WorldWideScience

Sample records for ehkstraktsii urana toriya

  1. Grain growth of metal uranium; Rast zrna kod metalnog urana

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cerovic, D [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Yugoslavia)

    1965-11-15

    In order to study the grain growth, uranium samples were deformed by molding up to 50% and then by rolling at 600 deg C for recrystallization. Grains obtained by recrystallization having diameter 10 - 15 {mu} were heated at different temperatures and during different time intervals to record the changes of grain size. Characteristic grain growth values, rate constants, time exponent and activation energy, were calculated by using the obtained data. U cilju proucavanja rasta zrna uzorci urana deformisani su valjanjem do 50%, a zatim zareni na 600 deg C da rekristalisu. Rekristalizacijom su dobijena sitna zrna, precnika 10-15 {mu} koja su zatim podvrgavana zarenju pri raznim temperaturama i razlicitm vremenskim intervalima, pri cemu je pracena promena velicine zrna. Na osnovu dobijenih podataka izracunate su karakteristicne velicine rasta zrna: konstante brzine, vremenski eksponent i energija aktivacije (author)

  2. Possibilities of using metal uranium fuel in heavy water reactors; Mogucnosti upotrebe metalnog urana kao goriva za teskovodne reaktore

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Djuric, B; Mihajlovic, A; Drobnjak, Dj [Institute of nuclear sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Yugoslavia)

    1965-11-15

    There are serious economic reasons for using metal uranium in heavy water reactors, because of its high density, i.e. high conversion factor, and low cost of fuel elements production. Most important disadvantages are swelling at high burnup and corrosion risk. Some design concepts and application of improved uranium obtained by alloying are promising for achievement of satisfactory stability of metal uranium under reactor operation conditions. Postoje ozbiljni ekonomski razlozi za primenu metalnog urana u teskovodnim reaktorima, pre svega zbog njegove velike gustine, odnosno visokog konverzionog faktora, i zbog niskih troskova proizvodnje gorivnih elemenata. Glavne prepreke su bubrenje pri velikim stepenima sagorevanja i opasnost od korozije. Postoje veliki izgledi da se primenom odredjenih projektnih koncepcija i upotrebom legiranjem poboljsanog urana postigne zadovoljavajuca stabilnost metalnog urana u uslovima rada reaktora (author)

  3. Measurement of the effective resonance integral of natural uranium; Merenje efektivnog rezonantnog integrala prirodnog urana

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Markovic, V; Kocic, A [Institute of nuclear sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Yugoslavia)

    1965-12-15

    Good understanding of the nuclear properties of the materials in the reactor core is essential for reactor operation. One of the fundamental properties is the resonance absorption of the fuel, which is directly included in the reactor calculation through resonance escape probability and influences the choice of the materials quality in the core. This paper describes the measurement of resonance absorption integral of the natural uranium as a function of the S/M ratio. Improved experiment planning and analysis of results, as well as improvement of the ROB-1 reactor oscillator device related to the interpretation of results and decrease of reactor drift variations during measurement enabled higher precision of results compared to previous experiments. Poznavanje osobina nuklearnih karakteristika materijala koji ulaze u jezgro nuklearnog reaktora predstavlja bitan faktor u njegovom rezimu rada. Jedna od osnovnih je svakako rezonantna apsorpcija goriva, cija velicina - preko faktora rezonantnog izbegavanja - direktno ulazi u proracun nuklearnih reaktora i utice na izbor kvaliteta materijala koji ga sacinjavaju. U radu se opisuje merenje rezonantnog apsorpcionog integrala prirodnog urana u funkciji odnosa S/M. Bolja postavka eksperimenta i interpretacija rezultata, s jedne strane, i poboljsanje uredjaja reaktorskog oscilatora ROB-1 /1/ u pogledu analize podataka i smanjenja promene drifta reaktora u toku merenja, s druge strane, daju znacaj ovom radu u pogledu dobijanja preciznijih rezultata u odnosu na ranije /2/ (author)

  4. The Determination of the Half-Life of U{sup 238} by Absolute Counting of {alpha} Particles in a 4 {pi}-Liquid Scintillation Counter; Determination de la periode de l'U{sup 238} au moyen du comptage absolu de particules {alpha} dans un comtpeur 4 {pi} a scintillateur liquide; Opredelenie perioda poluraspadda U{sup 238} posredstvom absolyutnogo scheta {alpha}-chastits v zhidkostnom stsintillyatsionnom schetchike 4 {pi}; Determinacion del periodo del U{sup 238} por recuento absoluto de las particulas {alpha} con un contador 4 {pi} de centelleador liquido

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Steyn, J; Strelow, F W. E. [Council of Scientific and Industrial Research, Pretoria (South Africa)

    1960-06-15

    }-chastits. Uran byl poluchen iz produktov ego raspada ehkstraktsiej metil-izobutilketona , i obraztsy ehtogo rastvora byli dobavleny neposredstvenn o v zhidkij stsintillyator. Bylo predprinyato kolichestvenno e issledovanie otdeleniya urana iz toriya s pomoshch'yu metoda ehkstraktsii. Predpolozhiv, chto U{sup 238} i U{sup 234} nakhodyatsya v ravnovesii, i sdelav popravku na prisutstvie U{sup 235}, byli podschitany udel'naya aktivnost' izotopa U{sup 238} i period ego poluraspada. (author)

  5. Uranium-Based Cermet Alloys; Cermets a base d'uranium; Metallokeramicheskie splavy na osnove urana; Cermets a base de uranio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ivanov, V. E.; Zelenskij, V. F.; Voloshchuk, A. I.; Grishok, V. N. [Fiziko-Tekhnicheskij Institut an USSR, Khar' kov, SSSR (Russian Federation)

    1963-11-15

    The paper describes certain features of dispersion-hardened uranium-based cermets. As possible hardening materials, consideration was given to UO{sub 2}, UC, Al{sub 2}O{sub 3}, MgO and UBe{sub 13}. Data were obtained on the behaviour of uranium alloys containing the above-mentioned admixtures during creep tests, short-term strength tests and cyclic thermal treatment. The corrosion resistance o f UBe{sub 13}-based uranium alloys was also studied. )author) [French] Les auteurs decrivent certaines proprietes de cermets a base d'uranium, dont la resistance a ete accrue a l'aide de particules dispersees. Les materiaux utilises a cette fin sont notamment: UO{sub 2}, UC, Al{sub 2}O{sub 3}, MgO et UBe{sub 13}. Les auteurs indiquent les donnees obtenues sur le comportement des cermets a l'uranium; durant les essais de fluage, les essais de resistance a court terme et le traitement thermique cyclique, en mentionnant les substances ajoutees. Ils etudient enfin la resistance a la corrosion des cermets d'uranium et UBe{sub 13}. (author) [Spanish] Los autores describen algunas propiedades de los cermets a base de uranio, reforzados por particulas de diversos compuestos en dispersion. En calidad de posibles materiales de refuerzo, ensayaron el UO{sub 2}, el UC, el Al{sub 2}O{sub 3}, el MgO y el UBe{sub 13}. Obtuvieron datos sobre el comportamiento de esas aleaciones en ensayos de fluencia, ensayoe rapidos de resistencia y tratamiento termico ciclico. Por ultimo, estudiaron la resistencia a la corrosion de las aleaciones de uranio a base de UBe{sub 13}. (author) [Russian] Daetsya opisanie nekotorykh svojstv metallokeramicheskikh splavov urana, uprochnennykh dispersionnymi chastitsami. V kachestve vozmozhnykh uprochnyayushchikh materialov izuchalis' UO{sub 2}, UC, Al{sub 2}O{sub 3} , MgO i UBe{sub 13}. Polucheny dannye o povedenii splavov urana s ukazannymi primesyami pri kripovykh ispytaniyakh, pri kratkovremennykh prochnostnykh ispytaniyakh i pri tsiklicheskoj termoobrabotke

  6. Annex 3 - Testing the microstructure of the fuel element with metal uranium with aluminium cladding; Prilog 3 - Ispitivanje mikrostrukture gorivnog elementa na bazi metalnog urana sa aluminijumskom kosuljicom

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Milosevic, S; Momcilovic, I [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1961-12-15

    Based on the uranium microstructure in the fuel element, i.e. grain size, presence of other phases, porosity and the position of metal connections, some data could be obtained about the mechanical and thermal treatment of the uranium during fuel element fabrication. The mentioned characteristics could indicate the behaviour of the fuel under reactor operating conditions taking into account its stable dimensions and roughness of its surfaces. Na osnovu mikrostrukture urana u gorivnom elementu, odnosno velicine i oblika njegovih kristalnih zrna, prisustva drugih faza, pozoziteta kao i rasporeda metalnih ukljucaka, mogu se dobiti izvesni podaci o tome koje je postupke mehanickog i termickog tretiranja pretrpeo uran u pripremi za gorivni elemenat. Prethodne karakteristike takodje mogu da daju predstavu o tome kako ce se gorivo ponasati u uslovima rada reaktora, s obzirom na njegovu dimenzionu stabilnost i ogrubljivanje njegove povrsine (author)

  7. Some solvent extraction studies of trivalent metal halides; Quelques etudes sur l'extraction par solvant d'halogenures de metaux trivalents; Izuchenie ehkstraktsii nekotorykh rastvoritelej iz trekhvalentnykh metallicheskikh galoidov; Algunos estudios de la extraccion mediante disolventes de haluros de metales trivalentes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dietz, Jr, R J; Mendez, J; Irvine, Jr, J W [Department of Chemistry and Laboratory for Nuclear Science, Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, MA (United States)

    1962-03-15

    el orden de magnitud del coeficiente varia en un intervalo de 10{sup 5}. Los autores explican los datos obtenidos sobre la base de la ionizacion del acido complejo HMX{sub 4} en estos disolventes, cuyas constantes dielectricas son relativamente elevadas. Empleando un metodo ideado por Poskanzer, han calculado la constante de ionizacion del electrolito soporte, HCl o HBr, en la fase no acuosa a partir de las variaciones que el coeficiente de extraccion experimenta en funcion de las concentraciones del metal. Las variaciones del coeficiente de extraccion con la concentracion de HX han servido para calcular las constantes de estabilidad de las especies complejas MX{sub 3} y MX{sub 4}{sup -}. Como se trata de reacciones en fase acuosa, las constantes son independientes del disolvente organico que se emplee. Para el sistema In (III)-HCl los autores obtuvieron resultados perfectamente concordantes tanto al emplear eter bis (2-cloroetilico) como nitrobenceno. Los autores no consiguieron evaluar las constantes de los complejos de cloruro y bromuro de galio porque dichos compuestos solo se forman en un intervalo de concentraciones de acido muy estrecho. Los valores del cociente (GaCl{sub 4}{sup -})/{Sigma} Ga (III) en funcion de la concentracion de HCl, calculados a partir de los datos de extraccion, concuerdan con los datos que Kraus y Nelson obtuvieron por mediciones del intercambio ionico. (author) [Russian] Metod mechenykh atomov pozvolil provesti izuchenie fiziko-khimicheskogo raspredeleniya Ga (III) i In (III) mezhdu vodnymi rastvorami HCl i HBr i organicheskimi rastvoritelyami, dvojnym ehfirom (2-khloroehtil) i nitrobenzolom. Na osnove izmerenij koehffitsientov ehkstraktsii pri kontsentratsii metalla vyshe 10{sup 10} i pri kolebanii dannogo koehffitsienta v predelakh 10{sup 5} tshchatel'no bylo razrabotano ehmpiricheskoe povedenie dannykh sistem. Rezul'taty vyrazhalis' v stepeni ionizatsii slozhnoj kisloty, HMX{sub 4}, izvestnoj v kachestve rastvoritelya s otnositel

  8. Problems of Uranium Monocarbide and Mononitride Technology; Problemes de la technologie des monocarbures et mononitrures d'uranium; Problemy tekhnologii monokarbida i mononitrida urana; Problemas de la tecnologia del monocarburo y del mononitruro de uranio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Yakeshova, L. [Institut Yadernykh Issledovanij Chekhoslovatskoj, Czechoslovak Socialist Republic (Czech Republic)

    1963-11-15

    A critical account of published data is given, and the over-all demands made on ceramic nuclear fuel of the uranium monocarbide and mononitride type are examined. The paper also refers to a number of still unsolved problems, either at the research level or at that of practical application. A short account is given of methods of obtaining monocarbide and preparing compacted products. (author) [French] Le memoire donne un apercu critique de la documentation publiee. Il examine les criteres generaux auxquels doit repondre le combustible nucleaire ceramique du type monocarbure et mononitrure d'uranium. Il indique les problemes qui se posent encore en ce qui concerne les travaux de recherche ou l'utilisation pratique des matieres. Les methodes de preparation des monocarbures et les questions relatives a la fabrication de produits compacts font l'objet d'un bref examen. (author) [Spanish] La memoria examina criticamente los datos publicados. Se exponen los requisitos generales de los combustibles nucleares ceramicos del tipo monocarburo y mononitruio de uranio. Se senalan los problemas aun no resueltos en lo relativo a los trabajos de investigacion o a las aplicaciones practicas de esos materiales. Se describen brevemente los metodos de preparacion de los monocarburos y los problemas que plantean la elaboracion de productos compactos. (author) [Russian] Daetsya kriticheskoe obsuzhdenie literaturnykh dannykh. Razbirayutsya obshchie trebovaniya k keramicheskomu yadernomu toplivu tipa monokarbida i mononitrida urana. Otmechayutsya problemy, kotorye s tochki zreniya issledovatel'skikh rabot ili prakticheskogo primeneniya materialov, ostayutsya eshche ne reshennymi. Kratko obsuzhdayutsya metoda polucheniya monokargida i voprosy prigotovleniya kompaktnykh izdelij. (author)

  9. Radiation damage of uranium; Radijaciono ostecenje urana

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lazarevic, Dj [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Yugoslavia)

    1966-11-15

    Study of radiation damage covered the following: Kinetics of electric resistance of uranium and uranium alloy with 1% of molybdenum dependent on the second phase and burnup rate; Study of gas precipitation and diffusion of bubbles by transmission electron microscopy; Numerical analysis of the influence of defects distribution and concentration on the rare gas precipitation in uranium; study of thermal sedimentation of uranium alloy with molybdenum; diffusion of rare gas in metal by gas chromatography method.

  10. Irradiated uranium reprocessing; Prerada ozracenog urana

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gal, I [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Laboratorijaza visoku aktivnost, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1961-12-15

    Task concerned with reprocessing of irradiated uranium covered the following activities: implementing the method and constructing the cell for uranium dissolving; implementing the procedure for extraction of uranium, plutonium and fission products from radioactive uranium solutions; studying the possibilities for using inorganic ion exchangers and adsorbers for separation of U, Pu and fission products.

  11. The Determination of Uranium in Urine by Delayed Neutron Counting; Dosage de l'Uranium dans l'Urine par Comptage des Neutrons Differes; Opredelenie soderzhaniya urana v moche putem scheta zapazdyvayushchikh nejtronov; Determinacion del Uranio Contenido en la Orina por Recuento de Neutrones Retardados

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Brookes, I. R. [Atomic Weapons Research Establishment, Aldermaston, Berks. (United Kingdom)

    1965-10-15

    recipiente adecuado y se introduce por un sistema de tubos neumaticos en el nucleo del reactor HERALD, donde es irradiado en un flujo termico de 3,94 * 10{sup 12}n/cm{sup 2} s, aproximadamente. Al cabo de 1 min de irradiacion la muestra vuelve automaticamente al laboratorio, donde el frasco que la.contiene se coloca en el contador neutronico que se conecta a los 25 s de haber salido la muestra del reactor. La muestra se recuenta durante 1 min. Las muestras testigo consisten en orina de personas no expuestas profesionalmente al uranio, y el patron de calibracion, en una cantidad conocida de {sup 235}U (en forma de uranio natural). El limite de deteccion es de 0,020 pCi de uranio enriquecido al 93% (0,007 de la carga corporal maxima admisible) y 0,036 {mu}g de uranio natural por 100 mi de orina. El limite de deteccion depende de la' actividad de la muestra testigo determinada por recuento. La actividad principal de la muestra testigo se debe a los emisores gamma formados por irradiacion de la orina. El ciclo de irradiacion y recuento dura unos 3,5 min y en una jornada de trabajo se pueden evaporar y envasar 50 muestras. A los efectos del analisis de orina, es despreciable la interferencia del {sup 239}Pu. (author) [Russian] Pri jetom metode soderzhanie urana-235 opredeljaetsja putem scheta zapazdyvajushhih nejtronov, ispuskaemyh posle delenija urana-235 v obrazce teplovymi nejtronami. Tri gruppy nejtronov, predstavljajushhie interes, imejut periody poluraspada 55,72, 22,72 i 6,22 sek. 100 ml mochi isparjajut do suhogo ostatka v vodjanoj vanne. Ostatok pomeshhajut v. polijetilenovuju butylku vesom v odnu unciju vmeste primerno s 4 - 5 ml, a zatem butylku zapaivajut v gorjachem sostojanii. Butylku s obrazcom pomeshhajut v kontejner i napravljajut cherez sistemu pnevmaticheskih trub v aktivnuju zonu reaktora HERALD,gde ona obluchaetsja v potoke teplovyh nejtronov, sostavljajushhem priblizitel'no 3,94 * 10{sup 12} n/sm{sup 2} sek. Posle obluchenija v techenie odnoj minuty obrazec

  12. Determination of the Uranium Content of Aluminium Alloys; Determination de la Teneur en Uranium dans les Alliages a Base d'Aluminium; Opredelenie soderzhaniya urana v splavakh na osnove alyuminiya; Determinacion del Contenido de Uranio en las Aleaciones a Base de Aluminio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gerard, J.; Van Hove, L. [S.A. Metallurgie et Mecanique Nucleaires Dessel (Belgium)

    1965-09-15

    determinacion de su contenido exacto de uranio-235 se efectua mediante analisis quimicos e isotopicos. El control, cuando las operaciones se reaUzan a una cadencia industrial, se hace midiendo la densidad de la aleacion o contando los rayos gamma emitidos por el uranio-235. Ambos metodos permiten obtener resultados de una precision relativa comparable ({+-} 0,5%). Desde el punto de vista economico, se puede recomendar la determinacion del contenido por recuento de la emision gamma, siempre que sea necesario llevar a cabo muchos examenes de piezas de una forma determinada. (author) [Russian] Vo mnogih reaktorah dlja ispytanija materialov splav aljuminija i obogashhennogo urana ispol'zuetsja v kachestve topliva. Kolichestvo urana-235 v kazhdom toplivnom jelemente dolzhno byt' tochno izvestno. Ispol'zovannye dlja jetogo opredelenija metody prosty v principe i k tomu zhe raznoobrazny. Privodjatsja sledujushhie metody: izmerenie plotnosti splava, otschet gamma-izluchenija urana-235, himicheskij analiz, opredelenie izotopnogo soderzhanija i ocenka potemnenija radiograficheskogo snimka. K sozhaleniju, kazhdyj iz jetih metodov stradaet bolee ili menee ser'eznymi nedostatkami na praktike, kogda jeto kasaetsja kontrolja vazhnoj produkcii. Izmerenie plotnosti splava metodom Arhimeda daet dostatochno tochnye rezul'taty, esli jetot metod primenjaetsja ostorozhno i esli tochno izvestna plotnost' sostavnyh metallov. Vmeste s tem, na praktike jetot metod javljaetsja ochen' medlennym. Krome togo, nado ochen' tochno znat' izotopnoe soderzhanie, chtoby opredelit' kolichestvo urana-235. Registracija gamma-aktivnosti urana-235 pozvoljaet neposredstvenno davat' ocenku jetomu izotopu. Odnako mnogie parametry odnokanal'nogo spektrometra obuslovlivajut primenenie horosho izvestnyh jetalonov i sozdanija iskljuchitel'noj ustojchivosti registracii. I vse zhe, po nashemu mneniju, jetot metod javljaetsja naibolee celesoobraznym dlja analizov v promyshlennom masshtabe. S drugoj storony, vybor jetalonov

  13. Preparation of Uranium Dioxide by Electrochemical Reduction in Ammonium Carbonate Solutions and Subsequent Precipitation; Preparation de bioxyde d'uranium par reduction electrochimique dans des solutions de carbonate d'ammonium et precipitation; Prigotovlenie dvuokisi urana metodom ehlektrokhimicheskogo vosstanovleniya v rastvore karbonata ammoniya s posleduyushchim osazhdeniem; Preparacion de dioxido de uranio por reduccion electroquimica en soluciones de carbonato amonico u precipitacion subsiguiente

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pravdic, V.; Branica, M.; Pucar, Z. [Department of Physical Chemistry, Rudjer Boskovic Institute, Zagreb, Yugoslavia (Serbia)

    1963-11-15

    dvumya 50-litrovymi rezervuarami i podavalsya k intensivno peremeshivaemomu rtutnomu katodu. Rabochij potentsial rtuti proveryalsya po ehlektrodu sravneniya Ag/AgCl/KCl (Sat.). Potentsial podderzhivalsya postoyannogo znacheniya - 1,5 vol't. Proizvoditel'nost' po toku byla okolo 90%, dlya protsessa vosstanovleniya potreblyaemaya ehnergiya sostavlyala okolo 0,8 kvt-chas/kg dvuokisi urana. Po okonchanii ehlektroliza osazhdenie initsiirovali tol'ko pri pomoshchi nagreva temnozelenogo, prozrachnogo rastvora do temperatury 70 deg. C v spetsial'nom steklyannom sosude ob''emom 60 1. Iz 50 1 katalicheskogo rastvora poluchili 1 kg tsentrifugirovannogo produkta (soderzhanie vody okolo 20%). Kulonometricheskij analiz otnosheniya O/U daval vsegda rezul'taty, lezhashchie v predelakh ot 2,04 do 2,0. Opisannym sposobom gidrookis' urana (IV) osazhdaetsya selektivno. Ustanovleno, chto otnoshenie O/U v osadke ne zavisit ot polnoty vosstanovleniya. Pri pomoshchi rentgenoskopii produkt identifitsirovan kak al'fa-faza dvuokisi urana. Opyty po spekaniyu i kharakteristike poluchennoj takim obrazom dvuokisi urana, prigodnoj dlya keramicheskogo yadernogo topliva, prodolzhayutsya. (author)

  14. Recent Developments in the Chemical Thermodynamics of the Uranium Chalcogenides; Progres Accomplis Recemment dans la Thermodynamique Chimique des Chalcogenures d'Uranium; Poslednie dostizheniya v khimicheskoj termodinamike khal'kogenidov Urana; Recientes Progresos en la Termodinamica Quimica de los Calcogenidos de Uranio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Westrum, Jr., E. F. [University of Michigan, Ann Arbor, MI (United States)

    1966-02-15

    estado ferromagnetico y contrastan con la anomalia antiferro- magnetica hallada en el mononitruro isoestructural a 52 Degree-Sign K. Los nuevos datos termodinamicos concuerdan satisfactoriamente con los obtenidos mediante el procedimiento de evaluacion de entropia de Gronvold y Westrum. (author) [Russian] Rasprostranenie kriotermicheskih dannyh no U{sub 4}O{sub 9} na bolee vysokie temperatury pokazalo termofizicheskie aspekty (predpolagaemogo) postepennogo strukturnogo prevrashhenija tipa-A. pri temperature 348 Degree-Sign K s sootvetstvujushhim prirashheniem jentropii v razmere 1,84 kalorij/gramm-mol' OK, svjazannogo so smeshheniem vnedrennyh atomov kisloroda. Izmerenija kak teploemkosti, tak i magnitnoj vospriimchivosti na spechennoj dvuokisi urana Mol- linkrodta podtverdili, chto antiferromagnitnyj-paramagnitnyj perehod proishodit pri 30,4 Degree-Sign K so skachkom teploemkosti v 400 kalorij/gramm-mol' Degree-Sign K, a ne pri 28,7 Degree-Sign K s povysheniem teploemkosti na devjat' kalorij/gramm-mol' Degree-Sign K, kak soobshhalos' v literature. Jeto pozvoljaet teper' ob{sup j}asnit' termicheskuju anomaliju, obnaruzhennuju v {beta} -U{sub 3}O{sub 7}. Kriogennye teploemkosti, poluchennye na harakternyh obrazcah {alpha}-, {beta}-, i {gamma} utriokisi urana, podgotovlennyh doktorom E.G.P.Kordfunke iz Niderlandskogo reaktornogo centra, kombinirujutsja s teploemkostjami pri bolee vysokoj temperature, jental'pijami obrazovanija i drugimi termodinamicheskimi dannymi dlja poluchenija dannyh ob otnositel'noj stabil'nosti jetih vazhnyh jadernyh materialov. Obnaruzheno, chto kak monoselenid urana, tak i diselenid urana imejut anomalii tipa ljambda, svjazannye s magnitnym razuporjadocheniem. V diselenide urana jeto proishodit pri 13,1 Degree-Sign K s prirashheniem jentropii v 0,16 kalorij/gramm-mol' Degree-Sign K. Prirashhenie jentropii v monoselenide pri anomalii pri 160 Degree-Sign K sostavljaet velichinu 1,0 kalorij/gramm- mol' Degree-Sign K, chto mozhno sravnit' s velichinoj

  15. A Contribution to the Study of the Oxidation of Uranium Monocarbide in Carbonic Anhydride at High Temperatures; Contribution a l'etude de l'oxydation du monocarbure d'uranium dans l'anhydride carbonique aux temperatures elevees; Vklad v izuchenie voprosa okisleniya monokarbida urana v ugol'nom angidride pri povyshennykh temperaturakh; Contribucion al estudio de la oxidacion del monocarburo de uranio en anhidrido carbonico a temperaturas elevadas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Desrues, R; Paidassi, J.; Darras, R. [Centre d' Etudes Nucleaires, Saclay (France)

    1963-11-15

    monocarburo, sea que provengan del uranio o bien del dicarburo, disminuye la resistencia de este compuesto a la oxidacion; ello puede atribuirse sobre todo al hecho de que aquellas sufren una oxidacion muy seria, especialmente a raiz de las tensiones mecanicas que causa. 3. En todos los casos, el proceso de oxidacion puede caracterizarse por una energia de activacion igual a 29 000 cal/M, valor muy proximo al correspondiente a la oxidacion del uranio metalico en el mismo gas y a la difusion del oxigeno en el oxido de uranio (UO{sub 2}) que se forma. (author) [Russian] Obraztsy monokarbida urana, poluchennogo dvumya razlichnymi metodami, i obraztsy ker- meta sostava 96,7 ves% U-3,3 ves% S podvergalis' dejstviyu ugol'nogo angidrida, tshchatel'no ochishchennogo ot kisloroda i vodyanykh parov, v intervalakh 350 - 600 deg. C, i nablyudalos' ikh okislenie odnovremenno mikrograficheskim i gravimetricheskim sposobami pri pomoshchi termovesov Ehjro. Bylo otmecheno sleduyushchee: 1) Krivye vyrazhayut uvelichenie vesa kak funktsiyu vremeni i vnachale nosyat yarko vyrazhennyj linejnyj kharakter, zatem bystro vozrastayut, chto ob{sup y}asnyaetsya, v osnovnom,progressivnym razlozheniem obraztsov. Vprochem, poluchennye dannye uvelicheniya vesa yavlyayutsya bolee nizkimi chem te, kotorye byli opublikovany do nastoyashchego vremeni, chto sleduet, ochevidno, pripisat' bolee vysokoj chistote upotreblennogo ugol'nogo angitrida i ochen' neznachitel'noj poristosti ispol'zovannogo monokarbida urana. 2) Nalichie vklyuchenij v monokarbid, kotorye sootvetstvuyut uranu ili dikarbidu, umen'shaet stojkost' ehtogo materiala k okisleniyu, chto sleduet pripisat', glavnym obrazom,katastroficheskomu okisleniyu samikh vklyuchenij iz-za mekhanicheskikh svyazej. 3) Vo vsekh sluchayakh protsess okisleniya mozhet byt' okharakterizovan ehnergiej aktivatsii, ravnoj 29 000 kal/mol', velichinoj, ochen' blizkoj k toj, kotoraya sootvetstvuet okisleniyu metallicheskogo urana v tom zhe gaze i diffuzii kisloroda v okisi

  16. Nuclear Materials Management in a Recovery Facility for Unirradiated Enriched Uranium; Gestion des Matieres Nucleaires dans une Installation de Recuperation d'Uranium Enrichi Non Irradie; Administrativno-khozyajstvennyj uchet yadernykh materialov na ustanovke po regeneratsii neobluchennogo obogashchennogo urana; Administracion de Materiales Nucleares en una Planta de Recuperacion para Uranio Enriquecido No Irradiado

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jasny, G. R. [Union Carbide Corporation, Oak Ridge, TN (United States)

    1966-02-15

    izvlekajutsja razlichnye vidy neobluchennogo obogashhennogo urana. V nastojashhee vremja usta- novka Y-12 po regeneracii osnashhena polunepreryvnoj potochnoj liniej, vkljuchaja rastvorenie, szhiganie, vyparivanie, izvlechenie, denitraciju i gidroflorinaciju produkta. Oborudovanie po pererabotke i hraneniju imeet ogranichennye razmery i obladaet obshhej propusknoj sposob- nost'ju v neskol'ko sot kilogrammov obogashhennogo urana v mesjac. Snabzhenie dlja processov izvlechenija postupaet kak s samoj ustanovki, tak i iz drugih predprijatij Komissii po atom- noj jenergii v Soedinennyh Shtatah. V tot ili inoj moment jeto snabzhenie vkljuchaet lom ne- obluchennogo obogashhennogo urana prakticheski vseh vozmozhnyh vidov. Fizicheskij kontrol' uspeshno osushhestvljaetsja blagodarja sledujushhim faktoram: 1. Tshhatel'nost' konstruirovanija oborudovanija, chto obespechivaet vozmozhnost' chistki i vyborki prob i svodit k minimumu zahvat materialov. 2. Nepreryvnyj dozimetricheskij kontrol' vseh othodov i putej prohozhdenija othodov i jeffluentov kak cherez sistemu kanalizacii, tak i cherez vytjazhnye truby, a takzhe nad radioak- tivno zagrjaznennym musorom. 3. Periodicheskie fizicheskie proverki nalichnyh materialov. 4. Tshhatel'naja vyborka prob i analiz ih kak po vneshnim putjam snabzhenija matermalami, tak i po putjam prohozhdenija produkta. 5. Strogij kontrol' nad kachestvom analiza i vyborki prob. 6. Vozlozhenie otvetstvennosti za uchet materialov na operativnyj, a ne na uchetnyj personal. 7. Tshhatel'nyj instruktazh operativnogo personala. Informacija, postupajushhaja v sistemu ucheta jadernyh materialov, sobiraetsja pri pomoshhi sistemy kartochek, blizko soprovozhdajushhih fizicheskij put' prohozhdenija materialov; inache govorja, tozhdestvo kazhdoj partii sohranjaetsja pri pomoshhi sootvetstvujushhej kartochki, i otdel pouch e tu jadernogo materiala uvedomljaetsja ob udalenii partii posredstvom peredachi emu sootvetstvujushhej kartochki jetoj partii. Bol'shaja chast' uchetnyh

  17. Radiation damage of metal uranium; Radijaciono ostecenje metalnog urana

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mihajlovic, A [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Yugoslavia)

    1965-11-15

    This report is concerned with the role of dispersion second phase in uranium and burnup rate. The role of dispersion phases in radiation stability of metal uranium was studies by three methods: variation of electric conductivity dependent on the neutron flux and temperature of pure uranium for different states of dispersion second phase; influence of dispersion phase on the radiation creep; transmission electron microscopy of fresh and irradiated uranium.

  18. Determination of D{sub 2}O-2% Enriched Uranium Lattice Parameters by Means of a Critical System; Determination des Parametres d'un Reseau Uranium Enrichi a 2%-Eau Lourde au Moyen d'un Ensemble Critique; Opredelenie s pomoshch'yu kriticheskoj sistemy parametrov reshetki s 2%-nym obog ashcheniem Urana i s zamedlitelem D{sub 2}O; Determinacion, Mediante un Conjunto Critico, de los Parametros de un Reticulado de D{sub 2}O y Uranio Enriquecido al 2%

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Raisic, N.; Takac, S.; Markovic, H.; Bosevski, T. [Boris Kidric Institute of Nuclear Sciences, Belgrade, Yugoslavia (Serbia)

    1964-02-15

    las tecnicas utilizadas en las mediciones. Los datos experimentales sirvieron a continuacion para deducir los parametros del reticulado, dennidos por la formula de cuatro factores y el estudio matematico del cuerpo del reactor con arreglo a la teoria de difusion de dos grupos. Los resultados obtenidos se comparan con los valores corrientemente asignados a los mismos parametros para configuraciones de reticulados medidos. Se presentan las desviaciones halladas en el valor de n y en la integral de resonancia para el {sup 238}U. En conclusion, se analiza la utilidad y precision de los datos obtenidos con los experimentos criticos para la construccion y explotacion de un reactor de investigacion de D{sub 2}O y uranio enriquecido. (author) [Russian] Daetsja opisanie serii opytov, vypolnennyh s cel'ju opredelenija osnovnyh parametrov reshetki s 2%-nym obogashheniem urana i s zamedlitelem v vide D{sub 2}O. Toplivnye jelementy predstavljali soboj polye cilindry, pokrytye aljuminiem i smochennye kak snaruzhi, tak i iznutri vodoj. Opyty provodilis' na kriticheskoj sborke RB Instituta jadernyh nauk im. Boris Kidric v Belgrade. Udobooptekaemaja geometricheskaja forma jetoj sistemy daet vozmozhnost' sravnitel'no prosto teoreticheski ob'jasnit' rezul'taty opytov i provesti neposredstvennoe gotovoe sravnenie s raschetami dvuhgruppovoj teorii diffuzii. Izmerenija, vypolnennye dlja desjati razlichnyh konfiguracij reshetki, vkljuchali opredelenie laplasiana, kojefficienta reaktivnosti urovnja vody i blok-jeffekta dlja potoka teplovyh i nadteplovyh nejtronov vnutri kamery reaktora. Opisyvaetsja metodika ctih izmerenij. Dannye opytov ispol'zujutsja dlja vyvedenija parametrov reshetki, opredeljaemyh po formule chetyreh somnozhitelej i pri primenenii k aktivnoj zone reaktora dvuhgruppovoj teorii diffuzii. Rezul'taty sravnivajutsja so standartnymi raschetami teh zhe parametrov dlja izmerjaemyh konfiguracij reshetki. Otmechajutsja otklonenija v velichine p i rezonansnogo integrala U-238. V

  19. Comparison of the Economic Aspects of the Treatment and Storage of Fission Products from Installations Processing Irradiated Natural Uranium; Aspects Economiques Compares du Traitement et du Stockage des Produits de Fission Issus des Usines de Traitement de l'Uranium Naturel Irradie; Sravnitel'nye ehkonomicheskie aspekty obrabotki i khraneniya produktov deleniya, poluchaemykh na zavodakh po pererabotke obluchennogo prirodnogo urana; Aspectos Economicos Comparados del Tratamiento y del Almacenamiento de los Productos de Fision que Salen de las Plantas de Tratamiento de Uranio Natural Irradiado

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Thiriet, L.; Lesur, P.; Giraud, R. [Commissariat a l' Energie Atomique, Paris (France); Wanlin, J. [Societe Saint-Gobain Techniques Nouvelles, Paris (France)

    1966-02-15

    instalaciones, tipo de interes y gastos de explotacion) la eleccion de la politica Optima (dimensiones y ritmo de la puesta en servicio) es en cambio independiente de estas hipotesis y esta unicamente ligada a la ley de variacion del costo de los depositos en funcion de sus dimensiones. Se obtiene, asi, el costo optimizado del almacenamiento de los efluentes por tiempo indefinido. En la tercera parte se compara la solucion del almacenamiento indefinido con otras posibilidades: vitrificacion y separacion del Cs y del Sr. Los autores analizan esas posibilidades desde el punto de vista economico e indican algunas soluciones a largo plazo. (author) [Russian] Posle upominanija osnovnyh metodov obrashhenija s produktami delenija v zhidkom vide, daetsja kratkoe opisanie osnovnyh tehnicheskih harakteristik primenjaemyh vo Francii ustanovok dlja hranenija iz nerzhavejushhej stali (v kisloj srede) i struktury stoimosti jetih ustanovok. Pokazyvaetsja, kak jeta sistema zavisit ot aktivnosti nahodjashhihsja na hranenii rastvorov i ot vydelenija imi tepla. Vo vtoroj chasti issleduetsja stoimost' ih hranenija v zavisimosti ot razmerov rezervuarov, kotorye mogut byt' postroeny, i opredeljajutsja razmery i maksimal'nye predely ih ispol'zovanija s uchetom harakteristik podlezhashhih hraneniju produktov delenija i razlichnyh vozmozhnostej zavoda po pererabotke obluchennogo prirodnogo urana. Pokazyvaetsja, chto esli stoimost' hranenija predpolozhitel'no zavisit ot sroka sluzhby ustanovok, procenta na kapital i jekspluatacionnyh rashodov, to vybor optimal'nogo metoda nezavisim ot jetogo i svjazan lish' s zakonom izmenenija stoimosti jetih rezervuarov s uchetom ih razmerov. Takim putem poluchajut optimizirovannuju stoimost' beskonechnogo hranenija zhidkih produktov. V tret'ej chasti s jetim resheniem beskonechnogo hranenija sravnivajutsja drugie vozmozhnye mery obrashhenija s produktami delenija: osteklovyvanie i vydelenie cezija i stroncija. Obsuzhdaetsja jekonomika razlichnyh metodov hranenija i

  20. Irradiated uranium reprocessing, Final report - I-IV, Part I; Prerada ozracenog urana, Zavrsni izvestaj- I-VI, I Deo

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gal, I [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Laboratorija za visoku aktivnost, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1961-12-15

    This volume of the final report describes the construction and functioning of the cell for dissolving the irradiated uranium. Annexes of this report describe the parts of the cell as follows: description of the metal frame, grid and stainless steel plate; container for irradiated uranium; small opening of the cell; vessel for dissolving; device for opening the cover; device for sampling of the radioactive solution, inner and outer parts; pneumatic taps.

  1. Accelerator based production of fissile nuclides, threshold uranium price and perspectives; Akceleratorska proizvodnja fisibilnih nuklida, granicna cijena urana i perspektive

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Djordjevic, D [INIS-Inzenjering, Sarajevo (Yugoslavia); Knapp, V [Elektrotehnicki fakultet, zagreb (Yugoslavia)

    1988-07-01

    Accelerator breeder system characteristics are considered in this work. One such system which produces fissile nuclides can supply several thermal reactors with fissile fuel, so this system becomes analogous to an uranium enrichment facility with difference that fissile nuclides are produced by conversion of U-238 rather than by separation from natural uranium. This concept, with other long-term perspective for fission technology on the basis of development only one simpler technology. The influence of basic system characteristics on threshold uranium price is examined. Conditions for economically acceptable production are established. (author)

  2. Design project of the experimental device for studying the uranium Creep in the reactor; Predprojekat eksperimentalnog uredjaja za ispitivanje CREEP-a urana u reaktoru

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pavicevic, M [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Odeljenje za reaktorsku eksperimentalnu tehniku, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1963-12-15

    The objective of this task was constructing a device for creep testing of uranium, i.e permanent deformation of the irradiated fuel. Deformation results from the influence of thermal neutron flux, temperature, time of irradiation, mechanical stress. This describes two possible technical solutions experimental device for creep testing in the vertical experimental channel and in the horizontal experimental channel of the RA reactor. In addition to the design details, the report covers calculations of heat generation, antireactivity, activation of the materials of the constructed experimental loop, mechanical calculations as well as description of measurements and regulation of the uranium sample temperature.

  3. Underground leaching - A method for the economic extraction of uranium from low-grade ores; Podzemnoe vyshchelachivanie - sposob ehkonomicheskogo izvlecheniya urana iz bednykh rud

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Zefirov, A P [Gosudarstvennyj Komitet po Ispol' zovaniyu Atomnoj EHnergii SSSR, Moskva, Union of Soviet Socialist Republics (Russian Federation)

    1967-06-15

    The method of underground leaching of uranium ores has a number of advantages over extraction followed by processing of the ores in factories. It has been studied in two types of deposit, occurring in rock masses and sandy shales. Research techniques were worked out accordingly for the leaching of uranium from large-grained ore (-200 mm) and from layers in natural stratification. Special models were constructed permitting the simulation of underground leaching conditions. The results obtained were checked in field conditions on experimental plots and experimental underground blocks. The investigations demonstrated the practicability of the process of underground leaching of uranium from certain ores and made it possible to work out flow-sheets and routines for an industrial process, information about which is given in the paper. (author)

  4. Design project of the experimental facility for testing uranium creep in the reactor; Predprojekat eksperimentalnog uredjaja za ispitivanje CREEP-a urana u reaktoru

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pavlovic, A [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1963-12-15

    This report contains the design for constructing the experimental device for testing metal uranium creep in the RA reactor core under defined neutron flux conditions, temperature, mechanical loads and time of irradiation. This device will be placed in one of the experimental channels in the core. This report contains physical, thermal and mechanical calculations and engineering drawings of the device.

  5. Separation of plutonium from uranium and fission products in the zirconium pyrophospate column; Prilog 5: Odvajanje plutonijuma od urana i fisionih produkata na koloni cirkonijum pirofosfatu

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cvjeticanin, D; Milic, N [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Laboratorija za visoku aktivnost, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1963-12-15

    Distribution coefficients were of the following ions were determined in the system zirconium pyrophosphate - aqueous solution HNO{sub 3} : Pu{sup 3+}, Pu{sup 4+}, PuO{sub 2}{sup 2+}, UO{sub 2}{sup 2+}, {sup 234}Th{sup 2+}, {sup 95}Zr, {sup 95}Nb, {sup 106}Ru, {sup 144}Ce{sup 3+}, {sup 90}Sr{sup 2+}, {sup 137}Cs{sup +}, {sup 59}Fe{sup 3+} and {sup 59}Fe{sup 2+}. According to the distribution coefficients it can be concluded that the separation of some cations is possible. This was proved by using separation columns. The following successful separations were completed: {sup 90}Sr{sup 2+} from {sup 90}I{sup 3+}, {sup 90}Sr{sup 2+} from {sup 90}I{sup 3+} and {sup 1}'{sup 37}Cs{sup +}, UO{sub 2}{sup +} from {sup 234}Th{sup 4+}, Pu{sup 4+} from UO{sub 2}{sup 2+}, {sup 95}Zr, {sup 95}Nb, {sup 106}Ru, {sup 144}Ce{sup 3+}, {sup 90}Sr{sup 2+}, {sup 137}Cs{sup +}. Decontamination factors of plutonium from the mentioned cations were determined. It was found that the sorption of Cs{sup +} and Sr{sup 2+} is based on ion exchange. Odredjeni su distribucioni koeficijenti Pu{sup 3+}, Pu{sup 4+}, PuO{sub 2}{sup 2+}, UO{sub 2}{sup 2+}, {sup 234}Th{sup 2+}, {sup 95}Zr, {sup 95}Nb, {sup 106}Ru, {sup 144}Ce{sup 3+}, {sup 90}Sr{sup 2+}, {sup 137}Cs{sup +}, {sup 59}Fe{sup 3+} i {sup 59}Fe{sup 2+} u sistemu cirkonijum pirofosfat - vodeni rastvor HNO{sub 3}. Na osnovu distribucionih koeficijenata moglo se zakljuciti da su moguca neka medjusobna odvajanja pomenutih katjona, sto je i potvrdjeno radom na kolonama. Uspesno su odvojeni: {sup 90}Sr{sup 2+} od {sup 90}I{sup 3+}, {sup 90}Sr{sup 2+} od {sup 90}I{sup 3+} i {sup 1}'{sup 37}Cs{sup +}, UO{sub 2}{sup +} od {sup 234}Th{sup 4+}, Pu{sup 4+} od UO{sub 2}{sup 2+}, {sup 95}Zr, {sup 95}Nb, {sup 106}Ru, {sup 144}Ce{sup 3+}, {sup 90}Sr{sup 2+} i {sup 137}Cs{sup +}. Odredjeni su faktori dekontaminacije plutonijuma od pomenutih katjona. Utvrdjeno je da sorpcija Cs{sup +} i Sr{sup 2+} bazira na jonskoj izmeni.

  6. Preparation of Ceramic-Grade Thorium-Uranium Oxide; Preparation d'un melange d'oxydes de thorium et d'uranium propre a la fabrication de combustible ceramique; Izgotovlenie keramicheskogo torievo-uranovogo okisla; Preparacion de mezclas de oxidos de uranio y torio, de tipo ceramico

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cogliati, G.; De Leone, R.; Ferrari, S.; Gabaglio, M.; Liscia, A. [Centro Studi Nucleari della Casaccia, Rome (Italy)

    1963-11-15

    izgotovleniya toplivnykh ehlementov, tak i dlya regeneratsii materialov takogo roda. Na pervoj stadii protsessa nitrat uranila vosstanavlivaetsya do nitrata urana (IV). V kachestve vosstanovitelya ispol'zuyutsya kak gazoobraznyj vodorod, tak i murav'inaya kislota; mochevina dobavlyaetsya dlya predotvrashcheniya obrazovaniya azotistoj kisloty, kotoraya uskoryaet povtornoe okislenie urana (IV). V kachestve katalizatora mogut primenyat'sya platina i palladij. Privodyatsya dannye dlya nepreryvnogo protsessa, v kotorom murav'inaya kislota i mochevina dobavlyayutsya k rastvoru, poslednij zatem podogrevaetsya i podaetsya v kolonku, zapolnennuyu alyuminievymi tabletkami razmerom 3,87 x 3,17 mm, 0,5% kotorykh sostavlyaet platina. Izucheny vliyaniya skorosti potoka, temperatury, kontsentratsii murav'inoj kisloty i mocheviny, a takzhe prodolzhitel'nost' sluzhby i otravlenie katalizatora. Vtoraya stadiya protsessa zaklyuchaetsya v osazhdenii oksalato'v toriya i urana (IV). Opisyvaetsya vliyanie shchavelevoj kisloty na otnoshenie torij/uran, temperatury i vremeni stareniya na otstaivanie i fil'tratsionnye kharakteristiki osadka i na keramicheskie svojstva poluchennykh poroshkov. Prokalka proizvodilas' kak v vosstanovitel'noj, tak i v okislitel'noj atmosferakh. Posle predvaritel'nykh ispytanij byli prinyaty dva standartnykh metoda izgotovleniya keramicheskikh izdelij, a imenno: kholodnaya pressovka i spekanie, ehkstruziya i spekanie. Spekaemost' razlichnykh poroshkov byla ispytana s pomoshch'yu ehtikh oboikh standartnykh metodov. S nekotorymi poroshkami byli polucheny plotnosti svyshe 95% teoreticheski dopustimoj. Uspeshno byli provedeny ispytaniya na vosproizvodimost'. (author)

  7. Irradiated uranium reprocessing, Final report I-VI, IV Deo IV - Separation of uranium, plutonium and fission products from the irradiated fuel of the reactor in Vinca; Prerada ozracenog urana. Zavrsni izvestaj - I-VI, IV Deo - Odvajanje urana, plutonijuma i fisionih produkata iz isluzenog goriva reaktora u Vinci

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gal, I [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Laboratorija za visoku aktivnost, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1961-12-15

    This study describes the technology for separation of uranium, plutonium and fission products from the radioactive water solution which is obtained by dissolving the spent uranium fuel from the reactor in Vinca. The procedure should be completed in a hot cell, with the maximum permitted activity of 10 Ci.

  8. Irradiated uranium reprocessing, Final report I-VI, Part VI - Separation of uranium, plutonium and fission products from HNO{sub 3} solution on the zirconium phosphate (part I), Adsorption equilibrium and kinetics; Prerada ozracenog urana. Zavrani izvestaj - I-VI, VI Deo - Odvajanje urana, plutonijuma i fisionih produkata iz rastvora HNO{sub 3} na cirkonijum fosfatu (deo I.), Ravnoteza i kinetika adsorpcije

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gal, I; Ruvarac, A [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Odeljenje za eksploataciju nuklearnog goriva, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1961-12-15

    Separation of uranium, plutonium and long-lived fission products was investigated on a inorganic ion exchanger. Zirconium phospate was chosen for this purpose because its ion exchanger properties were well known. This report deals with the study of equilibrium and kinetics of the adsorption.

  9. A New Technique for Determining the Distribution of Radium and Thorium in Living Persons; Determination de la Repartition du Radium et du Thorium chez les Personnes Vivantes: Une Methode Nouvelle; Novyj metod opredeleniya raspredeleniya radiya i toriya u patsientov; Nueva Tecnica para Determinar la Distribucion del Radio y del Torio en Pacientes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Miller, C. E. [Argonne National Laboratory, Health Division, Argonne, IL (United States)

    1964-10-15

    Whole-body counters have been traditionally used to measure radioactivity within persons without reference to internal distribution. In the case of bone-seeking radioisotopes, such as radium, it is important to have some knowledge of at least the gross distribution within the skeleton in order to study the nature of the dose response. The techniques described here were developed to detect substantial non-uniformity in distribution of the radium in patients who cannot or will not lie still for more than one hour. A newly-designed right-cylindrical crystal 15 cm diam. and 20 cm long is placed 30 cm above the surface of a rigid bed with the axis of the crystal horizontal and at right angles to the supine patient's vertebral column. This log-shaped crystal is used instead, of the typical vertical squat cylinder in order that the surface areas and cross-sections of the crystal be of the same shape when viewed from any point in the body. The gamma-ray spectra from the supine patient and from point radioactive sources in the centre of Presdwood phantoms are obtained with the crystal located at x number of uniformly-spaced positions along the bed. The counting rates obtained for selected photopeaks from the spectra of the patient and the phantom are fed into an electronic computer, which is programmed to calculate a series of point sources that would give the same gamma-ray profile. The results with a number of radium patients have demonstrated that, while the distribution is frequently essentially uniform, some persons contain a concentration two or three times higher than the mean in the lower legs, the pelvis, or in the skull. The sums of the calculated sources agree within a few per cent with the total radium body contents measured with other whole-body counting techniques. Measurements made of two patients who received thorotrast about eighteen years ago and of phantoms containing thorotrast and RdTh have also demonstrated the feasibility of measuring the non-uniformity of distribution of Tl{sup 208} (ThC''), of Ac{sup 228} (MsTh{sup 2}), and possibly of Pb{sup 212} along the axis of the body. (author) [French] En regle generale, on se sert d'anthropogammametres pour doser l'activite du corps humain, sans se preoccuper de sa repartition. Dans le cas des radioisotopes osteotropes comme le radium, il importe d'avoir une idee au moins approximative de leur repartition dans le squelette pour etudier la nature de la reponse a la dose. Les techniques decrites dans le memoire ont pour objet de deceler toute inhomogeneite importante dans la repartition du radium chez des malades qui ne peuvent pas ou ne veulent pas rester allonges et immobilises pendant plus d'une heure. Un cristal de conception nouvelle, en forme de cylindre droit, mesurant 15 cm de diametre sur 20 cm de long, est situe a 30 cm au-dessus de la surface d'un lit rigide, l'axe du cristal etant horizontal et orthogonal par rapport a la colonne vertebrale du malade en supination. Ce cristal horizontal allonge est utilise de preference au cylindre vertical court de type courant, de maniere que la surface et les sections du cristal aient la meme forme, quel que soit le point du corps d'oti on les observe. Le cristal etant place a un nombre x de positions regulierement espacees le long du lit,, on determine les spectres des rayons gamma emis par le malade en supination et par des sources radioactives ponctuelles placees au centre de fantomes en bois artificiel (Presdwood). Les taux de comptage obtenus pour des pics photoelectriques determines provenant des spectres du malade et du fantome sont transmis a une calculatrice electronique, laquelle est programmee de maniere a calculer une serie de sources ponctuelles qui fourniraient le meme profil de rayons gamma. Les resultats obtenus chez un-certain nombre de malades traites au radium montrent que, si la repartition du radioisotope est souvent essentiellement uniforme, chez certaines personnes sa concentration est deux ou trois fois superieure a la moyenne dans la partie inferieure des jambes, dans le pelvis ou dans le crane. Les sommes des sources calculees'concordent, a quelques pour-cents pres, avec'les mesures de la charge corporelle totale de radium obtenues au moyen d'autres techniques d'anthropogammametrie. Les mesures faites sur deux malades qui avaient recu.du thorotrast il y a environ dix-huit ans ainsi que sur des fantomes contenant dli thorotrast et RdTh ont egalement mis en evidence la possibilite de mesurer l'inhomogeneite de la repartition de {sup 208}Tl(ThC{sup )}, {sup 228}Ac (MsTh{sup 2}), et aussi sans doute de {sup 212}Pb, le long de l'axe du corps. (author) [Spanish] Los antropogammametros se vienen usando tradicionalmente para medir la radiactividad de las personas sin atender-a la distribucion interna. En el caso de los radioisotopos osteofilos, tales como el radio, interesa conocer por lo menos su distribucion aproximada dentro del esqueleto, a fin de poder estudiar la naturaleza de la respuesta a la dosis. Las tecnicas descritas en la memoria se idearon para poder descubrir cualquier heterogeneidad sustancial en la distribucion del radio en pacientes que no pueden o no desean yacer inmoviles mas de una hora. Un cristal cilindrico recto, de diseno nuevo, de 15 cm de diametro por 20 cm de longitud,- se coloca a una altura de 30 cm sobre -la superficie de una camilla rigida, con el eje del cristal horizontal y perpendicular a la direccion de la columna vertebral del paciente, acostado en posicion supina. Se usa este cristal en lugar del cilindro vertical chato tipico, con la intencion de que las areas superficiales y las secciones transversales del cristal, observadas desde cualquier punto del cuerpo del paciente, tengan la misma forma. Se obtienen los espectros de rayos gamma del paciente en posicion supina y de las fuentes radiactivas puntiformes ubicadas en el centro de maniquies de madera prensada, con el cristal situado en un numero x de posiciones uniformemente espaciadas a lo largo de la camilla. Los recuentos obtenidos en correspondencia con determinados picos fotoelectricos de los espectros del paciente y del maniqui se-pasan a una calculadora electronica cuyo programa se establece a fin de'calcular una serie de fuentes puntiformes que darian el mismo perfil de rayos gamma. Los resultados obtenidos con cierto numero de pacientes tratados con radio han demostrado que, si bien la distribucion es con frecuencia esencialmente uniforme, en algunas personas la concentracion en los extremos de las piernas, la pelvis, o el craneo es dos o tres veces superior al valor medio. La suma de las fuentes calculadas concuerda, con error inferior a algunas unidades por ciento, con el contenido total de radio, medido por otras tecnicas antropogammametricas. Las determinaciones efectuadas en dos pacientes a los cuales se les habia suministrado una solucion de torotrasto unos dieciocho anos atras y en maniquies que contienen torotrasto y RdTh han demonstrado que tambien es posible evaluar la heterogeneidad en la distribucion del {sup 208}Tl(ThC''), del {sup 228}Ac (MsTh{sup 2}) y, quizas, tambien del {sup 212}Pb a lo largo del eje corporal. (author) [Russian] Obychno dlja izmerenija radioaktivnosti u cheloveka bez ucheta raspredelenija vnutri organizma primenjalis' schetchiki dlja izmerenija aktivnosti vsego organizma. Kogda rech' idet o takih osedajushhih v kostjah radioizotopah, kak radij, vazhno imet' nekotorye svedenija po krajnej mere ob obshhem raspredelenii ih v skelete dlja togo, chtoby izuchit' otnoshenie dozy i jeffekta. Opisyvaemaja metodika byla razrabotana dlja opredelenija sushhestvennoj neodnorodnosti raspredelenija radija u pacientov, kotorye ne mogut ili ne hotjat lezhat' spokojno bol'she chasa. Zanovo skonstruirovannyj prjamoj cilindricheskij kristall diametrom 15.i dlinoju 20 sm pomestili po gorizontal'noj osi na rasstojanii 30 sm nad poverhnost'ju special'no ustroennoj zhestkoj krovati pod prjamym uglom k pozvonochniku lezhashhego pacienta. Jeta vytjanutaja forma kristalla byla primenena vmesto obychnogo vertikal'no raspolozhennogo korotkogo cilindra dlja togo,-chtoby ploshhad' poverhnosti i poperechnoe sechenie kristalla imeli odinakovuju formu po otnosheniju k ljuboj tochke tela. Spektry gamma-luchej, ishodjashhih ot pozvonochnika pacienta i ot radioaktivnyh istochnikov v centre fantoma iz pressovannoj drevesiny, byli polucheny pri pomoshhi kristalla, pomeshhaemogo v h-chisle polozhenij s odinakovymi intervalami vdol' krovati. Skorosti scheta, poluchennye dlja otobrannyh fotopikov iz spektrov pacienta i fantoma, byli vvedeny v jelektronnoschetnoe ustrojstvo, zaprogrammirovannoe dlja podscheta serii tochechnyh istochnikov, chto daet tot zhe samyj profil' gamma-luchej. Rezul'taty, poluchennye pri issledovanii rjada pacientov, svidetel'stvujut o tom. chto hotja raspredelenie chashhe vsego v osnovnom odnorodno, u nekotoryh lic koncentracija v dva ili tri raza vyshe srednej v nogah, tazu ili v cherepe. Itogi vychislennyh istochnikov sootvetstvujut v predelah'neskol'kih procentov obshhemu soderzhaniju radija v organizme, podschitannomu na osnovanii drugih metodik izmerenija aktivnosti vsego organizma. Izmerenija, provedennye u dvuh pacientov, poluchavshih torotrast bolee devjatnadcati let nazad, i na fantomah, soderzhashhih torotrast i radij-torij, takzhe svidetel'stvovali o vozmozhnosti izmerenija neodnorodnogo raspredelenija Tl{sup 208} (ThC''), Ac{sup 228}(MsTh{sup 2}) i, vozmozhno, Pb{sup 212} vdol' osi tela. (author)

  10. Calculation and measurement of the uranium temperature during irradiation in the experimental channel in the reflector of the RA reactor - Annex 15; Prilog 15 - Proracun i merenje temperature urana pri ozracivanju u eksperimentalnom kanalu reflektora na reaktoru RA

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nikolic, M; Strugar, P; Mitrovic, S [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Reaktor RA, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1964-12-15

    Upon demand of the Laboratory for fuel reprocessing, six domestic metal uranium pellets were exposed to neutron flux ( 4 - 5 10{sup 12} n cm{sup -2} sec {sup -1}) in the RA reactor. Irradiation of fuel demanded special analyses for safety reasons. Weight of the fuel pellets was 13 - 20 g, having diameter 20 mm. pellets were placed in leak tight aluminium capsules with helium. The irradiation was dome in the aluminium experimental channel in the graphite reflector. Theoretical study has shown that the expected fuel temperature in the core could be up to 300 deg C at nominal power. For that reason temperature of the capsule with the uranium sample was measured during irradiation by using thermocouples. Results showed the discrepancy between measure and calculated values to be about 30%.

  11. Development of metal fuel and study of construction materials (I-IV), Part V, Vol. II, Project of the device for irradiation of metal uranium in the reactor; 2. Construction of the loop for uranium radiation creep testing; Razvoj metalnog goriva i ispitivanje konstrukcionih materijala (I-VI deo); V deo, Album II, Projekat uredjaja za ozracivanje metalnog urana u reaktoru; 2. Izrada petlje za ispitivanje radijacionog puzanja urana

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mihajlovic, A; Pavlovic, A [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Yugoslavia)

    1965-11-15

    This volume includes the design description for construction of the loop for testing uranium radiation creep. It covers the following: construction of the loop head, protection closure; system for pressure regulation and uranium temperature regulation; system for recording samples dilatation and temperature. Testing of components and the loop on the whole is described as well as the safety reports.

  12. Advanced epithermal thorium reactor (AETR) physics; Physique d'un reacteur au thorium, a neutrons epithermiques, de type perfectionne (AETR); Fizika usovershenstvovannog o nadteplovogo torievogo reaktora; Fisica del reactor epitermico de tipo avanzado, alimentado con torio (AETR)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Campise, A. V. [Atomics International, Canoga Park, CA (United States)

    1962-03-15

    del {sup 233}Pa y de isotopos del uranio sobre el balance neutronico relativo y se evalua la probable razon de reproduccion y las caracteristicas de combustion teniendo en cuenta la imprecision en el conocimiento de las secciones eficaces nucleares. (author) [Russian] Rassmatrivayuts ya printsipy konstruirovani ya usovershenstvovannog o nadteplovogo torievogo reaktora s uchetom sushchestvuyushchej teorii yadernykh parametrov i potentsial'nogo poleznogo ispol'zovaniya nejtronov. Byl izuchen ehffekt rezonansnogo zakhvata toriya v sistemakhs grafitovym zamedlitelem dlya nejtronov s ehnergiyami ot 0,10 do 100 kehv. Ispol'zuyutsya formuly uzkogo rezonansa i shirokogo rezonansa v tselyakh polucheniya zavisimogo ot temperatury ehffektivnogo rezo- nansnogo integrala torievogo sterzhnya, kotoryj vyrazhaetsya v vide ehkvivalentnykh mnogogruppovykh sechenij. Neobkhodimost' v poluchenii yadernykh dannykh v oblasti promezhutochnykh ehnergij privela k sozdaniyu proekta i konstruktsii kriticheskoj sborki. Yadernyj proekt ehtoj sborki podcherkivaet vazhnost' dannykh poperechnykh sechenij i teoreticheskoj interpretatsii ehksperimental'nykh rezul'tatov, imeyushchikh otnoshenie k usovershenstvovannom u nadteplovomu torievomu reaktoru. Tochnost' analiticheskikh metodov byla podtverzhdena pri analize ehksperimental'nykh rezul'tatov, poluchennykh na reaktore nulevoj moshchnosti ZPR-III. Provodyatsya sravneniya trekh konfiguratsij teploperedachi s ispol'zovaniem udvoennogo vremeni v kachestve optimal'nogo parametra. EHffekt proizvodstva izotopa protaktiniya-233 i urana pri otnositel'no poleznom ispol'zovanii nejtronov, vozmozhnye koehffitsienty vosproizvodstva i kharakteristiki vygoraniya otsenivayutsya v svyazi s netochnostyami v yadernykh poperechnykh secheniyakh. (author)

  13. High-Temperature Gas-Cooled Reactor Critical Experiment and its Application to Thorium Absorption Rates; Experience Critique pour l'Etude d'un Reacteur a Haute Temperature, Refroidi par un Gaz et son Application a la Determination des Taux d'Absorption du Thorium; Kriticheskij opyt, postavlennyj na vysokotemperaturnom reaktore s gazovym okhlazhdeniem, i primenenie ego dlya opredeleniya stepeni pogloshcheniya toriya; Experimento Critico Efectuado en un Reactor de Elevada Temperatura Refrigerado por Gas y su Aplicacion para Calcular los Indices de Absorcion del Torio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bardes, R. G.; Brown, J. R.; Drake, M. K.; Fischer, P. U.; Pound, D. C.; Sampson, J. B.; Stewart, H. B. [General Dynamics Corporation,San Diego, CA (United States)

    1964-04-15

    In developing the concept of the HTGR and its first prototype at Peach Bottom, General Atomic made the decision that a critical experiment was required to provide adequately certain necessary input data for the nuclear analysis. The specific needs of the nuclear design theory for input data relating to thorium absorptions led to an experimental design consisting of a central lattice-type critical assembly with surrounding buffer and driver regions. This type of assembly, in which the spectrum of interest can be established in the relatively small central lattice having a desired geometry, provides a useful tool for obtaining a variety of input data for nuclear analysis surveys of new concepts. The particular advantages of this approach over that of constructing a mock-up assembly will be discussed, as well as the role of the theory in determining what experiments are most useful and how these experiments are then used in verifying design techniques. Two relatively new techniques were developed for use in the lattice assembly. These were a reactivity oscillation technique for determining the thorium Doppler coefficient, and an activation technique for determining both the resonance integral of thorium dispersed in graphite and its temperature dependence (activation Doppler coefficient). The Doppler coefficient measurement by reactivity oscillation utilized the entire central fuel element in a technique which permitted heating this fuel element to 800 Degree-Sign F and accurately subtracting experimentally the thermal-base effects, that is, those effects not contributing to the thorium resonance capture. Comparison of results with theory for a range of conditions shows excellent agreement. The measurement of the thorium resonance integral and its temperature dependence will be described. The technique developed for measuring resonance capture makes use of gold as the standard and vanadium as die material giving the 1/v absorption rate. This technique is dictated by the fact that the thorium is dispersed in graphite and the usual cadmium-ratio technique is difficult to apply. Comparison of experimental and theoretical results shows excellent agreement over a range of variables. In addition, the results of both activation and reactivity measurements of Doppler coefficient are in agreement, a fact which is felt to be significant in view of the disparity between results from these two techniques in the literature. (author) [French] Lors de l'etude du reacteur HTGR a haute temperature refroidi par un gaz, et de son premier prototype a Peach Bottom, la General Atomic Division de la societe General Dynamics a decide qu'il fallait proceder a une experience critique pour obtenir certaines donnees d'entree necessaires pour l'analyse nucleaire. Aux fins de l'etude nucleaire theorique, les besoins particuliers en donnees d'entree relatives aux absorptions par le thorium ont amene les ingenieurs a concevoir un assemblage experimental critique compose d'un reseau central entoure d*une region tampon et d'une region de commande. Ce type.d'assemblage, dans lequel on peut creer le spectre a mesurer dans le reseau central relativement petit ayant la geometrie voulue, permet d'obtenir des donnees d'entree tres diverses pour les etudes de projets nouveaux, au point de vue de l'analyse nucleaire. Le memoire indique les avantages particuliers que presente cette methode par rapport a celle qiu consiste a construire une maquette, ainsi que le role de la theorie pour determiner quelles experiences sont le plus utiles et comment utiliser ensuite ces experiences dans la verification des procedes d'etude. Les auteurs ont mis au point deux methodes relativement nouvelles qui peuvent etre utilisees avec l'assemblage decrit ci-dessus: une methode d'oscillation de la reactivite pour determiner le coefficient Doppler pour le thorium; une methode d'activation pour determiner a la fois l'integrale de resonance pour le thorium disperse dans le graphite et ses variations en fonction de la temperature (coefficient Doppler d'activation). Pour mesurer le coefficient Doppler par oscillation de la reactivite, on se sert de la totalite de la cartouche centrale au cours d'une operation qui permet de la porter a une temperature pouvant atteindre 425 Degree-Sign C et d'eliminer experimentalement les effets qui ne contribuent pas a la capture de neutrons de resonance par le thorium. Pour toute une gamme d'experiences, les resultats obtenus concordent bien avec les resultats theoriques. Le memoire decrit la mesure de l'integrale de resonance pour le thorium et ses variations en fonction de la temperature. Dans le procede que l'on a mis au point pour mesurer la capture de resonance, on utilise l'or comme etalon et le vanadium comme matiere donnant le taux d'absorption en 1/v. Ce procede a ete choisi parce que le thorium est disperse dans le graphite et qu'il est difficile d'appliquer le procede habituel du rapport cadmium. Les resultats empiriques concordent bien avec les resultats theoriques dans une large gamme de variables. En outre, les resultats des mesures du coefficient Doppler par les deux methodes (oscillation de la reactivite et activation) concordent. Les auteurs estiment que ce fait merite d'etre releve, car dans les ouvrages publies jusqu'ici ces deux procedes donnaient des resultats differents. (author) [Spanish] Al definir los principios teoricos del reactor de elevada temperatura refrigerado por gas, y de su primer prototipo en Peach Bottom, la General Atomic decidio efectuar un experimento critico con miras a reunir ciertos datos de entrada requeridos para el analisis nuclear. Debido a las necesidades especificas de la teoria de las construcciones nucleares, en lo que atane a los datos de entrada acerca de la absorcion del torio, los autores elaboraron un sistema experimental formado por un conjunto critico con reticulado central rodeado por una region amortiguadora y otra activado'. Este tipo de conjunto, en el que el espectro que se ha de analizar puede limitarse al reticulado central relativamente pequeno, y cuya geometria puede determinarse a voluntad, permite obtener diversos datos de entrada para los estudios relativos a analisis nucleares de instalaciones nuevas. Los autores describen las ventajas de este metodo en comparacion con el de una maqueta y la funcion de la teoria, consistente en determinar cuales son los experimentos mas utiles y la manera en que deben utilizarse para comprobar los proyectos. Los autores elaboraron dos tecnicas relativamente nuevas para su utilizacion en un conjunto dotado de reticulado. Una se basa en la tecnica de oscilacion de la reactividad para determinar el coeficiente Doppler correspondiente al torio, y la otra en la activacion para determinar la integral de resonancia del torio dispersado en el grafito y su variacion en funcion de la temperatura (coeficiente Doppler de activacion). Para medir el coeficiente Doppler por oscilacion de la reactividad, se utilizo todo el elemento combustible situado en el centro, calentando este elemento hasta 800 Degree-Sign F y procediendo a una sustraccion experimental exacta de los efectos que no contribuyen a la captura por resonancia en el torio. Los resultados obtenidos concuerdan satisfactoriamente con los valores teoricos en diversas condiciones. Los autores describen la medicion de la integral de resonancia en el torio y su variacion en funcion de la temperatura. En la tecnica que han elaborado para medir la captura por resonancia, se utiliza oro como patron y vanadio como el material que cumple la ley 1/v. La eleccion de esta tecnica obedece al hecho de que el torio se dispersa en el grafito y a la dificultad de aplicar el metodo basado en la razon cadmica. Los resultadoe experimentales concuerdan con los teoricos en diversas condiciones. Asimismo, concuerdan entre si las mediciones del efecto Doppler efectuadas por activacion y la realizadas por determinacion de la reactividad, lo que se considera significativo debido a que en las obras publicadas subsiste cierta divergencia en los resultados obtenidos con ambas tecnicas. (author) [Russian] Pri razrabotke idei reaktora HTGR i ego pervogo prototipa v Pich- Bottome prishli k resheniju o neobhodimosti obespechit' sootvetstvujushhie ishodnye dannye dlja provedenija jadernogo analiza. Konkretnye potrebnosti teorii jadernogo proektirovanija na ishodnyh dannyh otnositel'no pogloshhenija torija priveli k sozdaniju jeksperimental'nogo proekta, sostojashhego iz kriticheskoj sborki tipa sborki s central'noj reshetkoj s okruzhajushhim ammortizatorom i peredvizhnymi aktivnymi zonami. Sborka takogo tipa, v kotoroj v sravnitel'no nebol'shoj central'noj reshetke s zhelaemoj geometriej mozhet byt' ustanovlen predstavljajushhij interes spektr, javljaetsja poleznoj ustanovkoj dlja poluchenija raznoobraznyh ishodnyh dannyh v celjah provedenija jadernogo analiza novyh idej. Obsuzhdajutsja konkretnye preimushhestva jetogo metoda po sravneniju so stroitel'stvom sborki-modeli, a takzhe rol' teorii v opredelenii, kakie opyty javljajutsja naibolee poleznymi i kak jeti opyty zatem ispol'zujutsja pri proverke metodov proektirovanija. - Byli razrabotany dva sravnitel'no novyh metoda dlja ispol'zovanija v sborke reshetok - metod izmerenija kolebanij reaktivnosti dlja opredelenija kojefficienta Dopplera dlja torija i metod aktivacii dlja opredelenija kak rezonansnogo integrala torija, dispergirovannogo v grafite, tak i ego zavisimosti ot temperatury (kojefficient aktivacii Dopplera). Pri izmerenii kojefficienta Dopplera putem opredelenija kolebanij reaktivnosti ves' central'nyj toplivnyj jelement ispol'zovalsja takim obrazom, chto byla vozmozhnost' osushhestvit' nagrev toplivnogo jelementa do 800 Registered-Sign F i tochno opredelit' opytnym putem teplovye jeffekty, t.e. te jeffekty, kotorye ne okazyvajut vlijanija na velichinu rezonansvogo zahvata torija. Sravnenie rezul'tatov s teoriej dlja rjada uslovij svidetel'stvuet o prekrasnom soglasovanii. Daetsja opisanie izmerenija rezonansnogo integrala torija i ego zavisimosti ot temperatury. Pri jetom metode dlja izmerenija rezonansnogo zahvata v kachestve standarta ispol'zuetsja zoloto, a v kachestve materiala, dajushhego velichinu pogloshhenija, podchinjajushhujusja zakonu 1/v, -vanadij. Jetot metod obuslovlivaetsja tem faktom, chto torij dispergiruetsja v grafite i trudno primenjat' obychnyj metod kadmievogo otnoshenija. Sravnenie jeksperimental'nyh i teoreticheskih rezul'tatov svidetel'stvuet o prekrasnom soglasvi vo vsem diapazone peremennyh.. Krome togo, soglasujutsja rezul'taty izmerenija kojefficienta Dopplera kak metodom aktivacii, tak i metodom opredelenija reaktivnosti,-fakt, kotoryj, kak polagajut, javljaetsja vazhnym vvidu nalichija rashozhdenija mezhdu rezul'tatami primenenija jetih dvuh metodov, imejushhimisja v literature. (author)

  14. Irradiated uranium reprocessing, Final report I-VI, Part V - report on development of laboratory extraction procedure for separation of U, Pu, and FP on the tracer level; Prerada ozracenog urana. Zavrani izvestaj - I-VI, V Deo - Izvestaj o razradi laboratorijskog procesa ekstrakcije za odvajanje U, Pu i FP na nivou obelezavaca

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gal, I [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Odeljenje za eksploataciju nuklearnog goriva, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1961-12-15

    A laboratory extraction procedure was developed for separation of uranium, plutonium and fission products from the nitric solution. The procedure would be applied for uranium and spent fuel from the RA reactor in Vinca. This is a Purex type of procedure adapted for laboratory purposes. Experimental data are obtained by using syntetic nitric uranium solutions with Pu and fission products additions as tracers. A device for completing the process was constructed.

  15. Annex 4 - Task 08/13 final report, Producing the binary uranium alloys with alloying components Al, Mo, Zr, Nb, and B; Prilog 4 - Zavrsni izvestaj o podzadatku 08/13, Dobijanje binarnih legura urana sa legirajucim komponentama Al, Mo, Zr, Nb i B

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lazarevic, Dj [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1961-12-15

    Due to reactivity of uranium in contact with the gasses O{sub 2}, N{sub 2}, H{sub 2}, especially under higher temperatures uranium processing is always done in vacuum or inert gas. Melting, alloying and casting is done in high vacuum stoves. This report reviews the type of furnaces and includes detailed description of the electric furnace for producing uranium alloys which is available in the Institute.

  16. The Estimation of Internal Contamination with Uranium from Urine Analysis Results; Evaluation de la Contamination Interne par l'Uranium a Partir des Resultats de l'Analyse d'Urines; 041e 0426 0414 ; Evaluacion de la Contaminacion Interna con Uranio a Partir de los Resultados del Analisis de Orina

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jackson, S. [Authority Health and Safety Branch, Radiological Protection Division, United Kingdom Atomic Energy Authority, Harwell, Berks. (United Kingdom)

    1964-11-15

    tejido oseo es menos peligrosa, eh el caso del uranio natural, que la toxicidad para el rinon. Cuando se trata de compuestos solubles de uranio altamente enriquecido cuya actividad especifica es elevada, la consideracion primordial es de caracter radiologico; los efectos quimicos en los rinones son menos peligrosos ijue la irradiacion del esqueleto qiie, por tanto, ha de considerarse como el organo critico. En este caso, es preferible tratar de evaluar la carga retenida en el cuerpo, y no la absorcion de uranio. Esta operacion se puede efectuar analizando muestras de orina tomadas no inmediatamente despues de la exposicion, sino al cabo de algun tiempo. Probablemente, el material mas indicado en la practica son las muestras tomadas al termino de unas vacaciones, pero en algunos casos puede ser necesario aceptar muestras tomadas despues de un fin de semana durante el que la persona interesada no haya concurrido al trabajo. (author) [Russian] Naibolee chastoj prichinoj popadanija urana v organizm javljaetsja vdyhanie uranovoj pyli. Rastvorimye uranovye soedinenija bystro vsasyvajutsja iz legkih, i bol'shaja chast' urana, popadajushhego v krovotok, vydeljaetsja s mochoj; Stepen' pogloshhenija rastvorimogo urana vo vremja rabot mozhet byt opredelena'na osnove soderzhanija urana v probah mochi, vzjatyh neposredstvenno posle jetogo. Harakternoj chertoj rastvorimyh soedinenij prirodnogo urana javljaetsja ne radiologicheskoe porazhenie, svjazannoe s himicheskim jeffektom urana, osevshego v pochkah. Chast' urana osedaet v kostjah skeleta, no obluchenie kostej javljaetsja menee kriticheskim v sluchae prirodnogo urana, chem toksichnost dlja pochek. Dlja rastvorimyh soedinenij vysokoobogashhennogo urana, imejushhih vysokuju specificheskuju aktivnost, glavnoj opasnost'ju javljaetsja radiologicheskaja; himicheskie jeffekty v pochkah menee opasny, chem obluchenie kostej', kotorye, takim obrazov stanovjatsja kriticheskim organom. V jetom sluchae luchshe popytat'sja opredelit

  17. On the Conversion of UF{sub 6} to UO{sub 2}; Conversion de UF{sub 6} en UO{sub 2}; O prevrashchenii UF{sub 6} v UO{sub 2}; Transformacion del UF{sub 6} en UO{sub 2}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kolar, D.; Slivnik, J.; Volavsek, B. [Jozef Stefan Nuclear Institute, Ljubljana, Yugoslavia (Slovenia)

    1963-11-15

    reduccion del hexafluoruro de uranio con amoniaco en fase gaseosa a 40 deg. C. Mediante una pirohidrolisis con vapor de agua e hidrogeno entre 500 y 600 deg. C, transformaron en dioxido de uranio el producto de grano muy fino retenido en precipitadores electricos. Por analisis termodiferencial y termogravimetrico observaron el desarrollo de la reaccion. Determinaron el fluor y el oxigeno contenidos en el dioxido de uranio y examinaron su estructura cristalina por analisis roentgenografico. Evaluaron diversas caracteristicas fisicoquimicas tales como el area superficial especifica, las dimensiones de las particulas y la densidad del polvo vibrado. A partir del polvo, prepararon pastillas prensadas y sinterizadas a 1350 deg. C. Obtuvieron densidades, variables segun las diversas condiciones de preparacion, que alcanzaron hasta el 94% del valor teorico. (author) [Russian] Vosstanovleniem geksaftorida urana ammiakom v gazovoj faze pri 40 deg. C byl poluchen kompleksnyj ammonij ftorid urana. Ehtot melkij poroshok uderzhivalsya v ehlektroosaditelyakh i perevodilsya v dvuokis' urana metodom pirogidrolieha vodyanymi parami i vodorodom pri temperature ot 500 do 600 deg. C. Khod reaktsii kontrolirovalsya metodom termicheskogo i termogravimetricheskogo analizov. V dvuokisi urana analiticheski opredelyalos' soderzhanie ftora i kisloroda, a kristallicheskaya struktura proveryalas' metodom rentgenovskogo analiza. Opredeleny nekotorye fiziko- khimicheskie' kharakteristiki , kak udel'naya poverkhnost', razmer chastits i konechnaya plotnost' poroshka. Iz poroshka pressovalis' tabletki, kotorye spekalis' pri 1350 deg. C. V zavisimosti ot razlichnykh uslovij izgotovleniya byli dostignuty plotnosti do 94% teoreticheskoj. (author)

  18. Nondestructive analysis of RA reactor fuel burnup, Program for burnup calculation base on relative yield of {sup 106}Ru, {sup 134}Cs and {sup 137}Cs in the irradiated fuel; Nedestruktivno odredjivanje izgaranja goriva reaktora RA, Program za izracunavanje izgaranja na osnovu relativne zastupljenosti {sup 106}Ru, {sup 134}Cs i {sup 137}Cs u ozracenom gorivu

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bulovic, V F [Institute of nuclear sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Yugoslavia)

    1971-07-01

    Burnup of low enriched metal uranium fuel of the RA reactor is described by two chain reactions. Energy balance and material changes in the fuel are described by systems of differential equations. Numerical integration of these equations is base on the the reactor operation data. Neutron flux and percent of Uranium-235 or more frequently yield of epithermal neutrons in the neutron flux, is determined by iteration from the measured contents of {sup 106}Ru, {sup 134}Cs and {sup 137}Cs in the irradiated fuel. The computer program was written in FORTRAN-IV. Burnup is calculated by using the measured activities of fission products. Burnup results are absolute values. Sagorevanje maloobogacenog uranskog metalnog goriva reaktora RA je opisano dvema lancanim reakcijama. Energetski bilans i materijalne promene u gorivu su opisane sistemima diferencijalnih jednacina. Numericka integracija jednacina se vrsi na osnovu podataka u dinamici rada reaktora. Fluks reaktorskih neutrona i procenat urana-235 ili ucesce epitermalnih neutrona u fluksu, odredjuje se iterativno na osnovu izmerenog sadrzaja {sup 106}Ru, {sup 134}Cs i {sup 137}Cs u ozracenom gorivu. Program je napisan u FORTRAN-u IV u jednom bloku, bez podprograma. Izracunavanje izgaranja je zasnovano na izmerenim kolicnicima aktivnosti fisionih produkata. Rezultati izgaranja imaju apsolutni karakter (author)

  19. Annex 5 - Fabrication of U-Al alloy; Prilog 5 - Dobijanje legure U-Al

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Drobnjak, Dj; Lazarevic, Dj; Mihajlovic, A [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1961-12-15

    Alloy U-Al with low content of aluminium is often used for fabrication of fuel elements because it is stable under moderate neutron flux density. Additionally this type of alloys show much better characteristics than pure uranium under reactor operating conditions (temperature, mechanical load, corrosion effect of water). This report contains the analysis of the phase diagram of U-Al alloy with low content of aluminium, applied procedure for alloying and casting with detailed description of equipment. Characteristics of the obtained alloy are described and conclusions about the experiment and procedure are presented. Sistem U-Al sa niskim sadrzajem aluminijuma jedan je od cesto koriscenih za izradu gorivnih elemenata, jer je dovoljno stabilan pri umerenim gustinama fluksa. Pored toga, u uslovima karakteristicnim za rad nuklearnog reaktora (temperatura, gradijent temperature, mehanicka naprezanja, koroziono dejstvo vode) legure ovog sistema pokazuju daleko bolja svojstva od nelegiranog urana. Referat sadrzi analizu dijagrama stanja U-Al legure sa niskim sadrzajem aluminijuma, primenjeni postupak legiranja i livenja sa opisom pojedinih uredjaja i operacija. Takodje su opisana svojstva dobijene legure i dat je zakljucak o eksperimentu i tehnici rada (author)

  20. Reproduction of the RA reactor fuel element fabrication; Reprodukcija izrade gorivnog elementa za reaktor RA

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Novakovic, M [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1961-12-15

    This document includes the following nine reports: Final report on task 08/12 - testing the Ra reactor fuel element; design concept for fabrication of RA reactor fuel element; investigation of the microstructure of the Ra reactor fuel element; Final report on task 08/13 producing binary alloys with Al, Mo, Zr, Nb and B additions; fabrication of U-Al alloy; final report on tasks 08/14 and 08/16; final report on task 08/32 diffusion bond between the fuel and the cladding of the Ra reactor fuel element; Final report on task 08/33, fabrication of the RA reactor fuel element cladding; and final report on task 08/36, diffusion of solid state metals. Ovaj rad sadrzi devet priloga: 1. Zavrsni izvestaj o podzadatku 08/12, ispitivanje elementa goriva reaktora RA; 2. Koncepcija izrade gorivnog elementa reaktora RA; 3. Ispitivanje mikrostrukture gorivnog elementa reaktora RA; 4. Zavrsni izvestaj o podzadatku 08/13, dobijanje binarnih legura urana sa legirajucim komponentama Al, Mo, Zr, Nb i B; 5. Dobijanje legure U-Al; 6. Zavrsni izvestaj o podzadacima 08/14 i 08/16; 7. Zavrsni izvestaj o podzadatku 08/32, difuziona veza goriva i kosuljice gorivnog elementa reaktora RA; 8. Zavrsni izvestaj o podzadatku 08/33, izrada kosuljice gorivnog elementa reaktora RA; 9. Zavrsni izvestaj o podzadatku 08/36, difuzija kod metala u cvrstom stanju.

  1. Experimental studies of some of the physical features of beryllium-moderated intermediate reactors; Etude experimentale de quelques particularites physiques des reacteurs a neutrons intermediaires, ralentis au beryllium; Ehksperimental'ny e issledovaniya nekotorykh fizicheskikh osobennostej promezhutochnykh reaktorov s berillievym zamedlitelem; Estudios experimentales de algunas caracteristicas fisicas de los reactores intermedios moderados con berilio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lejpunskij, A I; Kuznetsov, V A; Artyukhov, G Ya; Mogil' ner, A I; Prokhorov, Yu A; Steklovski, V M; Chernov, L A [Akademiya Nauk, Moskva, Union of Soviet Socialist Republics (Russian Federation)

    1962-03-15

    la evaluacion de la eficacia de los cilindros compensadores giratorios distribuidos en el limite entre el cuerpo y el reflector. (author) [Russian] Doklad posvyashchen obzoru nekotorykh ehksperimen-tal'nykh rezul'tatov, poluchennykh na stende PF-4, prednaznachennom dlya detal'nogo issledovaniya fizicheskikh osobennostej reaktorov, rabotayushchikh na nejtronakh promezhutochnykh ehnergij. Aktivnye zony i otrazhateli razlichnykh kriticheskikh sborok predstavlyali soboj plotnuyu upakovku stal'nykh ili alyuminievykh trub, v kotorykh pomeshchalis' diski iz razlichnykh materialov. Kombinatsiya diskov urana (90%-nogo obogashcheniya) i zamedlyayushchikh materialov v razlichnoj proportsii, a takzhe vvedenie v otrazhatel' zamedlyayushchikh sloev razlichnoj tolshchiny, pozvolilo menyat' spektr nejtronov, proizvodyashchikh delenie, v ochen' shirokikh predelakh. V doklade privedeno opisanie stenda i ego otdel'nykh uzlov. Analiziruetsya sravnitel'naya ehffektivnost' vnutrennego i vneshnego zamedleniya dlya reaktorov s ochen'malym otnosheniem yader zamedlitelya i urana v aktivnoj zone. Ehksperimenty pokazyvayut, chto dazhe v sluchae tolstykh zamedlyayushchikh otrazhatelej maloe razbavlenie urana zamedlitelem (otnoshenie yader berilliya i urana-235 {partial_derivative}Be/{partial_derivative}U{sup 235}{approx_equal}1) privodit k vozrastaniyu kriticheskoj massy. Znachitel'noe mesto v doklade udeleno analizu geterogennykh ehffektov v promezhutochnykh reaktorakh. Pokazano, chto dlya reaktora s {partial_derivative}Be/{partial_derivative}U{sup 235}= 30+40, vysokoobogashchenny j uran v razlichnykh tolshchinakh ot 0,023 g/sm{sup 2} do 32 g/sm{sup 2} okazyvaet odinakovoe vliyanie na reaktiv-nost' sistemy. Analiziruyutsya prichiny, privodyashchie k kompensatsii ehffekta ehkranirovki nejtronnogo potoka tolstymi sloyami urana. V doklade privoditsya interesnyj fakt vozrastaniya ehffektivnosti urana vblizi po- gloshchayushchikh sterzhnej, ehksperimental'n o obnaruzhennyj v sbor kes {partial

  2. Ternary Fission of U{sup 235} by Resonance Neutrons; Fission Ternaire de {sup 235}U par des Neutrons de Resonance; 0422 0420 041e 0419 041d 041e 0415 0414 0415 041b 0415 041d 0418 0415 0423 0420 0410 041d 0410 -235 041d 0410 0420 0415 0417 041e 041d 0410 041d 0421 041d 042b 0425 041d 0415 0419 0422 0420 041e 041d 0410 0425 ; Fision Ternaria del {sup 235}U por Neutrones de Resonancia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kvitek, I.; Popov, Ju. P.; Rjabov, Ju. V. [Ob' edinennyj Institut Jadernyh Issledovanij, Dubna, SSSR (Russian Federation)

    1965-07-15

    de presion. La capa de {sup 235}U enriquecido, de {approx}2 mg/cm{sup 2} de espesor y de {approx}300 cm{sup 2} de superficie, se coloco sobre una lamina de aluminio de 20 {mu}m de espesor. En el volumen gaseoso situado de un lado de la lamina, se registraron los destellos de los fragmentos de fision, por el otro, los de las particulas ligeras de largo alcance. Para evaluar la actividad de fondo (por ejemplo, la coincidencia de los impulsos de un fragmento con el impulso de un cuanto gamma de fision o de un proton procedente de la reaccion (n, p) en la lamina de aluminio se efectuaron mediciones en las que el volumen en el que se registraban las particulas de largo alcance, se protegio mediante un filtro de aluminio suplementario de 1 mm de espesor. Los resultados del experimento indican que la razon entre las fisiones ternarias y binarias del {sup 235}U no acusa las fuertes variaciones sena ladas por otros autores. En las mediciones no se observo ninguna irregularidad en la razon de las secciones eficaces en el intervalo energetico 0,1 -0,2 eV. En la memoria se discute la posible influencia de la reaccion (n, {alpha}) sobre los resultados experimentales en los que no se ha recurrido a la coincidencia de las particulas de largo alcance con los fragmentos de fision. (author) [Russian] V poslednee vremja pojavilis' raboty, v kotoryh ukazyvalos' na sushhestvennye kolebanija otnoshenija sechenija trojnogo delenija k secheniju dvojnogo delenija urana-235 pri perehode odnogo nejtronnogo rezonansa k drugomu. V to zhe vremja dlja urana-235 i plutonija-239 takih kolebanij obnaruzheno ne bylo. V nastojashhem doklade soobshhaetsja ob issledovanijah trojnogo delenija urana-235 na nejtronah s jenergiej 0,1-30 jev. V otlichie ot drugih rabot po trojnomu deleniju urana-235 akt trojnogo delenija identificirovalsja po sovpadenijam odnogo iz oskolkov delenija s legkoj dlinnoprobezhnoj chasticej. Jeto pozvoljalo otdelit' trojnye delenija ot. vozmozhnogo vklada reakcii (n, {alpha

  3. Influence of the Previous History of the Raw Material on Sintering of UO{sub 2}; Influence des antecedents de la matiere premiere sur le frittage de UO{sub 2}; Vliyanie obrabotki iskhodnogo veshchestva na spekanie UO{sub 2}; Influencia de la historia previa de la materia prima sobre la sinterizacion del UO{sub 2}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Aparicio, E.; Alonso, J. A.; Pedregal, J. D. [Junta de Energia Nuclear Madrid (Spain)

    1963-11-15

    medio de prefijar las caracteristicas granulometricas de la materia prima, sino la molienda y clasificacion de los polvos. Las uranias ensayadas en este trabajo son materiales convencionales representantes de tipos diferentes de fabricacion por el origen y metodo operatorio. Del estudio de las pastillas obtenidas se deducen las posibilidades y limitaciones de cada tipo de urania en el proceso adoptado. Se controlan las caracteristicas de superficie especifica, granulometria, analisis termico diferencial y termogravimetricoy estequiometria de los polvos, asi como la densidad, contraccion, estructura y estequiometria de las pastillas. (author) [Russian] Izlagayutsya ehksperimental'nye dannye, na kotorykh osnovan primenyaemyj odnim zavodom metod izgotovleniya tabletok UO{sub 2}. Soglasno ehtomu metodu granulometricheskaya kharakteristika iskhodnogo veshchestva opredelyaetsya zaranee ne putem upravlyaemogo osazhdeniya, a razmel'cheniem i sortirovkoj poroshka. V dannoj rabote ispol'zovalis' obraztsy obychnoj okisi urana, otlichayushchiesya po sposobu izgotovleniya i po proiskhozhdeniyu. Issledovanie privelo k nekotorym vyvodam otnositel'no vozmozhnostej i ogranichenij metoda v zavisimosti ot tipa ispol'zuemoj okisi urana. Privodyatsya rezul'taty izmereniya udel'noj poverkhnosti, granulometrii, termicheskikh differentsial'nogo i termogravimetricheskogo analizov i stekhiometrii poroshkov, a takzhe po plotnosti usadki, strukture i stekhiometrii tabletok. (author)

  4. Mass and Charge Distribution in Low-Energy Fission; Repartition des Masses et des Charges dans la Fission a Basse energie; 0420 0410 0421 041f 0420 0415 0414 0415 041b 0415 041d 0418 0415 041c 0410 0421 0421 042b 0418 0417 0410 0420 042f 0414 0410 041f 0420 0418 0414 0415 041b 0415 041d 0418 0418 , 0412 042b 0417 0412 0410 041d 041d 041e 041c 0427 0410 0421 0422 0418 0426 0410 041c 0418 041c 0410 041b 041e 0419 042d 041d 0415 0420 0413 0418 0418 ; Distribucion de Masas y de Cargas en la Fision a Bajas Energias

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wahl, A. C. [Washington University, St. Louis, MO (United States)

    1965-07-15

    fragmentos de fision. Aunque muchos de los rendimientos calculados para los fragmentos primarios encierran considerables incertidumbres, debido principalmente a la falta de conocimientos sobre la distribucion de las cargas, en particular en el caso de productos de fision formados con un bajo rendimiento, el autor presenta algunos calculos de los rendimientos- primarios para destacar la necesidad de proseguir la labor de experimentacion y la posibilidad de hacerlo. Entre los procesos de fision que examina, ademas de la fision del {sup 235}U inducida por neutrones termicos, figuran los siguientes: fision del {sup 233}U y del {sup 239}Pu inducida por neutrones termicos, fision espontanea del {sup 240}Pu y del {sup 252}Cf, fision del {sup 235}U y del {sup 238}U inducida por neutrones de 14 MeV, fision del {sup 226}Ra inducida por protones de 11 MeV, y fision del {sup 209}Bi por deuterones de 22 MeV. (author) [Russian] Raspredelenija massy i zarjada pri delenii urana-235, vyzvannom teplovymi nejtronami dostatochno podrobno obsuzhdajutsja i sravnivajutsja zatem s sootvetstvujushhimi raspredelenijami pri drugih processah delenija, vyzvannogo chasticami nizkoj jenergii. V sostav voprosov, podlezhashhih obsuzhdeniju v svjazi s raspredelenijami mass pri delenii na dve chasti, vkljuchajutsja voprosy otnositel'no raspolozhenija pikov, vpadiny i tonkoj struktury krivoj vyhoda massy v otnoshenii zapolnennyh jadernyh obolochek i izmenenij v raspolozhenii, chto sluchaetsja pri izmenenii deljashhegosja jadra i jenergii vozbuzhdenija. Obsuzhdaetsja takzhe raspredelenie mass pri delenii jadra na tri chasti. Kak pri dvojnom, tak i pri trojnom delenii sdelany zamechanija otnositel'no raspredelenija mass pervichnyh oskolkov (do nejtronnoj jemissii) i produktov delenija (posle nejtronnoj jemissii). Raspredelenie zarjada obsuzhdaetsja v ramkah dispersii zarjada sredi produktov delenija s tem zhe massovym chislom i izmeneniem v massovom chisle Zp, ''naibolee verojatnyj zarjad'' (neintegral

  5. The Origin and Nature of Radioactive Wastes in the United States Atomic Energy Programme; Origine et Nature des Dechets Radioactifs de l'Execution des Programmes d'Energie Atomique aux Etats-Unis; 041f 0420 041e 0418 0421 0425 041e 0416 0414 ; Origen y Naturaleza de los Desechos Radiactivos en el Programa de Energia Atomica de los Estados Unidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bruce, F. R. [Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

    1960-07-01

    , soderzhit ostatki produktov raspada v razvedennom rastvore azotnoj kisloty. Ob'em isparjajushhihsja othodov kolebletsja ot 0,8 litrov na kilogramm urana dlja nizkoobogashhenshdh toplivnyh jelementov do 500 litrov na kilogramm urana dlja vysokoobogashhennyh toplivnyh jelementov, srednij ob{sup e}m soedinennyh vmeste othodov vysokoj i srednej stepeni aktivnosti ot jadernoj jenergeticheskoj promyshlennosti Soedinennyh Shtatov sostavljaet okolo pjati litrov na kilogramm urana. Po sushhestvujushhim ocenkam jadernaja jenergeticheskaja promyshlennost' v Soedinennyh Shtatah budet proizvodit' okolo 3 mlrd. kjuri radioaktivnosti v 27 mln. litrah rastvora k 1970 godu i 60 mlrd. kjuri v 1,1 mlrd. litrah rastvora k 2000 godu. (author)

  6. A Survey of the Fuel Cycles Operated in the United Kingdom; Etude d'ensemble sur les cycles de combustible au Royaume-Uni; Obzor toplivnykh tsiklov, ispol'zuemykh v soedinennom korolevstve; Estudio de los ciclos de combustible utilizados en el Reino Unido

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Allday, C. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Risley, Warrington, Lancs (United Kingdom)

    1963-10-15

    enriquecido tambien se puede utilizar como combustible oxido de uranio natural enriquecido con plutonio. En la memoria se resume la experiencia adquirida en la produccion de combustible de oxido para el AGR y en la explotacion del reactor y los planes para la regeneracion del combustible. Se examina la posibilidad de utilizar combustible de plutonio y se analizan las consecuencias que tendria su adopcion sobre los costos y el ciclo del combustible. Por ultimo, se destaca la importancia de los reactores Magnox y AGR en el programa energetico del Reino Unido. (author) [Russian] a ) Prirodnyj uran/topdivnyj tsikl ''Magnoks''. Soedinennoe Kor olevstvo izb ralo reaktor na prirodnom urane s grafitovym zam edli tel em i gazovy m okhlazhdeniem v kachestve osnovy programmy po yadernoj ehnergii. Ono ehkspluatirovalo ehti reaktory v Kolder-Kholle i Chepelkrosse v techenie semi det; reaktory v Berkli i Braduehlle v nastoyashchee vremya nakhodyatsya v stadii ehkspluatatsii, a reaktory v semi drugikh mestakh v stadii stroitel'stva ili planirovaniya. Toplivo dlya ehtikh reaktorov proizvoditsya na zavode v Springfilde i zatem perevozitsya dlya zagruzki k mestopolozheniyu reaktora. Posle oblucheniya i razgruzki toplivo transportiruetsya na zavod v Uindskejl dlya otdeleniya urana i plutoniya ot produktov deleniya. Daetsya opisanie opyta CK v oblasti konstruktsii i proizvodstva toplivnykh ehlementov, ehkspluatatsii reaktora, transportirovki obluchennogo topliva i posleduyushchej obrabotki topliva. Upominaetsya o povedenii topliva v reaktore i ob al'ternativnykh programmakh zagruzki l razgruzki toplivnykh ehlementov; ehta tema razrabatyvaetsya v drugikh trudakh. b) Reaktory, ispol'zuyushchie obogashchennoe toplivo. Soedinennoe Korolevstvo razrabatyvaet usovershenstvovannyj reaktors gazovym okhlazhdeniem AGE, prototip kotorogo voshel v stroj v 1963 godu. Toplivo proizvoditsya iz obogashchennoj okisi urana, zaklyuchennoj v obolochku iz nerzhaveyushchej stali, i Sudet pererabatyvat'sya posredstvom

  7. Preparation of Impervious Pyrolytic Carbon Coatings and Application to Dispersed Fuels; Preparation de revetements de carbone pyrolytique etanches - applications aux combustibles disperses; Prigotovlenie nepronitsaemogo uglerodnogo piroliticheskogo pokrytiya dlya dispergirovannogo topliva; Preparacion de revestimientos estancos de carbono piroutico: aplicacion a los combustibles nucleares dispersos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Auriol, A.; David, C. [Battelle Memorial Institute, Geneve (Switzerland); Fillatre, A.; Kurka, G.; Le Boulbin, E.; Rappeneau, J. [Commissariat a l' Energie Atomique (France)

    1963-11-15

    osadka. Ehtot sposob pokrytiya byl perenesen na zerna okisi i karbida urana metodom dvizhushchegosya sloya. Posle utochneniya uslovij pokrytiya ehtikh zeren byla issledovana ikh makro- i mikrostruktury, a takte ikh pronitsaemost'. Byli izucheny svojstva ehtikh zeren pri vysokoj temperature na predmet ikh vozmozhnogo primeneniya v reaktore. (author)

  8. Saddle-Point Rotational States from Resonance Fission of Oriented Nuclei; Etats Rotationnels a l'Etranglement Resultant de la Fission, par Neutrons de Resonance, de Noyaux Orientes; 0412 0420 0410 0429 0410 0422 0415 041b 042c 041d 042b 0415 0421 041e 0421 0422 041e 042f 041d 0418 042f 0421 0415 0414 041b 041e 0412 041e 0419 0422 041e 0427 K 0418 0412 0420 0415 0417 0423 041b 042c 0422 0410 0422 0415 0420 0415 0417 041e 041d 0410 041d 0421 041d 041e 0413 041e 0414 0415 041b 0415 041d 0418 042f 041e 0420 0418 0415 041d 0422 0418 0420 041e 0412 0410 041d 041d 042b 0425 042f 0414 0415 0420 ; Estados Rotacionales en el Punto de Estrangulacion Debidos a la Fision por Resonancia de Nucleos Orientados

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dabbs, J. W.T.; Walter, F. J.; Parker, G. W. [Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

    1965-07-15

    mucho mas preciso del numero y naturaleza de los canales de fision disponibles, cuestiones ambas que el fenomeno de la fision suscita desde hace mucho tiempo. En el {sup 235}U se observo, para las resonancias de 1,14 y 8,8 eV, una anisotropfa de los fragmentos de fision proxima al maximo posible, y de signo contrario al de la observada previamente en el caso de los heliones. Asimismo, se comprobo una marcada disminucion de la anisotropia para energias neutronicas proximas a la conocida resonancia de 0,3 eV. Como se carecia de informacion directa sobre los valores J del U se recurrio a un ajuste de niveles multiples a of, analogo al de Kirpichnikov y col., para el que se supuso que J(0,3 eV) Not-Equal-To J(1,14 eV), a diferencia de ajustes anteriores de caracter analogo. Estos datos iniciales son compatibles con una anisotropfa proporcional a la contribucion que se ha calculado aportan a of los dos valores posibles de J. Sin embargo, la forma de la curva no concuerda con otros datos tales como la variacion de la razon cresta a valle de Faler y Tromp; por consiguiente, no deben aceptarse aun como concluyentes los fuertes indicios de que J(0,3 eV) Not-Equal-To J(1,14 eV). Los autores estan efectuando mediciones complementarias para aclarar este concepto. (author) [Russian] Jadra aktinidnyh jelementov urana, neptunija i plutonija mozhno vystroit' v soedinenijah XO{sub 2}Rb(NO{sub 3}){sub 3} putem vzaimodejstvija kvadrupol'nogo momenta jadra s gradientom kristallicheskogo jelektricheskogo polja prosto v rezul'tate ohlazhdenija sootvetstvujushhego edinichnogo kristalla. Vystraivanie jader jetogo tipa sootvetstvuet neravnomernomu uglovomu raspredeleniju osi simmetrii sostavnogo jadra v prostranstve, chto otrazhaet v pervuju ochered' velichinu K. Esli predpolozhit', chto takovo zhe i raspredelenie oskolkov, to poluchim metod dlja ustanovlenija chisla kvantov K v sedlovoj tochke. V Okridzhe byli vypolneny jeksperimenty s vystroennymi jadrami urana-233 i urana{sup -}235 pri

  9. Copolymerization of Ethylene Induced by Cobalt-60 Gamma Radiation; Copolymerisation de l'ethylene induite par des rayons gamma du cobalt-60; Sopolimerizatsiya ehtilena pod dejstviem gamma-izlucheniya ot istochnika ks'yali-60; Copolimerizacion del etileno inducida por las radiaciones gamma del cobalto-60

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Steinberg, M.; Colombo, P. [Brookhaven National Laboratory, Long Island, NY (United States)

    1963-11-15

    fraccionada. La identificacion se efectuo por espectroscopia infrarroja y la composicion se determino por analisis elemental. Para algunos de los productos de reaccion, los autores indican los puntos de fusion cristalinos, las densidades, las caracteristicas de solubilidad y los pesos moleculares. Obtuvieron pruebas de la copolimerizacion del etileno con cada uno de los siguientes monomeros: estireno, metacrilato de metilo, acetato de vinilo, acrilonitrilo, acetato de alilo, isobuteno, clorotrifluoretileno, trans 2-buteno, acrilato de metilo, isopreno, propeno, cloruro de vinilo, 1-buteno, cis 2-buteno, oxido de carbono, vinilpirrolidona, metilvinilcetona y divinilbenceno. Comprobaron que los datos experimentales obtenidos en el estudio del sistema etileno-oxido de carbono responden a una forma lineal de la ecuacion de composicion del copolimero. Encontraron el valor 22,0 para la razon ({alpha}) de las constantes de velocidad especificas correspondientes al oxido de carbono y al etileno, respectivamente, lo que indica que en calidad de monomero el oxido de carbono se activa en tal medida que se fija al extremo de una cadena de radical etilenico libre con una velocidad 22 veces mayor que un monomero etilenico. (author) [Russian] Byla izuchen vyzvannaya gamma-izlucheniem sopolimerizatsiya ehtilena s ryadom razlichnykh monomerov pri temperature 20{sup o}C i pri nachal'nykh davleniyakh do 680 atm. Ehksperimenty provodilis' staticheski v dvukhfaznykh sistemakh, za isklyucheniem sistemy ehtilen-okis' ugleroda. Razdelenie sopolimerov proizvodilos' metodami ehkstraktsii rastvoritelem i fraktsionirovannogo osazhdeniya. Dlya identifikatsii ispol'zovali infrakrasnuyu spektroskopiyu, a dlya opredeleniya sostava - ehlementarnyj analiz. Privedeny kharakte- ristiki nekotorykh produktov reaktsii, vklyuchayushchie ikh temperaturu plavleniya, plotnost', rastvorimost' i molekulyarnyj ves. Ustanovlena sopolimerizatsiya ehtilena s kazhdym iz sleduyushchikh monomerov: stirolom, metilmetakrilatom

  10. Some symmetrical halogen and methoxy exchange reactions in aromatic systems; Quelques reactions symetriques d'echanges d'halogenes et de groupes methoxyles dans les composes aromatiques; Simmetricheskie reaktsii s galoidnym i metoksidnym obmenom v aromaticheskikh sistemakh; Algunas reacciones simetricas de intercambio de halogenos y grupos metoxilo en compuestos aromaticos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Broadbank, R W.C.; Harhash, A H.E.; Kanchanalai, S [Leicester College of Technology and Commerce, Leicester (United Kingdom)

    1962-03-15

    udobnye intervaly vremeni) s pomoshch'yu toluolo-vodnoj ehkstraktsii izvlekayutsya aromaticheskie soedineniya, a ikh udel'naya aktivnost' opredelyaetsya beta-stsintillyatsionnym schetom s plastmassovym fosforom. Pri rassmotrenii ehksperimental'nykh dannykh udelyalos' osoboe vnimanie vliyaniyu ionnoj intensivnosti na udel'nuyu skorost' reaktsii. Daetsya sravnenie s vliyaniem ionnoj intensivnosti, nablyudaemoj v simmetricheskikh bimolekulyarnykh nukleofil'nykh reaktsiyakh pri nasyshchennom (alifaticheskom) atome ugleroda; privoditsya ssylka na nekotorye drugie aromaticheskie nukleofil'nye reaktsii zameshcheniya. (author)

  11. The Determination of Sub-Microgram Quantities, of Amino Acids with H{sup 3}- and C{sup 1}4-Labelled 1-Fluoro-2.4 Dinitrobenzene; Determination d'acides amines en quantites inferieures au microgramme a l'aide de 1-fluoro-2,4-dinitrobenzen e marque au {sup 3}H et au {sup 14}C; Podschet submikrogrammnykh kolichestv aminokislot pri pomoshchi 2 : 4 dinitroftor'enzola, mechennogo H{sup 3} i C{sup 14}; Determinacion de cantidades de aminoacidos inferiores al microgramo por medio de 1-fluoro-2,4-dinitrobenceno marcado con {sup 3}H y {sup 14}C

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Beale, D; Whitehead, J K [Middlesex Hospital Medical School, London (United Kingdom)

    1962-01-15

    satisfactoriament con los valores que suministra el analisis por derivacion empleando anhidrido acetico marcado con {sup 3}H y con {sup 14}C, y con los que se obtienen mediante cromatografia de intercambio ionico. (author) [Russian] Opisyvaetsya metod izotopnogo derivatsionnogo analiza dlya opredeleniya aminokislot pri nizkom urovne v 10{sup -5} mikro-mol' v gidrolizatakh proteina. 2:4 djnitroftorbenzola-H{sup 3} (G) byl sintezirovan iz ' brombenzola-H{sup 3}(G) i 2 : 4 dinitroftorbenzola-C{sup 14}(G), kotoryj byl poluchen iz khlorbenzola-C{sup 14}(G). Metod analiza vklyuchaet obrabotku smesi amino-kislot tritirovannym reaktivom (udel'naya aktivnost' 12.8 mikro kyuri/mikro ehkvijalent) v shchelochnoj rastvore, k kotoromu prisoedinyaetsya primes' s izvestnoj aktivnost' (6000 raspadov v minutu) proizvodnykh 2 : 4 dinitrofenila , mechennogo S14. Posle rastvoryayushchej ehkstraktsii smeshannaya reaktsiya vydelyaet iz svoego sostava proizvodnye dinitrofinila dvumya putyami khromatografii na bumage i soderzhanie H''3 i C''1''4 kazhdoj kapli opredelyaetsya szhiganiem i gazovym podschetom. Podschet H''3 daet kolichestvo, ravnoe proizvodnoj DNK iz aminokisloty, otdelennoj ot osnovnoj smesi, a schet C''1''4 ukazyvaet na velichinu poter', poluchivshikhsya vo vremya analiza. Itogi, poluchennye v rezul'tate analiza 1 mikrogramma gidrolizovannogo insulina polnost'yu soglasuyutsya s velichinami, poluchennymi v rezul'tate derivatsionnogo analiza s ispol'zovaniem uksusnogo angidrida, mechennogo H{sup 3} i C{sup 14} i s pomoshch'yu khromotografii ionnogo obmena smol. (author)

  12. The Role of Non-Destructive Testing in the Los Alamos Reactor Programme; Role des Essais Non Destructifs dans le Programme de Reacteurs de los Alamos; Rol' nedestruktivnykh ispytanij materialov v Los-Alamosskoj reaktornoj programme; Papel de los Metodos de Ensayo No Destructivo en el Programa de Reactores de Los Alamos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Tenney, G. H. [University of California, Los Alamos Scientific Laboratory, Los Alamos, NM (United States)

    1965-10-15

    encerrado en capsulas de tantalo, y durante la fabricacion de estas se aplicaron nuevos metodos de ensayo no destructivo para verificar la integridad del metal basico y de las soldaduras. Tambien se aplicaron esos metodos durante los ensayos de fusion y enfriado y despues de estos. En un experimento realizado con una bomba mecanica de plutonio fundido, se utilizaron procedimientos radiograficos, entre ellos un circuito de television industrial de rayos gamma. Para el programa UHTREX (Ultra High Temperature Reactor Experiment) actualmente en curso de ejecucion, se efectuaron estudios microrradiograficos y al microscopio electronico de las perlas de carburo de uranio revestidas de carbono pirolftico, de 150 {mu}m de diametro, con el fin de evaluar la migracion del uranio en funcion de la temperatura. La masa y la uniformidad de la carga de uranio en los elementos de grafito del programa UHTREX se .determinan mediante contadores de centelleo especiales. (author) [Russian] Los-Alamosskaja nauchnaja laboratorija, rukovodstvo kotoroj osushhestvljaet Kalifornijskij universitet dlja Komissii po atomnoj jenergii SShA, v techenie bolee dvadcati let aktivno zanimaetsja razrabotkoj, proektirovaniem i stroitel'stvom jadernyh reaktorov chetyreh obshhih tipov: issledovatel'skih, jenergeticheskih, reaktorov dlja raketnyh dvigatelej i kriticheskih sborok. Gruppa nedestruktivnyh ispytanij materialov okazyvaet uslugi na praktike vsem vidam dejatel'nosti i proektam laboratorii; v jetom doklade opisyvajutsja nekotorye iz unikal'nyh metodov ispytanij bez razrushenija i priemov, razrabotannyh dlja reaktornoj programmy i ispol'zuemyh v nej. LAJeRJe (Los-Alamosskij jenergeticheskij reaktornyj jeksperiment) osnovan na ispol'zovanii rastvora fosfata urana pri vysokoj temperature. Jetot rastvor javljaetsja ochen' korrozijnym, pojetomu vse chasti, nahodjashhiesja v kontakte s nim. byli pokryty zolotom. Special'nye radiograficheskie metody pozvoljali kontrolirovat' zoloto vo vremja processa proizvodstva

  13. Administrative Co-ordination of Fissile Material Management and Accounting in the U.K.A.E.A; Coordination Administrative de la Gestion et de la Comptabilite des Matieres Fissiles dans les Etabussements de l'Autorite de l'Energie Atomique du Royaume-Uni; Administrativnaya koordinatsiya kontrolya i ucheta delyashchikhsya materialov v upravlenii po atomnoj ehnergii soedinennogo korolevstva; Coordinacion Administrativa de la Gestion y la Contabilidad de Materiales Fisionables en la Comision de Energia Atomica del Reino Unido

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hood, St. C.C. [United Kingdom Atomic Energy Authority, London (United Kingdom)

    1966-02-15

    , 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

  14. Fission-Fragment Angular, Energy, and Mass Division Correlations for the U{sup 234} (d, Pf) Reaction; Correlation des Angles, des energies et des Masses pour les Fragments de Fission Produits par la Reaction {sup 234}U(d, pf); K 041e 0420 0420 0415 041b 042f 0426 0418 042f 041c 0415 0416 0414 0423 0420 0410 0421 041f 0420 0415 0414 0415 041b 0415 041d 0418 0415 041c 041e 0421 K 041e 041b K 041e 0412 0414 0415 041b 0415 041d 0418 042f 041f 041e 0423 0413 041b 0423 , 041f 041e 042d 041d 0415 0420 0413 0418 0418 0418 041f 041e 041c 0410 0421 0421 0415 0412 0420 0415 0417 0423 041b 042c 0422 0410 0422 0415 0420 0415 0410 K 0426 0418 0419 (d, pf) 0423 0420 0410 041d 0410 -234; Correlaciones Entre la Distribucion Angular, la Energia y la Division Masica de los Fragmentos en la Reaccion {sup 234}U (d, pf)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vandenbosch, R. [University of Washington, Seattle, WA (United States); Unik, J. P.; Huizenga, J. R. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1965-07-15

    pruebas de que les propiedades del punto de estrangulacion influyen sobre la division final de las masas. El promedio de la energia cinetica total liberada en la fision varia en menos del 0,5% para los distintos canales observados en el punto de estrangulacion. Tambien se ha estudiado la variacion de la energia cinetica total en funcion de la razon masica. (author) [Russian] Delenie slozhnogo jadra urana-235 pri priblizhenii k porogu ego delenija izuchalos' pri pomoshhi reakcii (d, pf) urana-234. V celjah odnovremennoj registracii dlja kazhdogo sovpadajushhego sobytija dvuh kineticheskih jenergij oskolkov delenija i jenergij protona byl ispol'zovan trehparametrovyj analizator. Jenergija vozbuzhdenija, pri kotoroj proishodit delenie, opredeljaetsja kineticheskoj jenergiej sryva protona. Izmenenie uglovoj anizotropii v zavisimosti ot jenergii vozbuzhdenija ukazyvaet na znachitel'no bol'shuju zavisimost' ot struktury, chem jeto bylo polucheno Lamfirom dlja togo zhe jadra v rezul'tate bombardirovki urana-234 bystrymi nejtronami. V sedlovine nabljudalos' po men'shej mere vosem' kanalov delenija dlja intervala jenergii mezhdu porogom i 2 Mjev svyshe poroga. Dlja bolee znachitel'nyh deformacij, bolee tochno opisyvajushhih konfiguraciju sedloviny, oyli prodelany raschety tipa nilssona dlja jenergii odinochnoj chasticy dlja deformirovannogo jadra. Sostojanija odinochnoj chasticy, vyjavlennye Lamfirom, sovmestimy s podschitannymi sostojanijami, priolizhajushhimisja k poverhnosti Fermi dlja ogranichennyh deformacij sedloviny. Glavnoj prichinoj dlja provedenija jetogo jeksperimenta bylo stremlenie izyskat' vozmozhnuju korreljaciju mezhdu asimmetriej massy i uglovoj anizotropiej. Vyhody massy, poluchennye' iz korrelirovannyh jenergij oskolkov, ne ukazyvajut na izmenenie anizotropii v zavisimosti ot massovogo sootnoshenija v protivopolozhnost' jeksperimentam, v kotoryh jenergija vozbuzhdenija, pri kotoroj proishodit delenie, ne javljaetsja postojannoj, i pri kotoroj nabljudalas

  15. Nuclear Calculations of Light-Water Moderated Reactors and Experimental Correlations; Calculs de Riacteurs Ralentis a l'Eau Ordinaire et Comparaison avec les Risultats Expirimentaux; Raschet reaktorov s zamedlitelem iz obychnoj vody i sravnenie s ehksperimental'nymi rezul'tatami; Calculos Nucleares de Reactores Moderados por Agua Ligera y Correlacion Experimental

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Solanilla, R. [Comision Nacional de Energia Atomica, Buenos Aires (Argentina)

    1964-02-15

    efecto 'Daneoff' . La La correlacion con los resultados experimentales disponibles, que comprenden un vasto campo de moderacion, composicion de materiales y geometria, realizada, a traves de la comparacion con algunos de los. principales parametros de un reticulado y/o de la multiplication efectiva, muestra resultados satisfactorios, consiguiendose dispersiones entre reactividad calculada y experimental que en general no superan el 2%. (author) [Russian] S pomoshh'ju teorii dvuh grupp, izmenennoj s uchetom nadteplovyh delenij, byla proanalizirovana serija kriticheskih sborok s otrazha- telem i zamedlitelem iz obychnoj vody. Otlichie sostojalo v stepeni obogashhenija uranom-235. Jeffektivnye sechenija teplovoj gruppy te zhe, chto i v tablicah Amstera dlja vodorodnyh smesej pri razlichnyh temperaturah, a takzhe dlja razlichnyh koncentracij urana-235 i poglo- titelej v 1/v. Vozdejstvie geterogennosti jeffektivnyh sechenij bylo opredeleno pribli- zitel'no putem izmenenija koncentracii poglotitelja s pomoshh'ju prostranstvennyh otklonenij teplovogo potoka v kamere. S primeneniem formuly Amuajjalja-Benoista byl rasschitan kojefficient proigrysha. Po sushhestvu kojefficient termodiffuzii vtroe men'she makrosko- picheskogo jeffektivnogo sechenija perenosa, kotoryj byl gomogenizirovan po vsej kamere. V sootvetstvii s sistemoj Ombrellaro byli rasschitany parametry gruppy bystryh chastic po trem diffuzionnym gruppam bystryh chastic (ot 10 do 0,821 Mjev; ot 0,821 Mjev do 5,5 kjev; ot 5,5 kjev do 0,625 jev) vmeste s mikroskopicheskimi jeffektivnymi sechenijami, prime- nimymi dlja kazhdoj gruppy. Opredelenie, kotoroe dajot Ombrellaro dlja nejtronnyh para- metrov treh grupp bystryh chastic v zavisimosti ot ustanovlennyh jeffektivnyh sechenij, bylo izmeneno dlja tret'ej gruppy v sootvetstvii s rezul'tatami obrabotki jeffektivnogo rezonansnogo pogloshhenija urana-238. Jeto predlozhennoe Nikom opredelenie bylo osnovano na raschete jeffektivnogo rezonansnogo integrala. Jeffektivnyj

  16. Cobalt-60 and Caesium-137 Gamma Sources; Sources de rayonnement gamma au cobalt-60 et au cesium-137; Gamma-istochniki iz kobal'ta-605 i tseziya-137; Fuentes gamma de cobalto-60 y de cesio-137

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kulish, E E; Fradkin, G M [Academy of Sciences of the USSR, Moscow, Union of Soviet Socialits Republics (Russian Federation)

    1960-07-15

    cobalto-60 y cesio-137 producidas en la Union Sovietica y se examinan algunos problemas de orden tecnologico planteados por su fabricacion. En el informe figuran una serie de datos sobre las propiedades de las radiaciones emitidas por las fuentes de {sup 60}Co y {sup 137}Cs y del material con que estas se fabrican. Se facilitan informaciones sobre la influencia que la magnitud del flujo neutronico y las caracteristicas geometricas de la muestra ejercen sobre la actividad de la fuente; el informe tambien contiene datos sobre el rendimiento de los distintos isotopos de cesio obtenidos por fision de los nucleos de uranio. Se examinan los procedimientos para encerrar hermeticament e las fuentes y se facilita una lista completa de las fuentes utilizadas en la Union Sovietica, con indicacion de sus caracteristicas geometricas y de su actividad. Por ultimo, se hace un estudio comparativo de las fuentes de {sup 60}Co y {sup 137}Cs. (author) [Russian] V doklade privodyatsya osnovnye tekhnicheskie kharakteristiki vypuska- emykh v SSSR gamma-istochnikov na osnove kobal'ta-60 i tseziya-137, a takzhe rassmatrivayutsya nekotorye voprosy tekhnologii ikh proizvodstva. Doklad soderzhit svedeniya o sostave izlucheniya izotopov Co{sup 60} i Cs{sup 137} i syr'ya, iz kotorogo oni izgotavlivayutsya . Privodyatsya dannye o zavisimosti aktivnosti kobal'tovykh istochnikov ot velichiny potoka nejtronov i geometricheskikh razmerov obraztsa, a takzhe dannye o velichine vykhoda izotopov tseziya pri delenii yader urana. Dalee rassmatrivaetsya vopros o germetizatsii istochnikov i privoditsya polnaya nomenklatura vypuskaemykh v SSSR istochnikov s ukazaniem ikh geometricheskikh razmerov i velichiny aktivnosti. V kontse provoditsya nekotoroe sravnenie istochnikov Co{sup 60} i Cs{sup 137}. (author)

  17. Magnox Fuel Cycles; Cycles des combustibles gaines de magnox; Toplivnye tsikly magnoks; Ciclos de combustible magnox

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Johnson, A. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Risley, Warrington, Lancs (United Kingdom)

    1963-10-15

    esquemas de irradiacion que se producen segun los diversos programas de carga del combustible, y describe someramente los metodos de calculo utilizados en la actualidad. Compara diversos programas de carga continua o intermitente del combustible. Estudia el problema de la irradiacion eficiente de la primera carga, junto con los metodos de reabastecimiento retardado y de transposicion de los elementos combustibles. Discute las ventajas economicas y los problemas que plantea la utilizacion de uranio, no natural en reactores de flujo nivelado. Formula consideraciones de orden practico sobre la carga de combustible durante la marcha en reactores nuevos y hace referencia a la experiencia adquirida en Bradwell y en Berkeley. Describe someramente el efecto que ejercen las variaciones del costo del combustible y de su resistencia sobre los aspectos economicos del ciclo de combustible. (author) [Russian] Rassmatrivaetsya vzaim o zavisimost' mezhdu potokom izlucheniya i temperaturnym raspredeleniem i kharakteristikami oblucheniya, vyzvannaya razlichnoj praktikoj zameny topliva, opisyvayutsya sushchestvuyushchie metody rascheta. Provoditsya sravnenie razlichnykh skhem zameny topliva, vklyuchaya kak sistemu vygruzki topliva portsiyami, tak i sistemu nepreryvnoj vygruzki. Problema ehffektivnogo oblucheniya pervoj zagruzki rassmatrivaetsya vmeste so skhemami zapazdyvayushchej nachal'noj zameny topliva i ego peremeshcheniya. Rassmatrivayutsya ehkonomicheskie preimushchestva i trudnosti ispol'zovaniya neprirodnogo urana v vyrovnennykh reaktorakh. Rassmatrivaetsya prakticheskoe reshenie skhemy zameny topliva na novykh reaktorakh i delaetsya ssylka na opyt, priobretennyj v Braduehlle i Berkli. Opisyvaetsya vliyani razlichnoj stoimosti topliva i prodolzhitel'nosti kampanii za ehkonomichnost' toplivnogo tsikla. (author)

  18. Fabrication and Testing of Prototype APM-Clad UO{sub 2} Fuel Elements; Fabrication et essai de prototypes de cartouches de combustible en bioxyde d'uranium gaine d'aluminium (APM); Izgotovlenie i ispytanie prototipa toplivnykh ehlementov na osnove UO{sub 2} s obolochkoj iz alyuminiya metodom poroshkovoj metallurgii; Elaboracion y ensayo de elementos combustibles prototipo de UO{sub 2} con revestimiento de aluminio sinterizado

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ballif, III, J. L.; Friske, W. H.; Gordon, R. B. [Atomics International, Canoga Park, California (United States)

    1963-11-15

    los elementos combustibles se extrajeron del reactor a raiz de problemas suscitados por el instrumental utilizado para los ensayos. Los tres elementos restantes continuaban en el reactor. Todos los resultados de los experimentos realizados hasta la fecha parecen indicar que el sistema de combustible PMA-UO{sub 2} permitira alcanzar los objetivos fijados para el programa relativo al reactor POPR. (author) [Russian] V podderzhku Programmy prototipov organicheskikh ehnergoreaktorov (POPR) moshchnost'yu 50 mgvt (ehl.) byla provedena obshirnaya rabota po razrabotke poroshkovoj metallurgiej alyuminievykh materialov (APM) v kachestve obolochek dlya topliva iz UO{sub 2} . Kak chast' ehtoj raboty byli issledovany ehvteticheskoe soedinenie, svarke v styk oplavleniem i kholodnaya svarka. Kolduehlla pod davleniem kak metody dlya soedineniya stykov pri sborke toplivnykh ehlementov. Vibratsionnoe uplotnenie izuchalos' kak sredstvo zapolneniya trubok APM dvuokis'yu urana. Opyty vne reaktora provodilis' dlya.ogo, chtoby poluchit' informatsiyu o svomestimosti APM - UO{sub 2} . Ehta rabota pokazala, chto pri sushchestvuyushchikh usloviyakh ehvteticheskoe soedinenie yavlyaetsya naibolee podkhodyashchim sposobom dlya soedineniya stykov; vibratsionnoe uplotnenie davalo plotnost' topliva v predelakh ot 80 do 88% teoreticheskoj plotnosti, i ne nablyudalos' vzaimodejstvie APM -UO{sub 2} v diapazone ehkspluatatsionnykh temperatur POPR (temperatura poverkhnosti razdela toplivo - obolochka maksimum 850{sup o}F). V rezul'tate ehtoj raboty bylo izgotovleno 5 prototipov UO{sub 2}-APM toplivnykh ehlementov s tsel'yu ispytaniya na opytnom reaktore s organicheskim zamedlitelem. Kazhdyj ehlement sostoyal iz 24 ili 25 toplivnykh sterzhnej v obolochke iz APM i sgruppirovannykh v sistemu 5 x 5 v stal'noj korobke, pokrytoj nikelem, ili toplivnoj korobke ieh APM. Dlya togo, chtoby uvelichit' poverkhnost' ehlementa i tem samym znachitel'no uluchshit' teploperedachu, izgotovlennaya ehkstruziej obolochka ieh

  19. Thermodynamic Behaviour of Hypostoichiometric UO{sub 2}; Comportement Thermodynamique de UO{sub 2} HypostoeChiometrique; Termodinamicheskoe povedenie gipostekhiometricheskoj UO{sub 2}; Comportamiento Termodinamico del UO{sub 2} Subestequiometrico

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Aitken, E. A.; Brassfield, H. C.; Fryxell, R. E. [General Electric Company, Nuclear Materials and Propulsion Operation, Cincinnati, OH (United States)

    1966-02-15

    concuerdan con un modelo estadistico. El modelo supone que la desviacion respecto de la composicion estequiometrica se produce por un exceso de atomos de oxigeno en posiciones intersticiales, o bion por un defecto de oxigeno en el subreticulo de este elemento. El orden de los atomos intersticiales y de los huecos de oxigeno se altera. La energia de Frenkel es de 60 kcal/atomo gramo para el oxigeno, lo que concuerda satisfactoriamente con evaluaciones anteriores basadas en datos de autodifusion del oxigeno. Los autores analizan en la memoria la relacion existente entre G(O{sub 2}) y la presion parcial de los oxidos gaseosos UO y UO{sub 2}, y formulan algunas observaciones generales sobre los resultados obtenidos al aplicar estos metodos experimentales a otros compuestos, tales como el ThO{sub 2}. (author) [Russian] Sposob- nost' struktury tipa UO{sub 2} razmeshhat' izbytok kisloroda horosho izvestna. Nedavnij opyt pokazal, chto jeta struktura stabil'na takzhe v stehiometricheskom sostojanii pri vysokih temperaturah i parcial'nyh nizkih davlenijah kisloroda, no ona projavljaet sebja, kogda metal- licheskij uran osedaet v okisi posle ostyvanija ot vysokih temperatur, Jeta rabota opisy- vaet dal'nejshie dokazatel'stva sushhestvovanija pri vysokih temperaturah stabil'noj gipo- stehiometricheskoj okisi urana i chastichno opisyvaet izmenenie termodinamicheskih svojstv v oblasti ee gomogennosti. Gipostehiometricheskaja UO{sub 2} kongrujentno vyparivaetsja v hode svobodnogo isparenija v medlenno tekushhem vodorode (tochka rosy - 40 Degree-Sign S) pri 2 400 Degree-Sign S pri sosta- ve s otnosheniem kislorod-uran, ravnym l;sli temperatura umen'shaetsja ili soderzhanie vlagi (chastichnoe davlenie kisloroda) uvelichivaetsja, to uvelichivaetsja i kongrujentnyj sostav. Soderzhanie vody v vodorode pri 2 400 Degree-Sign S dolzhno sostavljat' po men'shej mere odin procent dlja podderzhanija stehiometricheskoj dvuokisi urana. Kogda tabletki UO{sub 2} germetizirujutsja v tantalovyh obolochkah i

  20. Anisotropy of the Chemical Shift Tensor for Fluorines in UF{sub 6} : Application to the Fluorine Atom Movement Model; Anisotropie du Tenseur de Deplacement Chimique des Fluors dans UF{sub 6}: Application au Modele du Mouvement des Atomes de Fluor; Anizotropiya tenzora khimicheskogo zameshcheniya ftora v UF{sub 6}. Primenenie k modeli dvizheniya atomov ftora; Anisotropia del Tensor de Desplazamiento Quimico de los Atomos de Fluor en el UF{sub 6}: Aplicacion al Modelo del Movimiento de los Atomos de Fluor

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rigny, P. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1965-10-15

    permanece unos 5 {mu}s en cada una de las posiciones, con una energia de activacion de 0,5 eV aproximadamente. (author) [Russian] Pervoe izuchenie polikristallicheskogo shestiftoristogo urana po metodu magnitnogo rezonansa ftora bylo provedeno R.Blinkom i dr. pri 40Mgc. Napomnim, chto spektr, poluchennyj pri nizkoj temperature (t <-20 Degree-Sign C) mozhno analizirovat' nalozheniem dvuh linij, chto podtverzhdaet strukturu, obnaruzhennuju Hordom i Strupom v rentgenovskih luchah, gde pri nalichii oktajedra UF{sub 6} s odnoj dlinnoj os'ju i dvumja korotkimi osjami atomy ftora raspredeljajutsja mezhdu dvumja mestopolozhenijami. Izmenenie spektra s temperaturoj - slijanie dvuh linij - daet osnovanie predpolagat' o nalichii peremeshhenija atomov ftora mezhdu dvumja mestopolozhenijami. Povtoriv jeti opyty pri 56,4 i 94Mgc, my smogli otmetit' nalichie sil'noj osevoj anizotropii tenzora himicheskogo zameshhenija (okolo 650 chastej na million). Linija pogloshhenija, poluchennaja v jetih uslovijah dlja poroshka, javljaetsja slozhnoj i podlezhit izucheniju, tem bolee esli uchest' funkciju formy f (h), kotoraja predstavljaet soboj prisushhuju chastichke poroshka verojatnost' poluchenija orientacii, vynuzhdajushhej rezonirovat' jetu chastichku pri znachenii h polja. Pri otsutstvii dvizhenija (spektr nizkoj temperatury) funkcija formy dlja kazhdoj iz dvuh linij (sootvetstvujushhaja dvum vidam'mestopolozhenija) poluchaet formu dlja vseh jekvivalentnyh atomov. Izvestno, chto parametry tenzorov himicheskih zameshhenij svidetel'stvujut o haraktere himicheskih svjazej. Takim putem prishli, v chastnosti, k tomu, chtoby pripisat' v osnovnom ionnyj harakter (I Asymptotically-Equal-To 1/2) svjazjam urana s dvumja naibolee udalennymi atomami ftora. Pri nalichii dvizhenija funkcija formy krajne raznoobrazna i zavisit ot tipa dvizhenija. Dlja UF{sub 6} izuchenie pri nalichii anizotropii pokazyvaet, chto atomy ftora odnoj toj zhe molekuly obmenivajutsja mezhdu soboj i chto kazhdyj atom zatrachivaet

  1. Uranium Ore and Concentrate Sampling; Echantillonnage des Minerais et des Concentres d'Uranium; Otbor prob uranovoj rudy i kontsentratov; Muestreo de Minerales y Concentrados de Uranio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    McGinley, F. E.; Brown, D. L.; Langridge, R. W. [United States Atomic Energy Commission, Grand Junction, CO (United States)

    1966-02-15

    normalmente aplicados en la industria minera; se efectuaron ademas, muestreos de verificacion y otras pruebas para garantizar que la determinacion del contenido de uranio de los diversos minerales se realizaba con toda la precision que permitian las consideraciones de orden economico. Durante los diecisiete ultimos anos se han adquirido de productores de los Estados Unidos unas 10 000 partidas de concentrados con un contenido total de 129 000 t de U{sub 3}O{sub 8}; cada una de estas partidas ha sido pesada, muestreada y analizada, con procedimientos cuidadosamente controlados, en las instalaciones de muestreo que la AEC posee en Grand Junction y en Weldon Spring (Missouri), ambas explotadas por contratistas. La partida tipica consiste en unos 50 barriles, con una capacidad de 209 litros cada uno, y pesa aproximadamente 16000kg. Como las caracteristicas fisicas y quimicas de los concentrados varian sobremanera es necesario tomar muestras. de cada barril. Durante estos anos se han empleado diversos sistemas de muestreo: por tubos, barrenas abiertas, barrenas cerradas, mueatreo en comente libre. Este ultimo es el mas exacto, a condicion de que se tomen las precauciones necesarias para impedir los cambios de peso debidos a la exposicion a los factores atmosfericos. Teniendo en cuenta la tendencia de los concentrados a perder o absorber humedad segun la atmosfera a que se hallan expuestos, se han ideado procedimientos especiales de submuestreo, secado y preparacion de muestras con objeto de aumentar la precision de las operaciones. Pata analizar e interpretar los datos proporcionados por las mediciones y el muestreo se recurre en gran medida a la estadistica. (author) [Russian] Otdelenie Komissii po atomnoj jenergii v Grand-Dzhankshin otvechaet za proizvodstvo bol'shih kolichestv prirodnogo urana v vide rud i koncentratov. Metody otbora prob rud objazatel'no otlichajutsja ot metodov, primenjaemyh v otnoshenii koncentratov. V doklade obsuzhdaetsja kazhdaja stupen' v obshhih

  2. International training course on uranium exploration

    International Nuclear Information System (INIS)

    Barretto, P.M.C.

    1978-01-01

    friendship. The Geological Survey of Ljubljana (Geoloski Zavod Ljubljana) and the Zirovski Uranium Mining Company (Rudnik Urana Zirovski vrh) fully supported the field and office work. They contributed in no small way to the success of the course Also some manufacturers of radiometnc equipment loaned several field instruments without which the field training would not have been possible Although the main purpose of the training course was to provide training in the use of geochemical techniques in the various stages of uranium exploration, the work accomplished by the trainees provided a positive contribution to the uranium exploration programme of the host country In addition to prospecting a large area (300 km 2 ) where several anomalies were indicated at reconnaissance level, it provided an orientation study from which the Geological Survey of Ljubljana can select the most effective uranium geochemical techniques for their geological environment. Another interregional course on uranium prospecting will be held in Golden, Colorado, USA, in September-October 1978

  3. RA Research reactor, Annual report 1970 - Operation and maintenance; Istrazivacki nuklearni reaktor RA - Izvestaj za 1970. godinu - Pogon i odrzavanje

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Milosevic, D et al. [Institute of Nuclear Sciences Boris Kidric, Vinca, Beograd (Serbia and Montenegro)

    1970-12-15

    specijalnih televizijskih kamera i teleskopa ustanovljeno je da je unutrasnjost suda u odlicnom stanju, nisu uoceni nikakvi tragovi korozije. Istovremeno su napravljeni prikljucci na cevovodu teske vode u cilju realizacije projekta sistema za udesno hladjenje reaktorskog jezgra. Tokom 1970. godine isluzeno gorivo prepakovano je iz tahnoloskih kanala u specijalne sudove od aluminjuma. U bazen br. 4 odlozeno je 4 suda sa ukupno 660 elemenata, tako da se sada u bazenu nalazi 18 sudova sa 2951 gorivnim elementom. Izvrsene su tri izmene goriva i to mesanjem starog sa 5 ili 6 novih gorivnih elemenata. Poslovi u toku stajanja reaktora bili su skopcani cesto sa radom u polju visokog zracenja, sto je uzrokovalo vece totalne doze doze ozracivanja ljudstva. Maksimalna doza zracenja po coveku nije bila veca od 3,5 R. Nastavljena je saradnja sa francuskim partnerom na polju izucavanja mogucnosti koriscenja 93% obogacenog urana umesto sadasnjeg niskoobogacenog kako bi se postigao fluks reda velicine 10{sup 14} n/cm{sup 2} sec. Napominje se da je ostvarenje plana rada za 1971. godinu dovedeno u pitanje usled nedostatka finansijskih sredstava.

  4. Ultrasonic Inspection following Heat Treatment of Uranium Alloys; Controle des Traitements Thermiques d'Alliage d'Uranium par Ultrasons; Kontrol' termicheskoj obrabotki uranovykh splavov s pomoshch'yu ul'trazvuka; Control Ultrasonico de los Tratamientos Termicos de Aleaciones de Uranio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Destribats, Marie-Therese; Cherpentier, C.; Papezik, F.; Pigeon, M. [Centre d' Etudes Nucleaires Desaclay (France)

    1965-10-15

    'zujutsja slegka legirovannye splavy urana, chasto voznikaet neobhodimost' izmel'chat' zerna termicheskoj obrabotkoj. Pri jetom okazalos' neobhodimym osushhestvljat' kontrol' za vsemi jelementami i za vsem proizvodstvom, chtoby tochno znat' kachestvo ispol'zovannogo topliva. Jetot kontrol' nevozmozhno osushhestvljat' cherez mikrografiju, tak kak on zanimaet mnogo vremeni i ne daet polnyh rezul'tatov. Kontrol prinjatyj v jadernom centre, osnovan na principe pogloshhenija ul'trazvukov materialami. Dannoe pogloshhenie svjazano so strukturoj sredy. Esli znachenie Xmalo po sravneniju s velichinoj zerna {lambda}, to pogloshhenie slaboe, a esli G sostavljaet porjadka {lambda}/2, to pogloshhenie ochen' sil'noe. Vse pervye opyty provodili v vozduhe na osnove analiza mnogokratnyh jeho i zatem izmerjali vysoty pervogo jeha. Dalee izmerenie provodili v vode. Pri jetom sravnivali vysoty propushhennogo i pervonachal'nogo jeha. Pri promyshlennom kontrole sravnivaetsja amplituda jeha, propushhennogo cherez material, s jehom, poluchennym na horosho obrabotannom jetalone togo zhe tipa i toj zhe geometricheskoj formy. Ispytanie provodili v special'noj ustanovke, kogda materialy zapuskali v rotaciju s pomoshh'ju rolikov, a napravljaemye preobrazovateli peremeshhali vdol' jelementa. Vintovoe skennirovanie osushhestvljali pri shage menee 5 mm. V ul'trazvukovom generatore imeetsja sistema regulirovanija,kotoraja podderzhivaet kontrol'noe jeho. Privoditsja serija zapisej po razlichnym splavam, i v chastnosti govoritsja o defektah, nabljudaemyh u jelementov, kotorye byli obrabotany indukciej vo vremja prohozhdenija. Obnaruzhivajutsja ploho obrabotannye uchastki razmerom menee 1 sm{sup 2} . V nastojashhee vremja podobnym obrazom osushhestvljaetsja kontrol' za vsemi tipami topliva v vide slegka legirovannyh uranovyh splavov, primenjaemyh v reaktorah G2 EL3,EF1 EdF2 i INCA, inymi slovami, kontrolirujutsja vse sterzhni i trubki s diametrom mezhdu 20 i 95 mm. (author)

  5. Kinetics of yttrium dissolution from waste ceramic dust / Кинетика растворения иттрия из отходной керамической пыли / Kinetika rastvaranja itrijuma iz otpadnog keramičkog praha

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Srećko R. Stopić

    2016-04-01

    центратов. Так как стандарты по охране окружающей среды с каждым днем повышаются, извлечение данных элементов становится рискованным. Поэтому рециклирование оксида иттрия из вторичных ресурсов, таких как: красный шлам, покрытие для керамики и использованные материалы в производстве люминесцентных ламп имеет большое значение. Основной целью данной работы является изучение кинетики растворения иттрия с соляной кислотой из отходной керамической пыли. / Itrijum je srebrnasti prelazni metal sa hemijskim svojstvima sličnim lantanoidima. Zbog ovih sličnosti itrijum pripada elementima retkih zemalja. Itrijum i itrijumoksid koriste se u fluoroscentnim lampama, u proizvodnji elektroda, u elektronskim filterima, superprovodnicima i kao dodatak u različitim materijalima radi poboljšanja njihove stabilnosti. Veliki deo itrijuma dobijen je iz njegovih minerala kao što su monazit [(Ce,La,Th,Nd,YPO4] i ksenotim YPO4, Prisustvo radioaktivnih elemenata torijuma i urana, zajedno sa itrijumom, predstavlja teškoću u dobijanju itrijumoksida iz ruda i koncentrata. Regulisanje zaštite životne sredine je sve strože i povećava rizik u njihovom snabdevanju. Zbog svega toga recikliranje itrijumoksida iz sekundarnih izvora, kao što su crveni mulj, prevlake u keramici i istrošeni materijali u fluoroscentnim lampama, ima veliki značaj. Osnovni cilj ovog rada jeste da prouči kinetiku rastvaranja itrijuma sa hlorovodoničnom kiselinom iz otpadnog praha keramičkih materijala.

  6. A Low-Background Liquid-Scintlllation Counter for the Assay of Low-Specific Activity Tritiated Water; Compteur a scintillations a liquides, a faible mouvement propre, pour le dosage d'eau tritiee en faible activite specifique; ZHidkostnyj stsintillyatsionnyi schetchik s nizkim fonom dlya analiza nasyshchennoj tritiem vody s nizkoj udel'noj aktivnost'yu; Contador de centelleador liquido de reducida actividad de fondo para el analisis de agua pritiada de baja actividad especifica

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boyce, I S; Cameron, J F [Wantage Research Laboratory, Wantage (United Kingdom)

    1962-01-15

    opredeleniya otnositel'noj vazhnosti sleduyushchikh vozmozhnykh faktorov fona: a) Ionizatsiya i vozbuzhdenie ostatochnogo gaza i poverkhnostej poluprovodnikovogo dinoda, osobenno v tekh zonakh, gde imeetsya samaya bol'shaya plotnost' potoka; b) Iskroobrazovanie , ehlektrolyuminestsentsiya i avtozlektronnaya ehmissiya; c) Obratnaya svyaz' polozhitel'nykh ionov s fotokatodom, chto vyzyvaet vtorichnuyu ehlektronnuyu emissiyu; d) Samostoyatel'noe dejstvie fotokatodnogo okna podobno lyuminoforu kosmicheskoj radiatsii, beta-chastitsam K{sup 40} ili radiatsii dochernikh produktov urana. V chastnosti, bylo obnaruzheno znachitel'no men'shee vozdejstvie faktora, chem ranee predpolagalos'. Byli issledovany metody umen'sheniya ehtikh vozdejstvij, vklyuchaya ispol'zovanie kvartsevykh fotokatodov i spetsial'nykh fotoumnozhitelej. V okonchatel'noj konstruktsii schetchika miiimal'nayaobiaruzhim aya udel'naya aktivnost' so vremenem scheta v 30 minut sostavlyaet 6 x 10{sup 7} mikrokyuri na milillitr. (author)

  7. Non-Destructive Testing Methods Applied to Multi-Finned SAP Tubing for Nuclear-Fuel Elements; Essais Non Destructifs de Gaines a Ailettes, en Poudre d'Aluminium Frittee, pour Elements Combustibles; Nedestruktivnye metody ispytaniya rebristykh trub iz spechennogo alyuminikiog'o poroshka dlya yadernykh toplivnykh ehlementov; Metodos de Ensayo No Destructivo Aplicados a Tubos de SAP con Aletas Multiples Destinados a Elementos Combustibles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lund, S. A. [Danish Central Welding Institution, Copenhagen (Denmark); Knudsen, P. [Danish Atomic Energy Commission, Research Establishment, Risoe (Denmark)

    1965-09-15

    corrientes de Foucault. (author) [Russian] Komissija po atomnoj jenergii Danii predprinjala izuchenie jenergeticheskogo reaktora s organicheskim teplonositelem i tjazhelovodnym zamedlitelem. Toplivnym jelementom dlja reaktora javljaetsja puchok iz 19 sterzhnej; toplivnyj sterzhen' soderzhit spechennye tabletki iz dvuokisi urana v dvuhmetrovoj trube iz spechennogo aljuminievogo poroshka. Truby dolzhny byt' ochen' horoshego kachestva, chtoby obespechit' optimal'nye uslovija perenosa tepla i sohranenija celostnosti toplivnyh jelementov vo vremja jekspluatacii reaktora. Dva primera otnositel'no konstrukcii trub svidetel'stvujut ob ochen' nebol'shih razmernyh dopuskah. Dlja obespechenija sootvetstvujushhego kachestva trub razrabotan strogij kontrol' v znachitel'noj stepeni osnovannyj na nedestruktivnyh metodah. Privoditsja opisanie jetih metodov, razrabotannyh dlja izmerenija tolshhiny stenok i diametrov i dlja obnaruzhenija defektov. Slozhnoe poperechnoe sechenie 24-rebernoj truby ne pozvoljaet primenjat' ul'trazvukovye metody ili metody vihrevyh tokov dlja izmerenija tolshhiny stenok. Pojetomu razrabotan special'nyj kontrol'no-izmeritel'nyj pribor, registrirujushhij beta-izluchenie, osnovannyj na principe oslablenija beta-izluchenija, poluchaemogo ot istochnika stroncija-90, pomeshhennogo vnutri truby. Metod ul'trazvukovogo rezonansa pri pogruzhenii primenjaetsja dlja postojannoj registracii tolshhiny stenok bolee prostyh konstrukcij 12-rebernyh trub. Vnutrennij i vneshnij (mezhdu granjami reber) diametry postojanno registrirujutsja bystrodejstvujushhimi sistemami vozduhomerov. Defekty obnaruzhivajut s pomoshh'ju ul'trazvuka metodom impul's-jeho i metodom vihrevyh tokov. Metodom ul'trazvuka mozhno legko obnaruzhivat' poperechnye no ne prodol'nye treshhiny. Pojetomu, krome proverki ul'trazvukom, primenjaetsja ispytanie vihrevymi tokami. (author)

  8. Treatment, Processing and Future Disposal of Radioactive Wastes at the Idaho Chemical Processing Plant; Traitement et Elimination Future des Dechets Radioactifs a l'Usine de Traitement Chimique de L'Idaho; 0410 041d 0414 ; Tratamiento y Evacuacion de Desechos Radiactivos en la Planta de Tratamiento Quimico de Idaho

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Stevens, James I. [Phillips Petroleum Company, Atomic Energy Division, Idaho Falls (United States)

    1960-07-01

    tratamiento supone pueden a veces quedar compensados por la reduccion de los gastos por concepto de almacenamiento. La baja conductividad termica de los solidos obliga a conceder mayor importancia a la temperatura de almacenamiento que en el caso de los liquidos. Los desechos acidos de nitrato aluminico que se forman al tratar los combustibles del tipo utilizado en los reactores de ensayo de materiales (MTR), pueden transformarse en alumina granular por calcinacion en un lecho fluidificado, a una temperatura comprendida entre 350 Degree-Sign y 550 Degree-Sign C. Los principales componentes de tal instalacion son: el calcinador alentado por una aleacion de NaK, un sistema.de depuracion de los gases desprendidos y los tanques para el almacenamiento de solidos. El autor describe el diseno de la instalacion, asi como el programa de investigaciones y desarrollo. Basandose en los resultados favorables obtenidos con este sistema de calcinacion en lecho fluidificado y almacenamiento de solidos a elevada temperatura, y en otras consideraciones, el autor examina diversos sistemas de almacenamiento y sus relaciones con el medio ambiente. (author) [Russian] Kislotnye othody, poluchajushhiesja ot rekuperacii obogashhennogo urana iz toplivnyh jelementov s aljuminiem, cirkoniem i nerzhavejushhej stal'ju na Zavode po himicheskoj pererabotke v Ajdaho, hranjatsja v podzemnyh bakah dvuh razlichnyh geometricheskih form s nominal'noj emkost'ju v 30,000 i 300,000 gallonov. V dokumente opisyvajutsja konstrukcii i rabo ta ustanovki dlja hranenija othodov v bakah, a takzhe metody udalenija v okruzhajushhuju sredu othodov s nizkim urovnem aktivnosti. Princip ''koncentracii i uderzhanija'' pri udalenii othodov vylilsja v konechnuju formu proizvodstva tverdoj massy, soderzhashhej produkty delenija. Nevygoda ot uvelichenija stoimosti obrabotki mozhet byt' pokryta sokrashheniem stoimosti hranenija, no ne vo vseh sluchajah. Vvidu nizkoj teploprovodnosti tverdyh tel soobrazhenija o temperature hranenija

  9. Control Methods Used in the Department of Metallurgy for Structure and Fuel Elements; Methodes de Controle Utilisees au Departement de Metallurgie pour les Elements de Structure et les Elements Combustibles; Metody kontrolya struktury toplivnykh ehlementov v departamente metallurgii; Metodos de Control Utilizados en el Departamento de Metalurgia para los Elementos Estructurales y Combustibles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Destribats, Marie-Therese; Allain, C.; Prot, A.; Thome, P. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1965-09-15

    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

  10. Assessment of End-Plug Welding of Fuel Elements; Evaluation des Soudures Terminales des Elements Combustibles; Otsenka kachestva privarki kontsevoj probki toplivnykh ehlementov; Inspeccion de la Soldadura del Tapon Terminal de los Elementos Combustibles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nakamura, Y.; Aoki, T. [Tokai Refinery, Atomic Fuel Corporation (Japan)

    1965-10-15

    metallicheskogo urana s aljuminievym pokrytiem. Poskol'ku v jelementah mezhdu pokrytiem i serdcevinoj sushhestvuet tol'ko mehanicheskaja svjaz', koncevaja probka mozhet ispytyvat' rastjagivajushhee naprjazhenie v rezul'tate uvelichenija obluchenija uranovoj serdceviny. Tem- peraturnye kolebanija vyzovut analogichnoe naprjazhenie v svarnyh shvah. Vsledstvie neodno- rodnosti mikrostruktury vblizi svarnyh shvov tam mozhet proizojti usilennaja korrozija pod vozdejstviem gorjachej vody. Vo vremja raboty reaktora i posle ego ostanovki neobhodimo obespechit' germetichnost'. Dlja provedenija ispytanij na prochnost' na razryv, ispytanij na polzuchest' pri vysokoj temperature, ispytanij temperaturnyh kolebanij i korrozii byli razrabotany special'- nye obrazcy. Mnogie harakteristiki svarnyh shvov byli izucheny bez razrushenija ispyty- vaemogo obrazca do provedenija ispytanij i provereny na germetichnost' v promezhutkah mezh- du ispytanijami. Jeti rezul'taty mogut byt' ispol'zovany dlja ustanovlenija standartov proverki, takih kak rentgenovskaja radiografija i vizual'naja proverka kachestva privarki koncevoj probki. Budut takzhe opisany nekotorye drugie rezul'taty, poluchennye po topliv- nym jelementam, pokrytym magnoksom ili cirkalloem. (author)

  11. Major accident analyses for experimental zero-power fast reactor assemblies; Analyse des accidents graves pouvant survenir dans les reacteurs experimentaux a neutrons rapides de puissance zero; Analiz krupnoj avarii dlya ehksperimental'ny kh reaktornykh ustanovok nulevoj moshchnosti na bystrykh nejtronakh; Analisis de los accidentes graves que pueden producirse en los reactores experimentales rapidos de potencia cero

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fischer, G.; Barts, E. W.; Kapil, S.; Tomabechi, K. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    'shogo reaktora s aktivnoj zonoj obychnogo sostava. Byla issledovana men'shaya aktivnaya zona s vysokim pustotnym koehffitsientom, kak potentsial'no bolee opasnaya sistema. U ehtikh dvukh sistem obnaruzhen ochen' razlichnyj vremennoj rezhim. V sluchayakh ser'eznykh avarij na ustanovkakh nulevoj moshchnosti atomy U{sup 235}, kotorye raspredeleny v plastinakh obogashchennogo urana, ochen' bystro nagrevayutsya, togda kak ostal'naya chast' aktivnoj zony po sushchestvu ostaetsya kholodnoj, i takim obrazom gazoobraznyj U{sup 235} sozdaet raspredelennoe davlenie. V doklade budet dano opisanie primeneniya k gazu Van der Vaalsa koda AX-I nejtronnoj fiziki i gidrodinamiki. Drugim vazhnym izmeneniem uravneniya sostoyaniya, ispol'zovannogo v kode, yavlyaetsya primenenie uravneniya Mie-Grinejzena, vyvedennoe iz teorii tverdogo sostoyaniya. EHto izmenenie daet vozmozhnost' bolee udovletvoritel'n o vyrazit' chlen davleniya dlya aktivnykh zon razlichnogo sostava. Vvidu togo, chto plastiny U{sup 235} s vysokim obogashcheniem v ustanovke nulevoj moshchnosti nagrevayutsya gorazdo bystree, chem obednennye uranovye plastiny, vozmozhnost' polucheniya rezul'tiruyushcheg o polozhitel'nogo ehffekta Dopplera namnogo bol'she v ehksperimental'noj ustanovke, chem v reaktore-razmnozhitel e ehkvivalentnoj moshchnosti. EHtot risk byl issledovan v otnoshenii ryada vozmozhnykh ustanovok. Ehti raschety ukazyvayut na to, chto koehffitsient Dopplera ustanovki nulevoj moshchnosti ne priobretaet opasnogo znacheniya, poka ne budut sozdany sistemy krupnykh ehnergeticheskikh reaktorov-razmnozhitelej na oksidnom toplive s ochen' myagkimi spektrami ehnergii nejtronov. (author)

  12. Present Status of Nitrogen Fixation by Reactor Radiation; Etat Actuel des Recherches sur l'oxydation directe de l'azote sous irradiation dans des reacteurs; Sovremennoe sostoyani opytov po okisleniyu azota izlucheniem iz reaktorov; Estado actual de las investigaciones sobre fijacion del nitrogeno por irradiacion en reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Harteck, P; Dondes, S [Rensselaer Polytechnic Institute, Troy, NY (United States)

    1960-07-15

    fision liberada en las fibras de vidrio y de la resistencia termica del circuito. Otro circuito, que habra de funcionar a 50 - 75 atmosferas y 600{sup o}C se encuentra en curso de construccion. Estos circuitos permitiran evaluar las caracteristicas de un sistema continuo, incluido el comportamient o de los productos de fision liberados en la corriente gaseosa. Los autores distinguen tres fases en la cinetica compleja de la oxidacion del nitrogeno: reacciones iniciales en el sistema;, reacciones subsiguientes a la fijacion de cierta cantidad de nitrogeno y, por ultimo, cinetica del equilibrio alcanzado en presencia de radiaciones. Se estudian las condiciones necesarias para la formacion de N{sub 2}0{sub 5}, N{sub 2}0{sub 4} y O{sub 3}, asi como los efectos que ejercen sobre el proceso en conjunto. (author) [Russian] Pri issledovaniyakh okisleniya azota izlucheniem iz reaktorov, kotorye proizvodilis ' v Rensselerovskom institute i v Brukkhejvenskoj natsional'noj laboratorii v techenie ryada let, byla ispol'zovana, v kachestve neposredstvennogo ioniziruyushchego izlucheniya, ehnergiya otdachi oskolkov deleniya putem rasseyaniya urana-235 v steklyannom volokne diametrom priblizitel'no v 5 mikronov. Bylo opredeleno vliyanie temperatury, davleniya i sootnosheniya mezhdu kolichestvom azota i kolichestvom kisloroda na velichinu radiatsionno-khimicheskogo vykhoda G na okislenie azota i rezul'taty byli soobshcheny v tekhnicheskoj literature. Nizhe daetsya kratkaya svodka ehtoj raboty. Upomyanutaya vyshe rabota proizvodilas' nad staticheskimi sistemami ; nedavno proizvedennaya rabota okhvatyvala kak staticheskie, tak i tsiklicheskie sistemy. V staticheskikh sistemakh glavnoe vnimanie obrashchalos' na vliyanie intensivnosti izlucheniya, v osobennosti v sostoyanii kineticheskogo ravnovesiya izlucheniya. Bylo ustanovleno, chto obrazovanie N0{sub 2}. i N{sub 2}0 V smesyakh azota i kisloroda v proportsiyakh 4:1 i 2: 1 proiskhodit do polnogo istoshcheniya yusloroda. TSiklicheskaya

  13. Criteria for Special Nuclear Materials Inventory and Control Procedures; Criteres a Suivre Pour Proceder a l'Inventaire des Matieres Nucleaires Speciales et aux Mesures de Controle; Kriterii dlya inventarizatsii spetsial'nykh yadernykh materialov i metody ucheta; Criterios a Que Deben Ajustarse los Procedimientos de Inventario y Control de los Materiales Nucleares Especiales

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kinderman, E. M.; Tarrice, R. R. [Stanford Research Institute, Menlo Park, CA (United States)

    1966-02-15

    bol'shinstvom promyshlennyh materialov, naprimer v SShA ceny na uran 90%-go obogashhenija i na uran 3%-go obogashhenija v vide shestiftoristogo urana i na tjazheluju vodu sostavljajut so otvetstvenno 10 808, 254 i 61,60 doll. SShA za 1 k g . Bolee togo, vo mnogih sluchajah jeti materialy, kak togo trebu- et ohrana zdorov'ja i tehnika bezopasnosti, nahodjatsja pod special'nym pravitel'stvennym kontrolem, ne svjazannym neposredstvenno s ih denezhnoj stoimost'ju. Nesmotrja na bol'shuju stoimost' jetih materialov, predusmatrivaetsja primenjat' ih v bol'shom kolichestve; napri- mer, v reaktore s vodnym zamedlitelem moshhnost'ju 500 mgvt budet ispol'zovano priblizi- tel'no 50 - 75 t materiala 3%-go obogashhenija, i, verojatno, vo v s em mire k 1980 godu moshhnost' reaktorov, nahodjashhihsja v jekspluatacii, budet jekvivalentno ravna moshhnosti priblizi- tel'no 200 - 300 reaktorov takogo razmera. Na osnovanii proshlogo opyta razrabotany special'nye metody i nalazhena praktika promyshlennogo ucheta nedorogostojashhih materialov v bol'shom kolichestve, naprimer ugol' ili zheleznaja ruda, i dorogostojashhih materialov v nebol'shom kolichestve, naprimer dragocen- nye metally . Pri pochti odinakovyh cenah special'nye jadernye materialy razlichajutsja po vidu i budut ispol'zovat'sja v kolichestvah, znachitel'no ''ol'shih po sravneniju s dragocennymi metallami. Hotja, verojatno, potrebujutsja special'nye metody ili sootvetstvuju- shhee izmenenie staryh metodov, nadlezhashhee ispol'zovanie mnogoobraznoj ustanovlennoj praktiki proverki i ucheta dolzhno okazat'sja dostatochnym v bol'shinstve sluchaev dlja dolzhnoj zashhity kapitalovlozhenij stran i otdel'nyh lic v proizvodstvo jetih dorogostojashhih materialov. Ustanavlivajutsja kriterii dlja ucheta materialov. Special'no rassmatrivaetsja vopros o, sootvetstvii razlichnyh metodov inventarnogo kontrolja, nachinaja ot sostavlenija ezhegodnyh balansov uch et a postuplenij i otpravok do podrobnoj ezhednevnoj fizicheskoj inventarnoj

  14. Primary Distributions of Nuclear Charge for Fission-Fragment Masses 132, 134, 136 and 137 from Thermal Fission of U{sup 235}; Repartition Primaire de la Charge Nucleaire pour les Fragments de Masse 132, 134, 136 et 137, Provenant de la Fission de {sup 235}U par Neutrons Thermiques; 041f 0415 0420 0414 ; Distribuciones Primarias de las Cargas Nucleares de los Fragmentos de Masa 132, 134, 136 y 137, Resultantes de la Fision del {sup 235}U por Neutrones Termicos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Konecny, E.; Opower, H.; Guenther, H.; Goebel, H. [Physik-Department der Technischen Hochschule Muenchen, Munich and II. Physikalisches Institut der Justus Liebig-Universitaet Giessen, Federal Republic of Germany (Germany)

    1965-07-15

    estable de cada cadena es conocido, esta distribucion de las particulas beta refleja fielmente la distribucion primaria de las cargas nucleares. En las mediciones realizadas hasta ahora, solo se han registrado las particulas beta recogidas en el semiangulo solido formado por la placa portadora de la emulsion, pero un simple calculo estadistico permite determinar la distribucion 4{pi} apetecida. En la memoria se indican las distribuciones de particulas beta obtenidas por este metodo, a energias cineticas fijas, proximas a la energia cinetica media de cada fragmento, para las masas 132, 134, 136 y 137. En lo que respecta a las masas 132 y 134, la capa neutronica N = 82 determina las cargas primarias mas probables en las proximidades de 50 y 52, respectivamente. Para M= 136 y 137, la carga primaria es de 53 y 53,2. No resultan muy considerables las correcciones aproximadas, de caracter complementario para tener en cuenta los electrones.de conversion (omitiendo las trazas muy cortas de particulas beta correspondientes a energias muy bajas) y los neutrones retardados (en el caso de la masa 137). Se estan preparando mediciones analogas que se efectuaran directamente en geometria 4{pi} para evitar el error estadistico debido a la transformacion de la distribucion 2{pi} en 4{pi}, con varias energias cineticas como parametros. (author) [Russian] Pri pomoshhi mass-spektrometra oskolki, obrazujushhiesja pri delenii urana-235 pod dejstviem teplovyh nejtronov, tochno otdeljajutsja po masse i kineticheskoj jenergii za promezhutok vremeni v 10{sup -6} sek posle delenija. Izvlechennye oskolki zahvatyvajutsja na jemul'siju Il'forda G5, chuvstvitel'nuju k beta-chasticam i raspolozhennuju v ploskosti fokusa spektrometra. Obluchennye jemul'sii projavljajutsja po mere vozmozhnosti spustja dostatochno dolgoe vremja posle delenija po sravneniju s naibolee dolgim poluperiodom zhizni rassmatrivaemoj cepochki raspada. Poluperiody zhizni porjadka neskol'kih dnej ili bolee ne prinimajutsja vo

  15. Design and characteristics of beta-excited X-ray sources; Caracteristiques des sources de rayons X excitees par des particules beta; Konstruktsiya i kharakteristiki beta-vozbuzhdennykh istochnikov rentgenovskikh luchej; Diseno y caracteristicas de las fuentes de rayos X excitadas por particulas beta

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Filosofo, I; Reiffel, L; Stone, C A; Voyvodic, L [Physics Division, Armour Research Foundation, Chicago, IL (United States)

    1962-01-15

    se describe en la memoria. Si se tienen en cuenta la radiacion de frenado (Bremsstrahlung), la ionizacion de la capa K y la fluorescencia provocada por los rayos X, puede lograrse una formulacion matematica satisfactoria para calcular los rendimientos y los espectros fotonicos en funcion de la energia {beta} maxima, del espesor del blanco y de la configuracion de la fuente. Los rendimientos calculados concuerdan perfectamente con los determinados por via experimental, lo que confirma la validez del metodo analitico. De esta forma, resulta posible disenar fuentes isotopicas de rayos X que responden optimamente a las exigencias de las aplicaciones a las que van destinadas. Los autores disenaron prototipos de fuentes de {sup 85}Kr y de {sup 147}Pm, y la memoria analiza su eficacia en las mediciones de espesores y el analisis de sustancias compuestas. Tambien disenaron una fuente de {sup 147}Pm de elevada intensidad destinada a la radiografia industrial; la memoria examina su funcionamiento, asi como la utilidad de los intensificadores de imagen que permiten ampliar el campo de aplicaciones de dicha fuente. Los autores terminan su memoria con un examen general de las posibilidades, ventajas y limitaciones de las fuentes isotopicas de rayos X. (author) [Russian] V dokumente izlagayutsya novejshie rezul'taty rabot nad beta-vozbuzhdennymi istochnikami rentgenovskikh luchej. Opisyvayutsya rezul'taty podrobnogo ehksperimental'nogo issledovaniya rentgenovskikh luchej, proizvodimykh produktami deleniya Rt-147, Kg-85 i Sr-90. Vykhod rentgenovskikh luchej i spektral'noe raspredelenie byli izucheny dlya mishenej, postroennykh iz materialov, idushchikh ot medi do urana, a takzhe dlya raznoobraznogo vzaimnogo raspolozheniya istochnika i mishenej: (propuskayushchaya mishen', otrazhayushchaya mishen', 'sloenaya'' mishen', tesnoperemeshannye istochniki i mishen'). Osobenno podrobno byla izuchena smes' iz prometiya-147 s okis'yu samariya dlya vyyasneniya perspektiv ispol

  16. The Role of Non-Destructive Testing in Test-Reactor Operation at the National Reactor Testing Station; Role des Essais Non Destructifs dans l'Exploitation des Reacteurs d'Essai au Centre National d'Essais de Reacteurs; Rol' nedestruktivnykh ispytanij pri ehkspluatatsii ispytatel'nykh reaktorov na natsional'noj stantsii po ispytaniyam reaktorov; Papel de los Metodos No Destructivos en la Explotacion de los Reactores de la National Reactor Testing Station

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Francis, W. C.; Brown, E. S.; Burdick, E. E.; Gibson, G. W.; Tingey, F. H. [Phillips Petroleum Company, Atomic Energy Division, Idaho Falls, Idaho (United States)

    1965-10-15

    corrientes de Foucault. Otras tecnicas que han demostrado su utilidad son la inspeccion por penetracion de liquidos, los ensayos con nitrogeno liquido para detector grietas superficiales, los ensayos de recocido termico para determinar ampollas, y la exploracion gamma de placas irradiadas. Muestras de elementos combustibles tomadas estadisticamente se ensayan por metodos hidraulicos para confirmar su integridad estructural, especialmente la estabilidad de la union entre la placa combustible y la placa lateraL Constantemente se intenta mejorar las tecnicas actuales y perfeccionar nuevos procedimientos de inspeccion de caracter no destructivo. (author) [Russian] Bol'shie kapitalovlozhenija (bolee 100 mln. doll. ) v jadernye opytnye reaktory pri Nacional'noj labo- ratorii po ispytaniju reaktorov i neobhodimost' jekspluatirovat' ih bezopasno trebujut vyso- kokachestvennogo kontrolja za reaktorami i opytnymi komponentami v osobennosti za topli- vom i upravljajushhimi sterzhnjami. Pojetomu nedestruktivnye ispytanija igrajut ochen' vazhnuju rol' v opredelenii kachestva jetih komponentov do togo , kak oni ispol'zujutsja na opytnyh reaktorah. Hotja mnogie iz jetih opytov provodjatsja po horosho otrabotannym programmam, tem ne menee bylo razrabotano mnogo unikal'nyh sposobov i shiroko ispol'zuetsja obychnoe oborudovanie. Dolgoe vremja ispol'zovalis' ul'trazvukovye metody v celjah obnaruzhenija rakovin, nediffuzioznosti teplovydeljajushhih jelementov i vnutrennih treshhin. V poslednee vremja jeta rabota byla rasprostranena na avtomaticheskoe skennirovanie krivyh plastin i dlja o b - sledovanija obluchennyh toplivnyh plastin v kanalah dlja hranenija. Ves'ma interesnaja rabota byla provedena v dele primenenija ul'trazvuka dlja obnaruzhenija razryva hrupkih aktivnyh zon, kotoryj mozhet vozniknut' v prcesse izgotovlenija. Metod gamma-skennirovanija dlja opredelenija soderzhanija urana-235 v toplivnyh jele- mentah okazalsja nastol'ko nadezhnym, chto on javljaetsja osnovoj dlja podscheta

  17. Plant Measurement, Sampling and Analysis for Accountancy Purposes with Particular Reference to Separation Plants at Windscale; Mesures, Echantillonnages et Analyses en Usine a des Fins Comptables, Notamment dans les Installations de Separation de Windscale; Izmereniya, vzyatie obraztsov i analizy v tselyakh ucheta na opyte ustanovki razdeleniya radioizotopov v uindskejle; Medicion, Muestreo y Analisis para Fines Contables, Especialmente en las Plantas de Separacion de Windscale

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Davidson, A. S.; Elliott, F.; Powell, R.; Swinburn, K. A. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Windscale and Calder Works, Cumberland (United Kingdom)

    1966-02-15

    . Vzjatie obrazcov rastvorov v processe dozirovki proizvoditsja s pomoshh'ju trub po otkachke posle polnoj gomogenizacii rastvora. Dlja ''padajushhih'' potokov tam, gde trebuetsja bol'shaja tochnost', byl skonstruirovan probootbornik, berushhij proby nepreryvno, kotoryj ispol'zuetsja na novoj ustanovke pri zagruzke. Sverlenie metallicheskih bolvanok v Und- skejle schitaetsja normal'nym sposobom vzjatija obrazcov, togda kak dlja drugih tverdyh sostojanij metod zakljuchaetsja v gomogenizacii do teh por, poka jeto vozmozhno (naprimer, konusnyj smesitel' V ispol'zuetsja dlja okisi plutonija) i zatem beretsja proba. Chto kasaetsja himicheskih analizov, to trebuemaja ot metoda tochnost' zavisit ot celogo rjada opredelenij v kazhdom otdel'nom periode vychislenija. Tak, bol'shoe kolichestvo analizov trebuetsja dlja chetkogo, no netochnogo metoda. Bolee jekonomichnym mozhet okazat'sja ispol'zovanie gorazdo men'shego kolichestva opredelenij s pomoshh'ju bolee tochnogo metoda. Podrobno obsuzhdajutsja metody opredelenija plutonija, naprimer: a) radiohimija, b) kolorimetricheski ispol'zuemyj toronol, v) otdelenie plutonija v sovokupnosti s EDTA i obratnym titrovaniem izlishnego EDTA, g) titrometrija, d) izotopnoe rastvorenie soprovozhdaemoe mass-spektrometriej i e) differencial'naja spektrometrija. Podrobno obsuzhdajutsja metody opredelenija urana, naprimer: a) gravimetrija kak U308, b) jefirnaja jekstrakcija, soprovozhdaemaja gavimetriej ili kolorimetriej, v) titrometrija, g) izotopnoe rastvorenie, soprovozhdaemoe mass-spektrometriej i d) opredelenie obogashhenija s pomoshh'ju mass-spektrometrii ili spektrografii linejnogo smeshhenija izluchenija. Vmeste so vsemi metodami vychislenij ispol'zujutsja standarty dlja togo, chtoby vesti kachestvennyj kontrol' i pokazat' ljubuju netochnost', kotoraja trebuet ispravlenija. Dajutsja tochnye vykladki vseh metodov i ukazyvajutsja metody, fakticheski ispol'zovavshiesja dlja novoj ustanovki po razdeleniju. (author)

  18. Ranges of Iodine and Bromine Isotopes Produced in the Interaction of High-Energy Protons with Uranium; Isotopes de l'Iode et du Brome Produits par l'Interaction de Protons de Haute Energie avec l'Uranium; 041f 0420 041e 0411 0415 0413 0418 0418 0417 041e 0422 041e 041f 041e 0412 0419 041e 0414 0410 0418 0411 0420 041e 041c 0410 , 041f 041e 041b 0423 0427 0415 041d 041d 042b 0425 041f 0420 0418 0412 0417 0410 0418 041c 041e 0414 0415 0419 0421 0422 0412 0418 0418 041f 0420 041e - 0422 041e 041d 041e 0412 0411 041e 041b 042c 0428 041e 0419 042d 041d 0415 0420 0413 0418 0418 0421 0423 0420 0410 041d 041e 041c ; Alcance de los Isotopos del Yodo y del Bromo Producidos en la Interaccion de Protones de Alta Energia con el Uranio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Brandt, R. [CERN, Geneva (Switzerland); Max Planck Institut fuer Kernphysik, Heidelberg, Federal Republic of Germany (Germany)

    1965-07-15

    'noe uvelichenie funkcii vozbuzhdenija svyshe 1 Bjev. Izotopy broma po sushhestvu imejut tu zhe samuju zavisimost' probegov, Krivaja vyhoda izotopov broma iz urana imeet te zhe samye osnovnye osobennosti, chto i sootvetstvujushhaja krivaja dlja joda. Sil'noe uvelichenie proizvodstva izotopov s nedostatkom nejtronov snova nabljudaetsja pri bol'shih jenergijah bombardirujushhih chastic. Obsuzhdenie kasaetsja glavnym obrazom jetih izotopov s nedostatkom nejtronov. Oni poluchajutsja po sushhestvu tol'ko pri jenergii svyshe 1 Bjev, i ih probeg pri bolee vysokoj jenergii bombardirujushhih chastic sostavljaet tol'ko priblizitel'no polovinu probega obychnyh produktov delenija, chto govorit o tom, chto oni poluchajutsja ne v rezul'tate, delenija, a drugim putem. Jeti vyvody obsuzhdajutsja v svete modelej ''rasshheplenija'' i ''fragmentacii'', prichem daetsja novoe opredelenie jetim terminam. (author)

  19. Gas-flow detector for uranium contamination on finned-can surface of a reactor fuel; Detecteur a courant gazeux pour deceler la contamination en uranium des nervures des gaines de combustible nucleaire; Gazopotochnyj detektor zagryazneniya uranom rebristoj poverkhnosti obolochki reaktornykh teplovydelyayushchikh ehlementov; Detector de flujo gaseoso para medir la contaminacion de uranio en la superficie de la vaina de aletas de los elementos combustibles para reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Miwa, H; Shiojiri, T; Maeda, Y [Kobe Kogyo Corporation, Okubo, Akashi, Hyogo (Japan)

    1962-04-15

    stavitsya pod otritsatel'noe napryazhenie. Prostranstvo mezhdu toplivnym ehlementom i setkoj sluzhit ulovitel'noj ionizatsionnoj kameroj. Setka sostoit iz parallel'nykh vol'framovykh provodov, zazemlennykh i raspolozhennykh tsilindricheski vokrug toplivnogo ehlementa. Kollektory sostoyat iz 16-ti tonkikh vol'framovykh provolochek, skonstruirovannykh analogichno setke, no kazhdaya provoloka izolirovana ehlektricheski ot drugikh. Vse kollektory soedineny mezhdu soboyu cherez soprotivleniya v 50 kiloomov i cherez pitayushchee soprotivlenie vklyucheny v set' s polozhitel'nym tokom vysokogo napryazheniya. Prostranstvo mezhdu setkoj, kollektorami i katodom sluzhit v kachestve gazovoj umnozhitel'noj kamery, podobno obychnomu proportsional'nomu schetchiku. Kazhdoe soprotivlenie v 50 kiloomov otdelyaet parazitnuyu emkost' podklyuchennogo kollektora ot drugikh emkostej. Vykhodyashchij iz detektora signal napravlyaetsya v usilitel' toka s malym vkhodnym kompleksnym soprotivleniem. Maloe vkhodnoe kompleksnoe soprotivlenie snizhaet takzhe vrednoe vliyanie parazitnoj emkosti vkhodyashchej skhemy. Ehto vedet k polucheniyu khoroshego sootnosheniya signal-pomekha i povyshaet chuvstvitel'nost' obnaruzheniya al'fa-chastits. Do proizvodstva izmerenij v schetchike predvaritel'no sozdaetsya vakuum otkachivaniem pri pomoshchi rotatsionnogo nasosa, posle chego v nego nagnetaetsya gaz PR (90% argona i 10% metana). Blagodarya ispol'zovaniyu ehtogo novogo oborudovaniya nam udalos' obnaruzhit' al'fa-chastitsy, ispuskavshiesya 1 x 10{sup -5} g prirodnogo urana, zagryaznyavshego rebristuyu poverkhnost' obolochki reaktornykh teplovydelyayushchikh ehlementov tipa Kvl'der-Kholl; vse teplovydelyayushchie ehlementy reaktora JRR-3 budut provereny ehtim schetchikom. (author)

  20. The Subcritical Assembly for High-Temperature Use; Assemblage Sous-Critique Pour Emploi a Haute Temperature; K voprosu o podkriticheskoj sborke dlya ispol'zovaniya pri vysokikh temperaturakh; Conjunto Subcritico para Temperatura Elevada

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sakurai, Y.; Sekiya, T.; Suita, T. [Osaka University (Japan); Hishida, H.; Hamada, H.; Nagashima, K. [Sumitomo Atomic Energy Industries Group (Japan)

    1964-04-15

    semejantes a los de un pequeflo reactor nuclear. Se estudia la manera de determinar experimentalmente el laplaciano del sistema y se procura encontrar la mejor ubicacion posible para la fuente neutronica pulsante y para los detectores. Ademas, se esta perfeccionando un metodo exclusivo de medicion de la densidad del flujo neutronico a temperatura elevada. Por ultimo, el autor se propone investigar la influencia de esta temperatura elevada sobre los parametros del reactor. (author) [Russian] Podkriticheskie sborki predstavljajut soboj ustanovki s grafitovym zamedlitelem i toplivom v vide prirodnogo urana. Osobennost' konstrukcii takoj ustanovki zakljuchaetsja v nalichii vysokotemperaturnoj oblasti, kotoraja mozhet byt' sozdana v centre sborok aktivnoj zony v nizkotemperaturnoj oblasti i daet vozmozhnost' poluchenija informacii kak dlja vysokotemperaturnogo reaktora s gazovym ohlazhdeniem, tak i dlja neposredstvennogo prevrashhenija jenergii vysokotemperaturnoj gazovoj sredy v jelektrichestvo. Dalee, podkriticheskie sborki predpolagaetsja ispol'zovat' dlja podgotovki studentov starshih kursov. Dannaja sborka byla smontirovana v ob{sup e}me 2 x 2 x 3 m iz grafitovyh blokov v vide kvadratnyh sterzhnej dlinoj 10 sm. Vysokotemperaturnaja oblast' ob{sup e}mom 1 m3 obrazuetsja s pomoshh'ju dzhouleva tepla, v nej mozhet podderzhivat'sja temperatura do 2000 Degree-Sign S. Dlja nizkotemperaturnoj oblasti primenjaetsja toplivo v vide tabletok UO{sub 2}, dlja vysokotemperaturnoj chasti izgotovljajutsja tabletki iz UC{sub 2}. Toplivo pomeshhaetsja vnutri grafitovoj obolochki kvadratnyh sterzhnej. Istochniki Am -Be moshhnost'ju 5 kjuri ustanavlivajutsja pod podstavkoj, raspolozhennoj v nizhnej chasti sborok. S drugoj storony, impul'snye nejtrony inzhektirujutsja v proizvol'noj tochke vnutri sborki. Mishen' v konce rasshiritel'noj trubki uskoritelja bombardiruetsja puchkom dejtronov. Vyhodnaja shina sistemy dzhouleva podogreva ohlazhdaetsja vodoj, a dlja ohlazhdenija vsej poverhnosti stenok

  1. Interpretation of Bioassay Data; Interpretation des Donnees de l'Analyse d'Echantillons Biologiques; Interpretatsiya dannykh biologicheskikh issledovanij; Interpretacion de Datos Obtenidos por Bioanalisis

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dolphin, G. W.; Jackson, S. [Health Physics and Medical Division, Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Berkshire (United Kingdom)

    1964-10-15

    dlja izotopov kazhdoj iz jetih grupp. Podcherkivaetsja, chto posle diagnostiki sluchajnogo popadanija v organizm izotopa zhelatel'no provesti seriju analizov mochi, chtoby izmerit' skorost' vydelenija izotopa s mochoj za sootvetstvujushhij period vremeni. Takim obrazom, netochnosti v kazhdom otdel'nom sluchae, svjazannye s kolebaniem skorosti vydelenija, mogut byt' svedeny k minimumu. Neskol'ko drugim mozhet byt' podhod v sluchae vzjatija prob pri obychnom obsledovanii gruppy personala. Imejushhiesja dannye otnositel'no obmena radioizotopov ispol'zujutsja dlja ocenki pogranichnogo urovnja, a imenno - skorosti vydelenija s mochoj, sootvetstvujushhej izbrannomu urovnju soderzhanija v organizme. Vazhno, chtoby izmerenija pri obychnom obsledovanii proizvodilis' s maksimal'noj tochnost'ju i tshhatjol'no registrirovalis'. Jeti izmerenija mogut byt' ispol'zovany v znachitel'noj mere dlja ocenki hronicheskogo postuplenija izotopa. Predstavleny vyvody po imejushhimsja dannym ob obmene i vydelenii s mochoj tritija, cezija, urana, stroncija, radija i plutonija u cheloveka. (author)

  2. Detailed design of a fixed filter-paper alpha-air-monitor with less than 15-min response time; Detecteur d'aerosols contenant des emetteurs alpha, muni d'un papier filtre fixe, a temps de reponse inferieur a quinze minutes; Podrobnaya konstruktsiya vozdushnogo registratora al'fa-chastits s fiksirovannym bumazhnym fil'trom so vremenem srabatyvaniya menee pyatnadtsati minut; Monitor de hoja de papel filtro fija para emisores alfa suspendidos en el aire, cuyo tiempo de reaccion es inferior a 15 minutos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gentry, W O; Seaborn, G B [Oak Ridge Gaseous Diffusion Plant, Oak Ridge, TN (United States)

    1962-04-15

    pequeno tamano y su sencillez, asi como por el hecho de que su construccion, empleo y conservacion resultan mucho mas economicas que las de cualquiera de los monitores conocidos hasta el presente. Da una senal de alarma en menos de 15 min cuando la concentracion del polvo de uranio supera los 2,1 {center_dot} 10-10 {mu}c/cm{sup 3} (tres veces y media la concentracion maxima admisible para una exposicion de 40 h por semana). Ademas de emitir esa senal de alarma, el monitor permite medir la concentracion semanal media del polvo de uranio, quitando el papel de filtro y midiendo la intensidad ''de la radiacion despues de un periodo conveniente de desintegracion de la actividad natural. (author) [Russian] Osnovnoj dozimetricheskoj problemoj na gazovykh diffuzionnykh zavodakh, gde proiskhodit razdelenie izotopov urana, yavlyaetsya registratsiya uranovoj pyli v vozdukhe, izluchayushchej al'fa-chastitsy. V techenie neskol'kikh let na Okridzhskom gazovom diffuzionnom zavode osushchestvlyaetsya programma razrabotki bolee sovershennykh kontrol'no-izmeritel'nykh priborov dlya obnaruzheniya ehtoj pyli. V dannom doklade obsuzhdaetsya razrabotannyj nedavno pribor, kotoryj obespechivaet podachu bystrogo trevozhnogo signala, esli kontsentratsiya osvobozhdayushchejsya uranovoj pyli v vozdukhe dostigaet opasnykh urovnej. Do razrabotki ehtogo pribora neobkhodima byla primerno pyatichasovaya zaderzhka, kotoraya davala vremya dlya raspada estestvennoj atmosfernoj radioaktivnosti, prezhde chem mozhno bylo obnaruzhit' dolgozhivushchie al'fa-izluchateli uranovoj pyli. Razrabotannyj nedavno pribor rabotaet na sleduyushchem printsipe: kogda sobrana pyl' v vozdukhe, soderzhashchaya dochernie produkty estestvennogo atmosfernogo radona, aktivnost' vozrastet do kvazi-ravnovesnogo znacheniya, pri kotorom skorost' osazhdeniya budet ravna skorosti raspada. V takom sluchae uranovaya pyl' nablyudaetsya po mere bystrogo izmeneniya uslovij ravnovesiya. Unikal'noj kharakteristikoj pribora yavlyaetsya ispol

  3. Some factors influencing the absorption, retention and elimination of ruthenium; Facteurs agissant sur l'absorption, la retention et l'elimination du ruthenium; Nekotorye faktory, vliyakshchie na vsasyvanie, zaderzhku i vydelenie ruteniya; Factores que influyen sobre la absorcion, retencion y eliminacion de rutenio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bruce, R. S. [Radiobiological Research Council, Medical Research Council, Harwell (United Kingdom)

    1963-02-15

    el suero inmediatamente despues de una inyeccion endovenosa o una administracion por via oral, pero desaparece con rapidez. Es probable que una vez que el rutenio sea absorbido en una forma que difunde libremente, parte del mismo reaccione con las proteinas del suero y que en un primer momento permanezca confinado en el espacio vascular; una parte es eliminada sin demora por los rinones y otra se difunde rapidamente en el espacio extravascular y en los tejidos. Esta ultima fraccion puede, bien reaccionar con el tejido y quedar retenida o difundirse de nuevo a la sangre, bien ser excretada. Despues de los primeros dias, la concentracion de rutenio en el suero disminuye a una velocidad que guarda una relacion estrecha con la velocidad de degradacion de las seroproteinas. Es posible que la retencion del rutenio en otros tejidos se rija tambien por su velocidad catabolica. (author) [Russian] Dva radioaktivnykh izotopa ruteniya, rutenij-103 (T1/2 = 40 dnej) i rutenij-106 (T1/2 = 1 god) obrazuyutsya v otnositel'no bol'shom kolichestve v rezul'tate rasshchepleniya urana-235. Pochti ket informatsii otnositel'no metabolizma ruteniya v organizme cheloveka, i privodimye soobrazheniya osnovyvayutsya ka issledovaniyakh krys i krolikov. KHarakter i razmer opasnosti, vyzyvaemoj radioruteniem, zavisit ne tol'ko ot uslovij zarazheniya, no i ot fizicheskogo i khimicheskogo sostoyaniya ruteniya. Rutenij-106, prinyatyj vnutr' v vide dvuokisi, vsasyvaetsya iz zheludochno-kishechnogo trakta v neznachitel'noj stepeni, kogda on prisutstvuet v forme chastits s nositelem, no pri vvedenii v vide kolloida bez nositelya pogloshchenie ego pochti takoe zhe, kak posle vvedeniya khlorida (3 - 5%). Nitratoproizvodnye nitroehila ruteniya mogut vsasyvat'sya eshche v bol'shej stepeni (u krolikov v srednem vsasyvaetsya okolo 13%). Vsasyvanie u negolodavshikh krys zakanchivaetsya v techenie odnogo chasa i ogranicheno vnutrizheludochnoJ dozoj. Ogranichennyj period vsasyvaniya mozhet ob'yasnyatsya skorost

  4. Nuclear Materials Management in Relation to Safety and Criticality Control: A Study of Non-Inherently Safe Systems; La Gestion des Matieres Nucleaires dans ses Rapports avec la Securite et le Controle de la Criticite; Etude des Systemes a Securite Non Inherente; Obrashchenie s yadernymi materialami s uchetom bezopasnosti i kontrolya za kritichnost'yu. izuchenie sistem dopolnitel'noj avarijnoj zashchity; La Administracion de Materiales Nucleares y sus Relaciones con la Seguridad y el Control de la Criticidad; Estudio de los Sistemas de Seguridad No Inherente

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fruchard, Y. [Commissariat a l' Energie Atomique, Marcoule (France)

    1966-02-15

    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