen los correspondientes procedimientos de inventario. Los autores describen los libros utilizados en la contabilidad de los materiales nucleares y enuncian los principios en que se basa el sistema de contabilidad. (author) [Russian] Kompanija Evrohimik v nastojashhee vremja stroit zavod po pererabotke jadernogo topliva okolo Molja (Bel'gija). Summirujutsja glavnye harakteristiki zavoda i razlichnyh stadij obrabotki. Dlja provedenija nadlezhashhego kontrolja nad ishodnym i special'nym jadernym materialom ustanovki kompanii razdeleny na zony material'nogo balansa. Opredeljajutsja vse peremeshhenija v jeti zony i iz nih. B zavisimosti ot vazhnosti jetih materialov dlja obshhego material'nogo balansa ustanovleny razlichnye trebovanija v otnoshenii tochnosti v sootvetstvii so shkaloj vazhnosti, kotoraja kratko opisyvaetsja. Dlja pravil'nogo sostavlenija zhurnal'nogo balansa periodicheski provodjatsja fizicheskie inventarizacii. Izlagajutsja sootvetstvujushhie metody inventarizacii. Daetsja kratkoe opisanie zhurnalov ucheta jadernyh materialov i principov sistemy u cheta. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Vasichev, B N; Latyshev, V K; Pliskin, Yu S; Felinger, A K
1962-01-15
}Cs de actividad equivalente a la de 9,2 g de radio, es posible medir el espesor de chapas calientes del espesor mencionado con un margen de aproximacion de {+-} 0,1 mm. El aparato efectua las mediciones a razon de una por segundo y funciona satisfactoriamente en las condiciones que exigen las operaciones de laminado. (author) [Russian] Dlya polucheniya vysokoj tochnosti izmerenij v usloviyakh prokatnogo proizvodstva vybran dinamicheskij metod kompensatsii, pri kotorom parametr sravneniya prokhodit vse znacheniya v izmeryaemoj oblasti, a nul'-organ otmechaet lish' moment ravenstva izmeryaemogo parametra i parametra sravneniya. Ispol'zovanie ehtogo metoda dalo vozmozhnost' osvobodit'sya ot mekhanicheskikh obratnykh svyazej i peremennykh po svoemu kharakteru peremeshchenij, svojstvennykh metodu staticheskoj kompensatsii, i sozdat' pribor, udovletvoryayushchij kak trebovaniyam tochnosti, tak i bystrodejstviya v slozhnykh usloviyakh prokatnogo proizvodstva. V doklade izlagaetsya printsipial'naya skhema pribora dlya kontrolya tolshchiny lista v protsesse prokatki, rassmatrivayutsya faktory, vliyayushchie na tochnost' izmereniya tolshchiny goryachego lista (temperatura, volnistost', nalichie vody na poverkhnosti lista, material lista i ego polozhenie na rol'gange). Opisyvaetsya konstruktivnoe vypolnenie opytno-promyshlennogo obraztsa pribora na diapazone tolshchin ot 14 mm do 44 mm. Promyshlennye ispytaniya pribora pokazali, chto pri istochnike izlucheniya Cs{sup 137} aktivnost'yu 9,2 g-ehkv. radiya tochnost' izmereniya tolshchiny goryachego lista v ukazannom vyshe diapazone sostavlyaet {+-}0,1 mm. Bystrodejstvie pribora - odno izmerenie v sekundu. Pribor nadezhno rabotaet v usloviyakh prokatnogo tsekha. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Hood, St. C.C. [United Kingdom Atomic Energy Authority, London (United Kingdom)
1966-02-15
The Authority are engaged as suppliers in fissile material production, distribution, recycle and reprocessing. As consumers, the Authority require fissile material for power reactors, a variety of prototypes, MTRs, zero-energy facilities and fuel development projects; and for other experimental and research purposes in laboratory quantities. Executive responsibility for these activities lies with the four Groups through which the Authority discharge these functions. It has been found useful to keep these activities under review in specialized inter-Group Committees, with a common secretariat. These Committees: (a) study all projects all proposals or work involving significant quantities of fissile material (plutonium and enriched uranium, other than natural U or U depleted in {sup 235}U) in the light of expected supplies over a number of years from all sources, including new production, scrap recovery and imports; and all uses including burn-up, losses and exports; (b) recommend the optimum allocation of specific amounts for approved purposes in relation to other calls upon available supplies, and having regard to the economic issues involved; (c) record and progress all approved allocations, and examine the nature, amount and purpose of all existing stockholdings in relation to current policies and objectives; (d) record and study all losses of fissile material during fabrication or other processing and the measures taken to reduce them; (e) assist in developing procedures and incentives to ensure that material is used economically and returned promptly. Each Group has considerable autonomy in its day-to-day use of fissile material. The administrative machinery described above provides a means by which the Authority's scientists, engineers, accountants and administrators concerned with fissile material problems can operate collectively in a common frame of reference with a minimum of paperwork. The paper is illustrated with a simplified flowsheet of the main flows of fissile material within the Authority for civil purposes during the year ending 31.3.65. (author) [French] En tant que fournisseur, l'Autorite s'occupe de la production, de la distribution, du recyclage et du traitement chimique des matieres fissiles. En tant que consommateur, elle a besoin de matieres fissiles pour ses reacteurs de puissance, pour une serie de prototypes, pour ses reacteurs d'essai des materiaux, pour ses reacteurs de puissance zero et pour ses travaux de mise au point de combustibles; il lui en faut egalement, en petites quantites, pour ses experiences et ses recherches en laboratoire. L'Autorite confie a quatre groupes la direction de ces. activites. Elle a juge utile de faire suivre regulierement ces activites par des comites specialises intergroupes ayant un secretariat commun. Ces comites ont les attributions suivantes: a) etudier tous travaux ou projets de travaux qui necessitent l'utilisation de quantites importantes de matieres fissiles (plutonium et uranium enrichi a l'exclusion de l'uranium naturel ou de l'uranium appauvri en uranium-235), en tenant compte de tous les approvisionnements prevus pendant un certain nombre d'annees en provenance de toutes sources, y compris la production sur place, la recuperation des dechets et les importations; en tenant compte aussi de toutes les utilisations, y compris la combustion, les pertes et les exportations; b) recommander, compte tenu des autres besoins en matieres disponibles et des imperatifs economiques, la meilleure attribution possible de quantites determinees destinees a des fins agreees; c) enregistrer toutes les attributions approuvees de matieres et suivre leur utilisation, et etudier la nature, les quantites et la destination de tous les stocks existants en tenant compte des directives en vigueur et des objectifs poursuivis; d) enregistrer et etudier toutes les pertes de matieres fissiles en cours de fabrication ou de traitement ainsi que les mesures prises pour les reduire; e) aider a mettre au point des procedures et des methodes permettant d'assurer que les matieres sont utilisees de facon economique et renvoyees rapidement. Chaque groupe dispose d'une assez large autonomie en ce qui concerne l'utilisation courante des matieres fissiles. Le systeme administratif precedemment decrit permet aux savants et ingenieurs de l'Autorite, ainsi qu'aux comptables et administrateurs charges de resoudre les problemes relatifs aux matieres fissiles, de travailler collectivement dans un cadre commun en ayant a etablir un minimum de documents. Le memoire est illustre par un diagramme simplifie indiquant les principaux circuits d'operations concernant des matieres fissiles destinees a des fins civiles et traitees dans les etablissements de l'Autorite au cours de l'annee se terminant le 31 mars 1965. (author) [Spanish] La Comision de Energfa Atomica del Reino Unido suministra y consume materiales fisionables: por una parte, tiene a su cargo la produccion, la distribucion , el reciclado y la regeneracion de dichos materiales y, por otra, los necesita para reactores de potencia, prototipos, reactores de ensayo de materiales, instalaciones de potencia cero y proyectos de desarrollo de nuevos combustibles; los utiliza tambien, en cantidades menores, para otros fines experimentales y de investigacion. En lo que respecta a esas actividades, la responsabilidad ejecutiva recae en los cuatro Grupos por mediacion de los cuales la Comision desempena sus funciones. Se ha encontrado conveniente someter todas las actividades mencionadas a la fiscalizacion de comites mixtos de estos Grupos, con una secretaria comun. Dichos comites: a) estudian todos los proyectos y propuestas que requieren el empleo de cantidades importantes de materiales fisionables (plutonio, uranio enriquecido, etc., con exclusion del uranio natural y del uranio empobrecido en {sup 235}U) teniendo en cuenta los suministros que durante un periodo de varios anos se espera recibir de todas las fuentes - produccion, recuperacion de desechos, importacion - y todas las cantidades empleadas, incluidos los materiales agotados, las perdidas y las exportaciones; b) recomiendan la mejor manera de asignar cantidades determinadas de materiales para fines aprobados, teniendo en cuenta el conjunto de las necesidades, el volumen de las existencias y los aspectos economicos de la operacion; c) registran y controlan todas las asignaciones aprobadas; en relacion con los criterios y los objectivos establecidos, verifican la naturaleza de los materiales que se estan utilizando, sus cantidades, y los fines a que se les destina; d) registran y estudian todas las perdidas de material fisionable que se producen durante los procesos de elaboracion y tratamiento, asf como las medidas adoptadas para evitar dichas perdidas; e) contribuyen a establecer procedimientos y a crear incentivos para lograr que los materiales se empleen con economia y se devuelvan con rapidez. (author) [Russian] Kak postavshhik deljashhihsja materialov Upravlenie po atomnoj jenergii zanimaetsja ih proizvodstvom, raspredeleniem i pererabotkoj. Upravleniju, kak potrebitelju, deljashhiesja materialy nuzhny dlja ispol'zovanija v kachestve topliva v opytnyh jenergeticheskih reaktorah razlichnyh tipov, reaktorah dlja ispytanija materialov, issledovatel'skih reaktorah nulevoj moshhnosti, v rabotah po sozdaniju novyh tipov teplovydeljajushhih jelementov, a takzhe dlja provedenija laboratornyh jeksperimentov i issledovanij. Ispolnitel'nye funkcii po jetim vidam dejatel'nosti vozlozheny na chetyre strukturnyh podrazdelenija upravlenija (gruppy). Bylo najdeno poleznym derzhat' jeti vidy dejatel'nosti pod nabljudeniem special'nyh mezhgruppovyh komitetov s obshhim sekretariatom. Jeti komitety: a) zanimajutsja izucheniem vseh proektov ili predlozhenij otnositel'no rabot, svjazannyh so znachitel'nymi kolichestvami deljashhihsja materialov (plutonija i obogashhennogo urana pomimo prirodnogo urana ili obednennogo urana) v svete ozhidaemyh postavok za celyj rjad let v rezul'tate novogo proizvodstva, pererabotki skrapa i importa, a takzhe vseh vidov ispol'zovanija, v tom chisle vygoranija, poter' i jeksporta; b) vnosjat rekomendacii po voprosam vydachi deljashhihsja materialov dlja utverzhdennyh rabot v svjazi s drugimi trebovanijami otnositel'no imejushhihsja postavok s uchetom vozmozhnyh jekonomicheskih problem; c) vedut uchet vseh utverzhdennyh vydach, izuchajut harakter, kolichestva i celi vseh sushhestvujushhih zapasov v svjazi s provodimoj politikoj i zadachami; d) vedut uchet i izuchajut vse poteri deljashhihsja materialov vo vremja izgotovlenija ili drugih processov, a takzhe izuchajut mery, predprinjatye dlja sokrashhenija poter'; e) okazyvajut pomoshh' v razrabotke procedur i predlozhenij dlja togo, chtoby garantirovat', chto material ispol'zuetsja jekonomno i bystro vozvrashhaetsja. Kazhdaja gruppa obladaet znachitel'noj avtonomiej v ispol'zovanii deljashhihsja materialov dlja sobstvennyh povsednevnyh nuzhd. Vysheopisannaja administrativnaja mashina obespechivaet to, chto s ee pomoshh'ju uchenye, inzhenery, buhgaltery i administratory Upravlenija, svjazannye s problemami deljashhihsja materialov, mogut dejstvovat' kollektivno v obshhih ramkah soglasovannosti i s minimal'noj bumazhnoj volokitoj. V doklade privedena uproshhennaja shema osnovnyh potokov deljashhihsja materialov dlja mirnyh celej, prinjataja v Upravlenii po atomnoj jenergii v techenie goda, zakonchivshegosja 31 marta 1965 goda. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Fruchard, Y. [Commissariat a l' Energie Atomique, Marcoule (France)
1966-02-15
The production, utilization and handling of certain fissionable materials are associated with a particular type of danger, the risk of criticality. The engineer must try to avoid this risk, at the least possible expense, without hindering too much the work of production or conversion. Roughly speaking, there are three ways of eliminating this risk: limitation of solution concentrations, limitation of mass, and judicious choice of geometries. The tendency is to employ the third method as much as possible, i.e. to operate with inherently safe systems. Nevertheless, non-inherently safe systems are still common in nuclear installations and recourse sometimes has to be had to the first or second procedure. These methods are bound up with nuclear materials management. In installations where small quantities of fissionable materials are handled it is often possible to ensure nuclear safety if the mass of fissionable material permitted in each room is less than the minimum critical mass. In larger installations this type of control, based entirely on materials management, becomes impossible. The paper considers the relation between management and nuclear safety in the special case of a plant for the aqueous processing of irradiated fuels (the fuels are based on natural uranium). From the point of view of criticality control such a plant comprises, broadly speaking, three sections: In the first section, where fairly dilute solutions are treated, the type of control required is that over concentration. This control (based on analysis and the use of neutron counters) is easy to carry out but it is difficult to ensure that no deposits are formed. Although experience has shown that there is no particular reason for fearing such deposits, the existence of a deficit in the material balance gives rise to apprehension in respect of criticality. In this section, materials management, still imperfectly carried out, is of prime importance for safety. The second section is where concentrated solutions and wet precipitates are treated. This is the realm of safe geometry. Materials management is of less direct interest here but is still an important factor as far as safety is concerned (where special action, cleaning of equipment, etc. is necessary). In the third section, for the treatment of dry products, control by mass is required and materials management presents no particular difficulty. An additional field which, although less, obvious, is nevertheless of paramount importance from the point of view of safety is that of recycling and waste processing. A look at the list of criticality accidents in the United States of America is sufficient to show that five out of six accidents were connected more or less directly with waste processing. If we examine these accidents in greater detail, we can observe that in most cases one of the contributory causes to a criticality accident was faulty management of fissionable materials. The ''over-all'' importance of the relation between safety and nuclear materials management should also be stressed. Although this management may not always form the basis of ''primary'' criticality control, it is still indispensable throughout any process since what is done in this respect in one section of a plant is of significance with regard to the safety of neighbouring sections, especially that concerned with waste processing. (author) [French] La production, la mise en oeuvre et la manutention de certaines matieres fissiles comportent un type de danger particulier qui est le risque de criticite. L'art de l'ingenieur est d'eviter ce risque, au moindre prix, sans trop gener le travail de production ou de transformation. Pour ecarter ce risque, il existe, en premiere approximation, trois methodes preventives; une limitation de la concentration des solutions, une limitation de la masse, un choix judicieux des geometries. La tendance est d'employer au maximum la troisieme methode, autrement: dit de fonctionner avec des systemes a securite inherente. Toutefois, les systemes a securite non inherente restent nombreux dans les installations nucleaires et le recours a l'une ou l'autre des deux premieres methodes devient necessaire. Ces methodes sont liees a la gestion des matieres nucleaires. Dans les installations ou sont manipulees de petites quantites de matieres fissiles, il est souvent possible d'assurer la securite nucleaire en admettant dans chaque salle une masse de matiere fissile inferieure a la masse ciritique minimale. Pour des installations plus importantes, un tel controle, qui repose entierement sur la gestion des matieres, devient impossible. L'auteur examine, dans le cas particulier d'une usine oe traitement de combustibles irradies par voie aqueuse (les combustibles sont a base d'uranium naturel), comment se presente la liaison entre gestion et securite nucleaire. Une telle usine comprend grossierement trois parties au point de vue du controle de la criticite: Dans la premiere partie, traitant des solutions assez diluees, le controle qui s'impose est celui de la concentration. Si ce controle est aise (analyse et compteurs neutrons), il est difficile de s'assurer qu'il ne se forme pas de depots: bien que l'experience ait montre qu'ils n'etaient pas tellement a craindre, le fait bien connu d'un bilan matieres deficitaire reste un souci en matiere de criticite. Dans cette partie, la gestion des matieres, encore imparfaitement realisee, est de premiere importance pour la securite. La deuxieme partie traite des solutions concentrees et des precipites humides. C'est le domaine de la geometrie sure. La gestion des matieres l'interesse moins directement mais reste un facteur de securite important (en cas d'intervention, de nettoyage des appareils, etc.). Un controle par la masse s'impose dans la troisieme partie qui traite des produits secs. La gestion ne presente pas de difficulte particuliere. A ce schema se superpose une partie moins spectaculaire mais qui sur le plan surete est de toute premiere importance: c'est la partie relative aux recyclages et au traitement des dechets. Il suffit de se rapporter a la liste des accidents de criticite survenus aux Etats-Unis pour constater que sur six accidents, cinq ont trait plus ou moins directement au traitement de dechets. Si l'on examine plus en detail ces accidents, on constate que dans la plupart des cas, parmi les causes qui se conjuguent pour creer un accident de criticite, l'une d'elles est un defaut dans la gestion des matieres fissiles. Il est bon enfin de souligner l'importance
de la liaison entre securite et gestion des matieres nucleaires; en effet, si cette gestion n'est pas toujours la base du controle de la criticite, elle reste indispensable tout au long d'un procede, car la gestion des matieres dans une partie d'usine interesse la securite des parties voisines et tout specialement de la partie relative au traitement des dechets. (author) [Spanish] La produccion, el empleo y la manipulacion de ciertos materiales fisionables entranan el riesgo decriticidad. El ingeniero tiene que evitar este riesgo del modo mas economico posible y sin entorpecer demasiado las operaciones de produccion o de transformacion. Para ello puede hacer tres cosas: limitar la concentracion de las soluciones, limitar la masa o elegir juiciosamente las geometrias. La tendencia es emplear lo mas posible el tercer metodo, es decir, operar con sistemas de seguridad inherente. De todas formas, los sistemas de seguridad no inherente siguen siendo numerosos en las instalaciones nucleares y obligan a recurrir a uno u otro de los dos primeros metodos. Ambos van unidos a la administracion de los materiales nucleares. En las instalaciones donde los materiales fisionables se manipulan en pequenas cantidades se puede con frecuencia garantizar la seguridad nuclear admitiendo en cada sala una masa de materiales fisionables inferior a la masa critica minima. En instalaciones mas importantes esta forma de control, enteramente basada en la administracion de los materiales, resulta imposible. Examinemos las relaciones que existen entre la administracion y la seguridad nuclear en el caso especial de una planta de tratamiento por via acuosa de combustibles irradiados (combustibles a base de uranio natural). Desde el punto de vista del control de la criticidad, una planta de esta clase puede dividirse en tres partes: En la primera, donde se tratan soluciones bastante diluidas, lo que hay que controlar es la concentracion. Este control es facil (analisis y contadores neutronicos) pero resulta en cambio dificil asegurarse de que no se forman depositos: aunque la experiencia haya demostrado que no son muy peligrosos, el hecho bien conocido de un balance de materiales deficitario sigue siendo una preocupacion en lo que respecta a la criticidad. En esta primera parte, la administracion de los materiales, aun imperfecta, tiene una importancia primordial para la seguridad. En la segunda parte se tratan soluciones concentradas y precipitados humedos. Es la parte donde debe aplicarse una geometria segura. La administracion de los materiales tiene menos interes directo pero sigue siendo un factor importante de seguridad (en caso de intervencion, de limpieza de los aparatos, etc.). En la tercera parte, donde se tratan productos secos, es preciso controlar la masa. La administracion no presenta dificultades especiales. A este esquema se superpone una parte menos espectacular pero que desde el punto de vista de la seguridad tiene muchisima importancia: es la parte donde se efectuan los reciclados y el tratamiento de los desechos. Basta examinar la lista de los accidentes de criticidad en los Estados Unidos para comprobar que de cada seis, cinco estan mas o menos directamente relacionados con el tratamiento de desechos. Si examinamos estos accidentes con mas atencion comprobaremos que en la mayoria de los casos una de sus causas ha sido un defecto en la administracion de los materiales fisionables. Por ultimo, conviene subrayar la importancia 'global' de las relaciones que existen entre la seguridad y la administracion de los materiales nucleares; en efecto, si esta administracion no constituye siempre la base del control 'primario' de la criticidad, sigue siendo indispensable a lo largo de todo un proceso, ya que la administracion de los materiales en una parte de la planta repercute en la seguridad de las partes vecinas, en particular de la destinada al tratamiento de los desechos. (author) [Russian] Proizvodstvo, ispol'zovanie i obrabotka nekotoryh deljashhihsja materialov predstavljajut bol'shuju opasnost', osobenno opasnost', svjazannuju s kritichnost'ju. Umenie inzhenera zakljuchaetsja v tom, chtoby izbezhat' jetu opasnost' s naimen'shej cenoj i ne meshaja slishkom rabote, svjazannoj s proizvodstvom ili pererabotkoj jadernyh materialov. Dlja ustranenija jetoj opasnosti sushhestvujut,na pervyj vzgljad, tri profilakticheskih metoda: ogranichenie koncentracii rastvorov, ogranichenie massy, tshhatel'nyj vybor geometrij. Tendencija sostoit v maksimal'nom ispol'zovanii tret'ego metoda, inache govorja, v rabote s sistemami dopolnitel'noj avarijnoj zashhity. Odnako na jadernyh ustanovkah imeetsja mnogo sistem dopolnitel'noj avarijnoj zashhity, i primenenie togo ili drugogo iz dvuh metodov stanovitsja neobhodimym. Jeti metody imejut otnoshenie k obrashheniju s jadernymi materialami. Na ustanovkah, gde rabotajut s nebol'shimi kolichestvami deljashhihsja materialov, zachastuju mozhno obespechit' jadernuju bezopasnost', dopuskaja dlja kazhdogo pomeshhenija takuju massu deljashhegosja materiala, kotoraja nizhe minimal'noj kriticheskoj massy. V otnoshenii bolee krupnyh ustanovok podobnyj kontrol', kotoryj polnost'ju osnovan na obrashhenii s materialami, stanovitsja nevozmozhnym. Izuchim, kak vygljadit svjaz' mezhdu obrashheniem i jadernoj bezopasnost'ju na zavode po obrabotke obluchennogo topliva vodnym metodom (toplivo na osnove prirodnogo urana). Takoj zavod sostoit, v osnovnom, iz treh chastej s tochki zrenija kontrolja za kritichnost'ju. V pervoj chasti, gde obrabatyvajutsja dovol'no razbavlennye rastvory, neobhodim kontrol' za koncentraciej. Esli jetot kontrol' i udoben (analiz i nejtronnye schetchiki), to voznikaet trudnost' v ujasnenii togo, chto pri jetom ne obrazujutsja otlozhenija: hotja opyt i pokazal, chto ne sleduet bojat'sja jetih otlozhenij, no horosho izvestnym iz deficitnogo material'nogo balansa momentom javljaetsja zabota o kritichnosti. V jetoj chasti obrashhenie s materialami, eshhe ne polnost'ju dostignutoe, imeet pervostepennoe znachenie dlja bezopasnosti. Vo vtoroj chasti obrabatyvajutsja koncentrirovannye rastvory i syrye osadki. Geometrija materialov imeet zdes' osnovnoe znachenie. Obrashhenie s materialami imeet men'shee znachenie, no ostaetsja sushhestvennym faktorom bezopasnosti (v sluchae prinjatija special'nyh mer, chistki apparatury i t.p.). Kontrol' po masse osushhestvljaetsja v tret'ej chasti, gde obrabatyvajutsja suhie produkty. Obrashhenie ne predstavljaet soboj kakuju-libo osobuju trudnost'. Po jetoj sheme na pervoe mesto vydvigaetsja menee jeffektnyj moment, kotoryj, odnako, v plane bezopasnosti priobretaet pervostepennoe znachenie; jetot moment otnositsja k povtornym ciklam i k obrabotke othodov. Dostatochno soslat'sja na perechen' avarij, svjazannyh s kritichnost'ju, imevshih mesto v Soedinennyh Shtatah, chtoby ukazat' na to, chto iz shesti avarij pjat' imejut bolee ili menee prjamoe otnoshenie k obrabotke othodov. Esli my bolee podrobno izuchim jeti avarii, to otmetim, chto v bol'shinstve sluchaev odnoj iz prichin, kotorye privodjat k avarijam, svjazannym s kritichnost'ju, javljajutsja nedostatki v obrashhenii s deljashhimisja materialami. Sleduet takzhe podcherknut' ''global'noe'' znachenie svjazi mezhdu bezopasnost'ju i obrashheniem s jadernymi materialami; dejstvitel'no, esli jeto obrashhenie ne vsegda javljaetsja osnovoj ''pervichnogo'' kontrolja za kritichnost'ju, to ono neobhodimo na protjazhenii vsego processa, poskol'ku obrashhenie s materialami na odnoj chasti zavoda imeet otnoshenie k bezopasnosti sosednih chastej i, prezhde vsego, toj chasti, gde obrabatyvajutsja othody. (author) -
Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Silverman, J.; Srinivasan, S. I.; Phalangas, C. J. [Department of Chemical Engineering, University of Maryland, College Park, MD (United States)
1963-11-15
takzhe skorost' prevrashcheniya stirola v gomopolimer v suspenziyakh legkoj melkokristalliches koj kal'tsinirovannoj sody. Dlya opredeleniya kolichestva okklyudirovannogo gomopolimera provedeno issledovanie pod mikroskopom privitoj plenki. Rezul'taty pokazyvayut, chto bol'shaya chast' prirosta vesa v obraztsakh plenki usloalena okklyudirovannym gomopolimerom. V ehksperimentakh s legkoj melkokristallicheskoj kal'tsinirovannoj sodoj, pri kotorykh prirost vesa v znachitel'noj stepeni ob{sup y}asnyaetsya privitym sopolimerom, uvelichenie vesa nakhoditsya v primernoj linejnoj zavisimosti ot dozy, a skorost' reaktsii pochti proportsional'na kornyu kvadratnomu iz moshchnosti gamma-oblucheniya. Nizkaya ehnergiya aktivatsii dlya. skorosti reaktsii isklyuchaet vozmozhnost' kontrolya diffuzii v legkoj melkokristallicheskoj kal'tsinirovannoj sode i v tonkikh plenkakh pri moshchnostyakh oblucheniya nizhe 10{sup 5} r/hr. Pri ehksperimentakh v legkoj melkokristallicheskoj kal'tsinirovannoj sode pri temperature 18{sup o}C i moshchnosti dozy 7,2 x 10{sup 4} r/hr skorost' obrazovaniya gomopolimera takaya zhe, kak i v sluchae obrazovaniya polimera v chistoj stirole. Ehnergiya aktivatsii, ravnaya 3,5 kkal/moya{sup ,} pochti vdvoe men'she velichiny''dlya chistogo monomera. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Aglintsev, K K; Bochkarev, V V; Grablevskij, V N; Karavaev, F M
1960-06-15
actividad de estos patrones son 10{sup -11} y 5 equivalentes gramo del Ra, respectivamente . Las fuentes {gamma} de control se preparan partiendo de los mismos radionuclidos que las fuentes y modelo. Sus actividades abarcan un intervalo muy amplio y las fuentes presentan formas y dimensiones sumamente diversas. Por ultimo, se utilizan dos clases de fuentes neutronicas modelo Ra-{alpha}-Be (con un contenido de 1 a 1000 mg de Ra) y Pu-{alpha}-Be (conteniendo de 0.01 a 15 g de Pu). Las fuentes Ra-{alpha}-Be consisten en una mezcla comprimida de RaBr{sub 2} y de Be en polvo, siendo la razon ponderal Ra/Be igual a 1/6. En cuanto a las fuentes Pu-{alpha}-Be, se preparan con una aleacion (PuBe{sub 13}) de estos dos metales. (author) [Russian] Avtory opisyvayut metody, primenyaemye v SSSR, i, v chastnosti, v institute metrologii im. Mendeleeva (Leningrad) dlya vosproizvodstv a pri pomoshchi standartnykh apparatov edinits izmereniya, ispol'zuemykh v radioaktivnosti (kyuri, gramm-ehkvivalen t radiya, rentgen, rad). Dlya radionuklido v v Sovetskom Soyuze proizvodyatsya istochnikiehtalony dvukh vidov: 1. Model'nye istochniki dlya sravnitel'nog o ehtalonirovani ya drugikh radioaktivnykh preparatov, a takzhe dlya kalibrovki radiometricheski kh priborov i kontrol'nykh priborov za izlucheniem; 2. Kontrol'nye istochniki, sluzhashchie isklyuchitel'n o dlya proverki raboty i kontrolya za vosproizvodimost' yu ukazanij izmeritel'ny kh priborov. Model'nye a-istochniki prigotovlyayuts ya pri pomoshchi ehlektrolitiche - skogo osazhdeniya na platine dolzhnym obrazom vybrannykh izluchatelej (estestvennyj uran, uran-233, plutonij-239, ameritsij-241). EHti istochniki mogut obespechivat' aktivnost' ot do 10{sup 6} raspadov v minutu. Kontrol'nye {alpha}-istochniki prigotovlyayuts ya putem ehlektroliticheskog o osazhdeniya plutoniya-239 v vide sloya s plotnost'yu ot 3 X 10-{sup 9} do 0,7 mg/em2, chto sootvetstvuet aktivnosti ot 10 do 10{sup 8} raspadov v minutu. Model'nye {beta
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Ascherl, R. J. [General Electric Company, San Jose, CA (United States)
1963-10-15
, ''Rejnish vestfalishes ehlektritsitetsverk und bajernverk'', Kal'-na-Majne, Zapadnaya Germaniya. Rabochaya kharakteristika kipyashchego reaktora atomnoj ehlektrostantsii pri obychnom rezhime raboty v kommunal'noj ehnergosisteme ochen' khoroshaya. Koehffitsient ispol'zovaniya i moshchnosti reaktora i ehlektrostantsii daet tverdoe osnovanie polagat', chto ehlektrostantsii s kipyashchimi reaktorami yavlyayutsya nadezhnymi s tochki zreniya ikh rabochej kharakteristiki. V techenie 1963 goda budut vvedeny v stroj chetyre dopolnitel'nye ehlektrostantsii s kipyashchimi reaktorami: atomnaya ehlektrostantsiya v Big Rok Pojnt, ''Kons'yumers pauehr kompani'', Sharl'vua, Michigan, atomnaya ehnergeticheskaya ustanovka v KHamboldt Bej, ''Pasifik gaz ehnd ehlektrik kompani'', Yurika, Kaliforniya, atomnaya ehlektrostantsiya v Garig'yano, Natsional'noe obshchestvo po atomnoj ehnergii, Skauri, Italiya,i Yaponskij demonstratsionnyj ehnergeticheskij reaktor. Yaponskij nauchno-issledovatel'skij institut po atomnoj ehnergii, Tokai-Mura, Yaponiya. Pusk i pervonachal'naya ehkspluatatsiya ehtikh ehlektrostantsij podtverzhdayut predpolozhenie o nadezhnosti ikh raboty, chto uzhe prodemonstrirovano atomnymi ehlektrostantsiyami v Drezdene, Kale i Vallesitose. Rabochaya kharakteristika atomnykh ehlektrostantsij v Drezdene, Kale i Vallesitose yavlyaetsya naglyadnym dokazatel'stvom stabil'nosti i bezopasnosti kipyashikh reaktorov. Krome togo, urovni radiatsii na samoj ehlektrostantsii i v okruzhayushchej srede znachitel'no nizhe predelov, ustanovlennykh litsenziyami na ehkspluatatsiyu. Podtverdilis' prostota i legkost' ehkspluatatsii kipyashchikh reaktorov. Kharakteristika kontrolya za nagruzkoj u kipyashchego reaktora s dvojnym tsiklom Drezdenskoj ehlektrostantsii okazalas' ochen' khoroshej. Krupnye i nebol'shie raboty po ukhodu i remontu mogut osushchestvlyat'sya obychnymi remontnymi gruppami bez vrednykh posledstvij ili bez limita vremeni, svyazannymi s soobrazheniyami radioaktivnogo oblucheniya. V
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Iskenderian, A.; Lipinski, W. C.; Petrick, M.; Wimunc, E. A. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)
1963-10-15
entonces de comportarse como reactor de agua hirviente de ciclo directo; en cierto modo, funciona como reactor de ciclo doble y circulacion natural. (author) [Russian] 25 maya 1962 goda Argonnskaya natsional'naya laboratoriya poluchila razreshenie KAEH SSHA na ehkspluatatsiyu reaktora EBWR na moshchnosti 100 mgvt. Administrativnoe razreshenie na ehkspluatatsiyu reaktora bylo predostavleno sistemoj garantij. Mezhdunarodnogo agentstva po atomnoj ehnergii 11 iyulya 1961 goda. 15 noyabrya 1962 goda byl dostignut uroven' moshchnosti v 100 mgvt. 6 dekabrya 1962 goda ehksperimental'naya programma byla zakonchena. Odnoj iz osnovnykh tselej ee byla tshchatel'naya proverka reaktora dlya polucheniya dannykh i informatsii rabochej kharakteristiki ehtogo tipa reaktora. Ehta programma byla pervoj programmoj takogo roda i pervoj vypolnennoj programmoj. Dlya polucheniya nuzhnykh dannykh neobkhodimo bylo razrabotat' mnogie novye pribory. TSel' byla dostignuta, polucheno mnogo novykh dannykh o rabochej kharakteristike kipyashchego reaktora s estestvennoj tsirkulyatsiej. Tak,naprimer, poluchena informatsiya otnositel'no skorosti potoka tsirkulyatsii v zamknutom tsikle, predelov separatsii zhidkogo para (vydelenie para v osadok v spusknoj trube i unos zhidkosti ehflu- entom para), nedogreva, lokalizatsii dejstvitel'noj poverkhnosti razdela v reaktore i ee svyazi s urovnem vodnoj kolonki, skorosti razrusheniya para v spusknoj trube, pustotnykh koehffitsientov, reaktivnoj sposobnosti H{sub 3}BO{sub 3}, temperaturnykh koehffitsientov, ispol'zovaniya sterzhnej iz bora dlya tselej kontrolya, ispol'zovaniya svezhikh toplivnykh ehlementov, peredatochnykh funktsij,analiza shuma, nekotorykh izmerenij potoka, stabil'nosti i t.d. Krome togo, byli polucheny dannye o povedenii i tselostnosti nekotorykh reaktornykh komponentov i sistem, takikh, kak bornokislaya kontrol'naya reaktsiya, urovni radiatsii, raspredelenie produktov korrozii, vykhod iz stroya oborudovaniya, toplivo i reguliruyushchie sterzhni i t