Sample records for korrelyatsionnykh zavisimostej soderzhaniya
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Tauber, Henrik [Carbon-14 Dating Laboratory, Dept. of Natural Sciences, National Museum, Copenhagen (Denmark)
1962-01-15
que se observan en los anillos concentricos de los arboles de los ultimos 1300 anos. (author) [Russian] Bol'shoe kolichestvo vydelennogo vzryvami bomb ugleroda-14 (priblizitel'no 3 Mc), kotoryj byl vybroshen glavnym obrazom v stratosferu, daet vozmozhnost' issledovat' puti pereneseniya uglekislogo gaza iz stratosfery v troposferu, a takzhe opredelit' vremya smeshivaniya v stratosfere i v troposfere. EHto dostigaetsya putem zamera tempa uvelicheniya soderzhaniya C{sup 14} v atmosfernom CO{sub 2} i v tkanyakh rastenij. Takie zamery sushchestvuyut dlya mnogikh mest. Izmerenie kolichestva ugleroda-14 na khlebnykh zlakakh v Danii pokazalo, chto v Danii za 1958-59 gg. soderzhanie S14 uvelichilos' na mnogo protsentov bol'she, chem srednee uvelichenie dlya vsego zapadnogo polushariya. K letu 1959 goda soderzhanie C{sup 14} prevysilo na 33% uroven' 1954 goda. Znachitel'nye uvelicheniya soderzhaniya C{sup 14} v 1958 i 1959 godakh, veroyatno, yavlyayutsya parallel'yu s pikovym vypadeniem strontsiya-90, obnaruzhennogo vesnoyu v te zhe samye gody v severnoj umerennoj zone. Prevyshenie soderzhaniya C{sup 14} v datskikh zlakakh svyshe urovnya dlya vsego zapadnogo polushariya zastavlyaet dumat', chto zagryaznenie C{sup 14} izmenyaetsya v zavisimosti ot geograficheskoj shiroty. EHto sootvetstvuet zaklyucheniyam, svyazannym s vypadeniem chastits, kotorye pri- nosyatsya iz stratosfery analogichnym tsirkulyatsionnym mekhanizmom. Takoe vozdejstvie geograficheskoj shiroty daet vozmozhnost' prosledit' puti pereneseniya radioaktivnogo ugleroda iz stratosfery v troposferu putem neposredstvennogo zamera aktivnosti C{sup 14} troposfericheskogo CO{sub 2} iz tselogo ryada obraztsov, sobiraemykh na shiroko rasseyannoj seti stantsij. V doklade daetsya otsenka masshtaba vozmozhnogo vozdejstviya geograficheskoj shiroty v otnoshenii ustojchivogo polozheniya do vzryva bomby. EHto vozdejstvie mozhet yavit'sya chast'yu ob{sup y}asneniya kratkosrochnykh ostsillyatsij v aktivnosti ugleroda-14
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Gerard, J.; Van Hove, L. [S.A. Metallurgie et Mecanique Nucleaires Dessel (Belgium)
1965-09-15
Many materials testing reactors use as fuel an alloy of aluminium and enriched uranium. The amount of U{sup 235} in each fuel element must be known accurately. The techniques used to determine this are not only simple in principle but also varied; they include measurement of the alloy density, counting of the {gamma}-activity of the U{sup 235}, chemical analysis, determination of the isotopic content and evaluation of radiograph blackening. Unfortunately, all these methods possess more or less serious disadvantages when used for inspection on an industrial scale. The measurement of alloy density by Archimedes' method gives sufficiently accurate results if care is taken and the densities of the constituent metals are exactly known. The procedures employed, however, make this a very slow method. Moreover, the isotopic content must be known with great accuracy if the amount of U{sup 235} contained is to be determined. Counting the y-activity of the U{sup 235} yields a direct evaluation of this isotope, but the many parameters of a single-channel spectrometer require the use of accurately known standards and exceptionally stable counting facilities. Nevertheless, this method is in the authors' opinion the most suitable one for determinations on an industrial scale; and although the choice of standards requires care, and it is a slow and expensive matter to establish them, for any given level of production the choice is made once and for all, the only practical difficulty being to ensure the continued electronic stability of the installation. The other methods mentioned - chemical and isotopic analyses, and densitometry - are not. in common use. Measurement of the blackening of a radiograph is not sufficiently precise and does not permit the determination of uranium content with the required degree of accuracy. Densitometric examination of radiographs is nevertheless very useful, even indispensable, in assessing the homogeneity of an alloy or its mean content compared with two extreme standards on the same negative. Chemical and isotopic analyses can be very accurate, but they are also destructive: certain working precautions must be taken in order on the one hand to eliminate errors due to chemical impurities in the alloy, and on the other to allow for the presence of the different uranium isotopes, the proportions of which must be known for an exact calculation of the U{sup 235} content. Finally, the authors show that the measurement of uranium content must be carried out in several stages, each involving all the resources of relatively simple techniques. The value and limits of each technique are discussed. The choice of standards is based on the evidence of radiographs. The exact U{sup 235} content of the standards is determined by chemical and isotopic analyses. Production-line inspection is carried out by measuring the alloy density or by counting the {gamma}-activity of the U{sup 235}. The precision of the two methods is comparable ({+-} 0.5% relative to the uranium content). From the economic point of view the authors recommend determining the U{sup 235} content by y-counting whenever a large number of components of a given shape have to be inspected. This subject has already been dealt with. The paper reports and discusses the results of an industrial experiment. (author) [French] De nombreux reacteurs d'essai de materiaux utilisent un alliage d'aluminium et d'uranium enrichi comme combustible. La quantite d'uranium-235 de chaque element combustible doit etre connue avec precision. Les techniques utilisees pour cette determination sont simples en principe et d'ailleurs variees; le memoire cite les methodes suivantes: mesurede la densite de l'alliage, comptage de l'emission gamma de l'uranium-235, analyse chimique, determination d e la teneur isotopique et evaluation du noircissement d'un cliche radiographique. Malheureusement, chacune de ces methodes presente des inconvenients plus ou moins graves lorsqu'on l'applique au controle d'une production importante. La mesure de la densite de l'alliage par la methode d'Archimede donne des resultats suffisamment precis si l'on opere avec soin et si l'o n connait exactement la densite des metaux constituants. Les conditions operatoires rendent cependent la methode assez lente. Il faut, en outre, connaitre la teneur isotopique avec une grande precision pour la determination de l'uranium-235 contenu. Le comptage de l'activite gamma de l'uranium-235 permet l' evaluation directe de cet isotope. Cependant, les nombreux parametres d'un spectrometre monocanal exigent l'utilisation d'etalons parfaitement connus et une installation d'une exceptionnelle stabilite de comptage. Toutefois, de l'avis des auteurs, cette methode est la plus recommandable pour effectuer des determinations a une cadence industrielle. En contrepartie, le choix des etalons exige des precautions et leur etablissement est lent et couteux. Pour une production donnee, cependant, ce choix est fait une fois pour toutes et la seule difficulte pratique est de veiller a la stabilite electronique de l'installation. Les autres methodes citees, les analyses chimiques et isotopiques et les mesures densitometriques ne sont pas appliquees couramment. La mesure du noircissement d'un cliche radiographique n'est pas suffisamment precise et ne permet pas d'evaluer une teneur en uranium avec l'exactitude desiree. Les examens densitometriques de cliches radiographiques sont neanmoins tres utiles, sinon indispensables pour apprecier l'homogeneite de l'alliage ou sa teneur moyenne comparee a deux etalons extremes figurant sur le meme cliche. Les analyses chimiques et isotopiques peuvent etre tres precises, mais elles sont destructives. Certaines precautions operatoires doivent etre prises, d'une part, pour eliminer les erreurs dues aux impuretes chimiques de l'alliage et, d'autre part, pour tenir compte de la presence des differents isotopes de l'uranium dont il faut connaitre la proportion pour le calcul exact de la teneur en {sup 235}U. En conclusion, on montre que la mesure de la teneur en uranium doit se faire en plusieurs etapes faisant intervenir toutes les ressources de methodes relativement simples. On indique la valeur et les limites de chaque etape. Le choix des etalons est base sur l'examen de cliches radiographiques. La mesure de leur teneur exacte en {sup 235}U est effectuee grace a des analyses chimiques et isotopiques. Le controle en cadence industrielle est realise par mesure de densite de l'alliage ou par comptage de l'emission gamma de {sup 235}U. La precision des deux methodes est comparable ({+-} 0,5% relatif). Au point de vue economique, on en arrive a recommander la determination de la teneur par comptage gamma chaque fois qu'une grande serie d'examens est necessaire sur des pieces de forme determinee. Ce sujet a deja ete traite. Le memoire relate et discute les resultats d'une experience industrielle. (author) [Spanish] Muchos reactores para ensayo de materiales utilizan como combustible una aleacion de aluminio y de uranio enriquecido. Es necesario conocer con precision la cantidad de uranio-235 contenida en cada elemento combustible. Los procedimientos utilizados para esa determinacion son en principio sencillos y ademas variados; pueden citarse los siguientes: la medicion de la densidad de la aleacion, el recuento de la emision gamma del uranio- 234, el analisis quimico, la determinacion del contenido isotopico y la evaluacion del ennegrecimiento de una placa radiografica. Por desgracia cada uno de esos metodos ofrece inconvenientes mas o menos graves cuando se los utiliza para controlar una produccion importante. La medicion de la densidad de la aleacion por el metodo de Arquimedes da resultados bastante precisos cuando se procede con cautela y cuando se conoce con exactitud la densidad de los metales que constituyen la aleacion. Ahora bien, las condiciones en que se realiza la operacion hacen que el metodo sea algo lento. Ademas, es necesario conocer el contenido isotopico con gran precision para determinar el uranio-235 contenido. El recuento de la actividad gamma del uranio-235 permite evaluar ese isotopo de manera directa. Aunque los numerosos parametros de un espectrometro monocanal exigen la utilizacion de patrones perfectamente conocidos y una instalacion de recuento de excepcional estabilidad, este metodo es a juicio de los autores, el mas recomendable para efectuar determinaciones a una cadencia industrial. Pero por otra parte, la eleccion de los patrones exige precauciones y su preparacion es lenta y costosa. Sin embargo, para una produccion dada, la eleccion se efectua una sola vez y la unica dificultad practica es lograr la estabilidad electronica de la instalacion. Los otros metodos citados, a saber, los analisis quimicos e isotopicos y las medidas densitometricas no suelen aplicarse en la practica. La medicion del ennegrecimiento de una placa radiografica no es bastante precisa y no permite evaluar el contenido de uranio con la exactitud necesaria. Con todo, el examen densi- tometrico de esas placas es muy util, e incluso indispensable, para apreciar la homogeneidad de la aleacion o su contenido medio en relacion con dos patrones extremos que figuran sobre la misma placa. Los analisis quimicos e isotopicos pueden dar resultados muy precisos, pero la operacion tiene caracter destructivo. Hay que adoptar ciertas precauciones, por una parte para eliminar errores derivados de impurezas quimicas de la aleacion y por otra para tener en cuenta la presencia de los diferentes isotopos del uranio, cuya proporcion es menester conocer para poder calcular con exactitud el contenido de uranio-235. En conclusion, la determinacion del contenido de uranio debe efectuarse en varias etapas aprovechando todas las posibilidades que ofrecen unos metodos relativamente sencillos. Los autores indican el valor y los limites de cada etapa. La eleccion de los patrones se basa en el examen de placas radiograficas. La 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 trebuet sobljudenija mer predostorozhnosti, a ih razrabotka javljaetsja medlennym i dorogostojashhim processom. No dlja dannoj produkcii, kak tol'ko budet sdelan vybor, edinstvennym prakticheskim zatrudneniem okazhetsja nabljudenie za jelektronnoj ustojchivost'ju ustanovki. Drugie vysheukazannye metody, a imenno himicheskie i izotopnye analizy i densito- metricheskie izmerenija, obychno ne primenjajutsja. Izmerenie potemnenija radiograficheskogo snimka ne javljaetsja nedostatochno tochnym i ne pozvoljaet opredeljat' soderzhanie urana s zhelaemoj tochnost'ju. Tem ne menee, densitometricheskie issledovanija radiograficheskih snimkov javljajutsja ochen' poleznymi, a chasto i neobhodimymi dlja ocenki gomogennosti splava ili ego srednego soderzhanija, sravnimogo s dvumja krajnimi jetalonami, imejushhimisja na tom zhe snimke. Himicheskie i izotopnye analizy mogut byt' ochen' tochnymi, no oni javljajutsja razrushitel'nymi. Opredelennye jekspluatacionnye predostorozhnosti dolzhny byt' prinjaty, chtoby, s odnoj storony, ustranit' oshibki, obuslovlennye nalichiem himicheskih primesej v splave, a s drugoj-uchest' nalichie razlichnyh izotopov urana, v otnoshenii kotoryh neobhodimo znat' sootnoshenie dlja tochnogo rascheta soderzhanija urana-235. V zakljuchenie govoritsja, chto izmerenie soderzhanija urana neobhodimo provodit' v neskol'ko jetapov s ispol'zovaniem vseh otnositel'no prostyh metodov. Ukazyvaetsja na znachenie i predely kazhdogo jetapa. Vybor jetalonov osnovan na izuchenii radiograficheskih snimkov. Izmerenie tochnogo soderzhanija urana-235 provoditsja na osnove himicheskih i izotopnyh analizov. Kontrol' v promyshlennom masshtabe osushhestvljaetsja putem izmerenija plotnosti splava ili po urovnju gamma-izluchenija urana-235. Tochnost' oboih metodov sravnima (otnositel'no {+-}0,5%). S jekonomicheskoj tochki zrenija rekomenduetsja provodit' opredelenie soderzhanija putem scheta gamma-chastic v sluchae neobhodimosti provedenija bol'shoj serii issledovanij na predmetah opredelennoj formy. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Brookes, I. R. [Atomic Weapons Research Establishment, Aldermaston, Berks. (United Kingdom)
1965-10-15
For this method {sup 235}U is assayed by counting delayed neutrons emitted following the fission of {sup 235}U in the sample with thermal neutrons. The three groups of neutrons of interest have half-lives of 55.72, 22.72 and 6.22 s. A 100-ml sample of urine is evaporated to dryness on a water bath. The residue is transferred with about 4-5 ml of water to a 1-oz polythene bottle which is then heat sealed. The sample bottle is put into a ''rabbit'' and sent through a pneumatic tube system to the HERALD reactor core where it is irradiated in a thermal flux of 3.94 x 10{sup 12} n cm{sup 2}/s. The sample automatically returns to the laboratory after 60 s irradiation where the sample bottle is transferred to the counter. This counter is switched on 25 s after the sample has left the reactor and counts the sample for 1 min. Blank samples consist of urine from persons occupationally unexposed to uranium and the calibration standard is a known amount of {sup 235}U (as natural uranium). The limit of detection is 0.020 pCi of 93% enriched uranium (0.007 of the maximum permissible body- burden) and 0.036 {mu}g of natural uranium per 100 ml of urine. The limit of detection is governed by the magnitude of the blank count. The main component of the blank is the response of the counter to {gamma}-radiation from activation products in irradiated urine. The counting and irradiation cycle takes about 3 Vulgar-Fraction-One-Half min and 50 samples at one time may be evaporated and bottled in the working day. Interference from {sup 239}Pu is likely to be negligible for the purposes of urine analysis. (author) [French] U methode decrite consiste a doser l'uranium-235 d'un echantillon en comptant les neutrons differes emis lors de la fission de {sup 235}U par neutrons thermiques. Les trois groupes de neutrons qui presentent un interet ont des periodes de 55,72, 22, 72 et 6, 22 s. On fait evaporer 100 ml d'urine au bain-marie. Le residu est transvase avec 4 a 5 ml d'eau dans un flacon en polyethylene d'une capacite de 2,85 cl, qui est scelle a chaud. Le flacon contenant l'echantillon est enferme dans un tube et envoye par un systeme pneumatique dans le coeur du reacteur HERALD ou il est irradie par un fieux de neutrons thermiques de 3,94 * 10{sup 12}n/cm{sup 2}s. Apres une irradiation de 1 min, l'echantillon retourne automatiquement au laboratoire ou le flacon contenant l'echantillon est place dans un compteur a neutrons. Ce compteur est mis en marche 25 s apres que l'echantillon a quitte le reacteur et compte l'echantillon pendant 1 min. Les echantillons temoins se composent d'urine provenant de personnes qui ne sont pas professionnellement exposees a l'uranium; l'etalon est une quantite connue de {sup 235}U (sous forme d'uranium naturel). La limite de detection est de 0,020 pCi d'uranium enrichi a 93% ou de 0,026 {mu}g d'uranium naturel (0,007 de la charge corporelle maximale admissible) et de 0,036 {mu}g d'uranium naturel pour 100 ml d'urine. Elle depend du nombre de coups correspondant aux temoins. La composante principale du temoin est la reponse du compteur aux rayons gamma emis par les produits d'activation que l'urine irradiee contient. Il faut 3,5 min environ pour irradier et compter un echantillon et l'on peut, au cours d'une journee de travail, faire evaporer et traiter 50 echantillons pour les mettre en flacons. Pour les analyses d'urine, l'influence de {sup 239}Pu peut etre consideree comme negligeable. (author) [Spanish] Con arreglo al metodo del autor, el uranio-235 se determina por recuento de los neutrones retardados emitidos a raiz de la fision por neutrones termicos del {sup 235}U contenido en la muestra. Los tres grupos de neutrones que se consideran tienen periodos de 55, 72, 22, 72 y 6, 22 s, respectivamente. En un bano Maria se evaporan a sequedad 100 mi de orina. El residuo se pasa con unos 4 a 5 mi de agua a un frasco de polietileno de 1 onza, que se cierra seguidamente por soldadura termica. El frasco con la muestra se coloca en un 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 avtomaticheski vozvrashhaetsja v laboratoriju, gde butylku s obrazcom pomeshhajut k schetchiku nejtronov. Schetchik vkljuchajut cherez 25 sek posle togo, kak obrazec izvlechen iz reaktora i izmerjajut aktivnost' obrazca v techenie odnoj minuty. Kontrol'nye obrazcy sostojat iz mochi lic, ne podvergavshihsja professional'nomu oblucheniju uranom, a kalibrovochnyj standart sostoit iz izvestnogo kolichestva urana-235 (v vide prirodnogo urana). Predel obnaruzhenija sostavljaet 0,020 pikokjuri urana 93%-go obogashhenija (0,007 maksimal'no dopustimogo soderzhanija v organizme) i 0,036 mkg prirodnogo urana na 100 ml mochi. On opredeljaetsja velichinoj scheta izluchenija ot kontrol'nogo obrazca. Osnovnym komponentom dlja kontrol'nogo obrazca javljaetsja reakcija schetchika na gamma-izluchenie produktov aktivacii v obluchennoj moche. Schet i obluchenie odnogo obrazca zanimajut okolo 3,5 minut, i 50 obrazcov odnovremenno mozhno vyparit' i upakovat' v butylki v techenie rabochego dnja. Vlijaniem plutonija-239 pri analize mochi mozhno, po-vidimomu, prenebrech'. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Bainbridge, A E; O' Brien, B J [Institute of Nuclear Sciences, Gracefield (New Zealand)
1962-01-15
grifo en el Instituto de Ciencias Nucleares, a fin de calcular el tiempo de permanencia de las aguas en el deposito artesiano del Valle de Hutt. Se expone un numero limitado de resultados de las mediciones de tritio en nieves alpinas y en aguas de pozo geotermicas, aguas oceanicas y aguas de lluvia caidas sobre Wellington. (author) [Russian] Bol'shoe kolichestvo razlichnykh prob prirodnykh vod bylo otobrano dlya izucheniya s tsel'yu opredelit' izbytok tritiya. Seriya izmerenij tritiya v vodakh Akataravy bliz Vellingtona s aprelya 1956 po dekabr' 1960 goda pokazali nalichie v dozhdevykh vodakh, vypadayushchikh v Novoj Zelandii, tritiya, voznikshego v rezul'tate ispytaniya atomnykh bomb. Sravnenie ehtogo urovnya soderzhaniya tritiya s izmereniyami, proizvedennymi s vodoprovodnoj vodoj v Institute yadernykh issledovanij, bylo ispol'zovano dlya opredeleniya vremeni khraneniya vody v artezianskom bassejne KHut-Vallej. Budet predstavleno nekotoroe chislo rezul'tatov izmerenij tritiya v podzemnykh vodakh, v okeane, v dozhdevykh vodakh Vellingtona i v al'pijskikh snegakh. (author)
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Amram, Y [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)
1962-04-15
la lecture: possibilite de lire un spectre de temps de vol dans une bande d'amplitude comprise entre deux limites quelconques. Une operation analogue peut etre effectuee simultanement pour quatre spectres d'amplitudes. (author) [Spanish] Se trata de un selector distinado al estudio de reacciones n, {gamma}, que contiene 2{sup 16} canales (1024 canales de tiempo x 64 canales de amplitud). Las caracteristicas (tiempo de llegada y amplitud) de cada suceso interesante son codificadas y se registran en una cinta magnetica de dieciseis pistas. Los datos contenidos en la cinta se pasan por partes a un bloque de explotacion de los resultados que contiene una memoria de 1024 canales; dicho bloque totaliza los sucesos que presenten las mismas caracteristicas dentro de limites de amplitud y duracion establecidos por el experimentador. Las caracteristicas generales del aparato son las siguientes. Seleccion de tiempo, 1024 canales de anchos comprendidos entre 0,1 y 6,4 {mu}s, agrupados en ocho zonas de interes de 128 canales; seleccion de amplitud, 64 canales de 0,25 a 1 V de ancho; tiempo muerto medio, 7 {mu}s; tiempo de resolucion del conjunto del aparato, < 20 {mu}s; acondicionamiento en la lectura: posibilidad de leer un espectro de tiempos de vuelo en una banda de amplitud comprendida entre dos limites cualesquiera. Se puede realizar una operacion analoga simultaneamente para 4 espectros de amplitudes. (author) [Russian] EHtot selektor, prednaznachennyj dlya izucheniya reaktsij n, {gamma} sostoit iz 2{sup 16} kanalov (1024 kanalov vremeni i 64 amplitudnykh kanala). KHarakteristiki (vremya poyavleniya i amplituda) kazhdogo interesuyushchego sobytiya registriruyutsya posle kodirovaniya na magnitoj lente s 16 dorozhkami. Obrabotka soderzhaniya magnitnoj lenty osushchestvlyaetsya po chastyam na bloke pol'zovaniya rezul'tatami, soderzhashchimi zapominayushchee ustrojstvo s 1024 kanalami, kotoroe obobshchaet sobytiya, imeyushchie odinakovye kharakteristiki v sfere amplituda
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Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)
Iwakura, T.; Kasida, Y. [National Institute of Radiological Sciences, Chiba (Japan)
1965-10-15
An attempt was made to correlate colour quenching and wavelength of the absorption maximum in liquid scintillators. Attempts were also made to find a difference in discriminator ratio versus counting efficiency curves between chemical and colour quenching. Fourteen photosensitive cyanine dyes were used as colouring agents in alcohol solution. The concentration of the dye in the counting samples ranged from 0.5 to 10 x 10{sup -6} M to give the desired absorbance in the liquid scintillator medium. Toluene-1-{sup 14}C and toluene-{sup 3}H were used as the internal standards. Counting was carried out with a Packard TRI-CARB Model 314 EX2 liquid scintillation spectrometer. Discriminator settings were 100-1000 divisions for the red channel and 186-1000 divisions fox the green channel. The high voltage applied to the photomultiplier was selected to give balance point operation in the red channel in an unquenched sample. Concentration of dyes against extent of quenching was examined. Because of the characteristic wavelengths of light emitted by the scintillator systems and the response of the photomultipliers (S-11 response), it was expected that red and yellow solutions which have maximum absorption at 400-500 nm would show the greatest quenching effect. To evaluate the total colour quenching, the following relationship was used to define the total absorption coefficient: A = ({Sigma}A{sub i}W{sub i})/({Sigma}W{sub i}) where W{sub i} is the relative photomultiplier sensitivity for light within the spectral range i nm, and A{sub i} is the absorbance of light within the spectral range i nm used. Total absorbance was calculated for each 40 nm range. 360-400, 400-440 etc., to 520-560 nm. The reciprocal absorbance 1/A versus the counting efficiency shows a linear relationship over a wide range of counting efficiencies. The curves of the discriminator ratio versus counting efficiency show that when colour quenching becomes strong, the colour quenching curve separates from the chemical quenching curve in {sup 14}Ccounting. On the other hand, similar measurements made in counting {sup 3}H do not show a separation of the two quenching curves. (author). (author) [French] On s'est efforce de trouver une correlation entre l'extinction chromatique et la longueur d'onde d'absorption maximale des scintillateurs liquides. On a egalement cherche a trouver une difference entre les courbes exprimant l'efficacite du comptage en fonction du rapport du discriminateur, selon qu'il s'agit d'extinction chimique ou d'extinction chromatique. On a utilise comme colorants 14 cyanines photosensibles en solution alcoolique. On a fait varier la concentration de teinture dans les echantillons de comptage de 0,5 a 10x10{sup -6} M, de maniere a obtenir le pouvoir absorbant voulu dans le scintillateur liquide. Du toluene-1- 14C et du toluene-3 H ont servi d'etalons internes. On a procede au comptage avec un spectrometre a scintillateur liquide Packard TRI-CARB, modele 314 EX2. Les reglages du discriminateur etaient les suivants: 100 a 1000 divisions pour le canal rouge et 186 a 1000 divisions pour le canal vert. La haute tension appliquee au photomultiplicateur a ete choisie de maniere a obtenir le point d'equilibre dans le canal rouge pour un echantillon non eteint. On a etudie les concentrations des teintures en fcuction du degre d'extinction. En raison des longueurs d'onde caracteristiques de la lumiere emise par le scintillateur et de la reponse des photomultiplicateurs (reponse S-ll), on s'attendait que les solutions rou,geb et jaunes qui accusent une absorption maximale a 400-500 nm donnent l'effet d'extinction le plus prononce. En vue de calculer l'extinction chromatique totale, on a utilise la formule suivante pour determiner le coefficient d'absorption totale: A = ({Sigma}A{sub i}W{sub i})/({Sigma}W{sub i}), dans laquelle W{sub i} est la sensibilite relative du photomultiplicateur pour une lumiere emise sur une longueur d'onde de i nm et A{sub i} est le coefficient d'absorption de la lumiere emise sur la longueur dlonde de i nm dans la bande spectrale utilisee. On a calcule le coefficient d'absorption totale pour chaque bande de 40 nm soit 360-400, 400-440, etc. jusqu'a 520-560 nm. Le graphique de l'inverse du coefficient d'absorption 1/A en fonction de l'efficacite du comptage revele une relation lineaire pour un large intervalle d'efficacite de comptage. Les courbes donnant le rapport du discriminateur en fonction de l'efficacite de comptage montrent que, lorsque l'extinction chromatique devient forte, la courbe qui la represente se separe de la courbe d'extinction chimique dans le comptage de {sup 14}C. Au contraire, des mesures analogues faites avec {sup 3}H ne font pas apparaitre cette separation entre les courbes d'extinction. (author) [Spanish] Los autores procuraron establecer una relacion entre la extincion cromatica y la longitud de onda en el maximo de. absorcion de centelleadores liquidos. Asimismo intentaron hallar una diferencia en la razon de discriminacion en funcion de las curvas del rendimiento de recuento entre la extincion qufmica y la cromatica. Utilizaron 14 colorantes fotosensibles a base de cianina en solucion alcoholica. La concentracion del colorante en las muestras que se querfan analizar estaba comprendida entre 0,5 y 10 x 10{sup -6} M fin-de obtener la absorcion deseada en el centelleador liquido. Como patrones internos emplearon tolueno-1- {sup 14}C y tolueno-{sup 3}H. El recuento se efectuo con un espectrometro de centelleo liquido Packard TRI-CARB, modelo 314 EX2. El discriminador se graduo en 100 a 1000 divisiones para el canal rojo y en 186 a 1000 divisiones para el canal verde. El valor de la alta tension aplicada al fotomultiplicador se eligio con miras a conseguir un funcionamiento en el punto de equilibrio del canal rojo para una muestra sin extintor. Los autores estudiaron la concentracion de colorantes en funcion del grado de extincion. Debido a la longitud de onda caracteristica de la luz emitida por los centelleadores y la respuesta del fotomultiplicador (S-ll), se supuso que la solucion roja y amarilla, que tiene un poder maximo de absorcion a 400-500 nm, ejerceria el efecto de extincion mas acusado. Para evaluar la extincion cromatica total el coeficiente de absorcion total se definio mediante la expresion A = ({Sigma}A{sub i}W{sub i})/({Sigma}W{sub i}), donde W{sub i} es la sensibilidad relativa del fotomultiplicador a luz de una longitud de onda i nm y A{sub i} es la absorbencia de luz de longitud de onda i nm en el intervalo espectral empleado. La absorbencia total se calculo para una serie de intervalos de 40 nm (360 a 400 , 400 a 440, etc., hasta 520 a 560 nm). La inversa de la absorbencia (1/A) es proporcional al rendimiento de recuento de un amplio intervalo de valores de este. En el recuento del {sup 14}C, las curvas de la razon de discriminacion en funcion del rendimiento de recuento ponen de manifiesto que a medida que se intensifica la extincion cromatica, la curva correspondiente se separa de la curva de extincion qufmica. Por otra parte, mediciones similares efectuadas durante el recuento de {sup 3}H no revelan separacion de las dos curvas de extincion. (author) [Russian] Byla sdelana popytka ustanovit' sootnoshenie mezhdu oslableniem cveta i dlinoj volny maksimuma pogloshhenija v zhidkostnyh scintilljatorah. Byla takzhe sdelana popytka opredelit' razlichija krivyh zavisimosti kojefficienta diskriminatora ot jeffektivnosti scheta dlja himicheskogo oslablenija i oslablenija cveta. Chetyrnadcat' fotochuvstvitel'nyh cianinovyh krasok bylo ispol'zovano v kachestve krasjashhih agentov v rastvore spirta. Koncentracija kraski v izmerjaemyh obrazcah menjalas' ot 0,5 do 10-10{sup 6} molja, chtoby poluchit' trebujushheesja pogloshhenie v zhidkoj scintilljacionnoj srede. V kachestve vnutrennih standartov ispol'zovalis' toluol-1-uglerod-14 i toluol- vodorod-3. Schet proizvodili s pomoshh'ju zhidkostnogo scintilljacionnogo spektrometra Pakard TRI-CARB, model' 314 EH2. Nastrojka diskriminatora sostavljala 100-1000 delenij dlja krasnogo kanala i 186-1000 delenij dlja zelenogo. Vysokoe naprjazhenie, primenjaemoe dlja fotoumnozhitelja, vybrali dlja togo, chtoby obespechit' uravnoveshennuju tochechnuju rabotu v krasnom kanale pri neoslablennom obrazce. Koncentracija krasok byla izuchena po stepeni oslablenija. Vsledstvie harakternosti dliny voln sveta, ishodjashhego iz scintilljatornyh sistem i reakcii fotoumnozhitelej (reakcija S-I), predpolagalos', chto krasno-zheltyj rastvor, kotoryj imeet maksimum pogloshhenija pri 400 - 500 mmk budet imet' samyj bol'shoj jeffekt oslablenija. Chtoby ocenit' obshhee oslablenie cveta dlja opredelenija kojefficienta obshhego pogloshhenija ispol'zovalos' sledujushhee otnoshenie: A = ({Sigma}A{sub i}W{sub i})/({Sigma}W{sub i}), gde W{sub i} - otnositel'naja chuvstvitel'nost' fotoumnozhitelja k svetu s dlinoj volny i mmk; a A{sub i} - pogloshhenie sveta s dlinoj volny i mmk v predelah ispol'zuemogo spektra. Obshhee pogloshhenie bylo rasschitano dlja kazhdogo intervala v 40 mmk, naprimer dlja 360 - 400, 400 - 440 i t.d. do 520 - 560 mmk. Jekvivalentnoe pogloshhenie 1/A v zavisimosti ot jeffektivnosti scheta pokazyvaet linejnuju zavisimost' v shirokom diapazone jeffektivnosti scheta. Krivye zavisimosti kojefficienta diskriminatora ot jeffektivnosti scheta pokazyvajut, chto, kogda oslablenie cveta stanovitsja sil'nym, krivaja oslablenija cveta otdeljaetsja ot krivoj himicheskogo oslablenija pri schete ugleroda-14. S drugoj storony, proizvedennye pri schete vodoroda-3 analogichnye izmerenija ne pokazyvajut razdelenija dvuh krivyh oslablenija. (author)
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Bulashevich, Yu P; Voskobojnikov, G M; Muzyukin, L V
1962-01-15
captura de neutrones termicos del boro hace posible determinar estratos boriferos en la zona del sondeo empleando los metodos E.G.N. y E.N.N. La influencia del agua se elimina mediante sondeos inversos. Este metodo, asi como otros sistemas de exploracion por activacion neutronica, han sido aplicados tambien en diversos yacimientos de cobre, manganeso, aluminio y otros minerales. La exploracion por activacion continua esta indicada cuando el periodo de semi [Russian] Na rudnykh i ugol'nykh mestorozhdeniyakh metody yadernoj geofiziki primenyayutsya glavnym obrazom pri karotazhe razvedochnykh skvazhin. Na rudnykh i ugol'nykh mestorozhdeniyakh Sovetskogo Soyuza nakhodyat shirokoe proizvodstvennoe primenenie sleduyushchie vidy radioaktivnogo ili yadernogo karotazha (RK): plotnostnoj ili gamma-gamma karotazh (GGK) s istochnikom izlucheniya Co{sup 60}, selektivnyj gamma-gamma karotazh (SGGK) s istochnikom myagkogo izlucheniya tipa S75, nejtron-nejtronnyj karotazh (NNK) i nejtronnyj gamma karotazh s Ro-Ve istochnikom nejtronov, akti- vatsionnyj, v chastnosti nepreryvnyj, karotazh s tem zhe istochnikom, a takzhe foto-nej- tronnyj karotazh s gamma-izluchatelem Sb{sup 124}. Osnovnaya zadacha RK na rudnykh mestorozhdeniyakh - vydelenie rudnykh zon v razreze skvazhin, chto sokrashchaet intervaly oprobovaniya, i orientirovochnaya otsenka soderzhaniya poleznogo komponenta in situ. Na ugol'nykh mestorozhdeniyakh RK reshaet zadachu opredeleniya glubiny zaleganiya, moshchnosti i stroeniya ugol'nykh plastov. ' Metody GGK i SGGK osnovany na registratsii rasseyannogo gamma-izlucheniya istochnika. Pri dostatochnoj zhestkosti izlucheniya istochnika i slaboj chuvstvitel'nosti indikatora intensivnost' rasseyannogo izlucheniya zavisit tol'ko ot plotnosti porody i rasstoyaniya mezhdu istochnikom i indikatorom. EHto sluchaj GGK, kotorym ugol'nye plasty vydelyayutsya po maksimumam rasseyannogo izlucheniya. V SGGK sushchestvenna registratsiya myagkoj chasti spektra rasseyannogo izlucheniya
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Gat, J R; Karfunkel, U; Nir, A [Weizmann Institute of Science, Rehovoth (Israel)
1962-01-15
istochnikov. Sovershenno ochevidno, chto tritij lish' slegka smeshan vo vsej stratosfere. Sistematicheskie razlichiya v urovnyakh tritiya v razlichnykh mestakh ob{sup y}asnyayutsya razlichnoj situatsiej, vyzyvayushchej vypadenie dozhdej. Dokazyvaetsya, chto stepen' smesheniya morskikh i kontinental'nykh mass vozdukha imeet pervostepennoe znachenie dlya vytekayushchego iz ehtogo soderzhaniya triyati v dozhdevoj vode i chto razmery Sredizemnogo morya maly po sravneniyu s masshtabom sootvetstvuyushchikh meteorologicheskikh yavlenij. (author)
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Carlston, C W; Thatcher, L L [United States Geological Survey, Washington, DC (United States)
1962-01-15
'yu uluchsheniya vosproizvodimosti i otsenki koeffitsientov otdeleniya v raznoobraznykh usloviyakh. Byla vyrabotana sistema, obespechivayushchaya pri obychnoj rabote 75-protsentnoe vosstanovlenie tritiya. Glavnye proekty na mestakh predstavlyayutsya v sleduyushchem vide: 1) Issledovanie pri pomoshchi ritiya pribrezhnoj doliny N'yu-Dzhersi pokazyvaet, chto nizhe gorizonta gruntovykh vod proiskhodit rassloenie vody v zavisimosti ot ee vozrasta. 2) V dvukh razlichnykh geologicheskikh gruntakh byli proizvedeny issledovaniya dlya opredeleniya sud'by radioaktivnykh osadkov tritiya posle ispytaniya termoyadernoj bomby v 1958 godu. 3) Tritij ispol'zuetsya dlya opredeleniya vosstanovleniya vodnykh apasov v tretichnykh peschanikakh podpochvennykh plastov polupustynny h loskogorij Novoj Meksiki. 4) Proizvoditsya issledovanie soderzhaniya tritiya v podpochvennykh vodakh doliny reki Snejk v Ajdakho dlya polucheniya svedenij otnositel'no vozrasta ehtoj vody, skorosti ee techeniya i ego napravleniya. 5) Iskusstvennyj tritij ispol'zuetsya v vide indikatora dlya opredeleniya emkosti podpochvennogo vodonosnogo bassejna vblizi Karlsbada, v Novoj Meksike. (author)
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Turner, R. C. [Institute of Cancer Research, Royal Cancer Hospital, London (United Kingdom)
1963-02-15
poblaciones de varias regiones del pafs. A pesar de la extensa gama de las actividades presentes en los alimentos, las cantidades medias absorbidas varian escasamente de un grupo a otro, oscilando sus valores entre 2 y 3 pe por persona y por dia. El contenido de radio en las aguas potables de Gran Bretana puede variar en la relacion de 1: 250 de un lugar a otro, si bien en la mayoria de los casos los valores absolutos son tan bajos en comparacion con los determinados en los productos alimenticios de mayor consumo que las cantidades medias absorbidas procedentes del agua representan apenas el 5 o 6% de las cantidades medias totales de radio ingeridas por cada individuo. Solamente en una region excepcional del pafs, a la que corresponde menos del 1% de la poblacion total, llegan las cantidades absorbidas diariamente procedentes del agua a superar a las derivadas de los productos alimenticios. Los analisis de las materias fecales de sujetos sometidos a un regimen alimenticio normal han demostrado que, en el caso de los adultos jovenes, las cantidades medias de {sup 226} Ra excretadas por esa via corresponden a una cantidad de 2 a 2,5 pe por dia. Estos valores numericos coinciden con las cantidades medias absorbidas diariamente. Los estudios del metabolismo humano han demostrado que la mayor parte del radio absorbido diariamente con los alimentos se excreta dentro de las 24 o 48 horas, pero los intentos de evaluar la retencion fraccionaria en los adultos ha arrojado resultados variables. En el caso de un nino de corta edad, las determinaciones de las cantidades absorbidas diariamente y de las excretadas con las heces, en un periodo de 33 dias, indican que la retencion del radio durante los periodos de crecimiento activo del esqueleto puede llegar al 10% o aun mas. (author) [Russian] Ischerpyvayushchie izmereniya soderzhaniya radiya-226 v bolee chem 200 vidakh obychnykh produktov pitaniya i 100 glavnykh istochnikakh pit'evoj vody v Velikobritanii byli ispol'zovany dlya sravneniya
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Grimes, W R; Watson, G M; DeVan, J H; Evans, R B [Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)
1962-03-15
, opublikovannykh obychno dlya analogichnykh splavov khroma i nikelya pri bolee vysokikh temperaturakh. Dvojnye politermicheskie petli ''inora-8'' byli ispol'zovany dlya tsirkulyatsii nekorrozijnogo ftoristogo rasplava, soderzhashchego Cr{sup 51} (v vide CrF{sub 2}). Odna iz ehtikh petel' byla pozhertvovana dlya opredeleniya usvoeniya Cr{sup 51} ehtim splavom; vtoraya petlya byla ispol'zovana dlya tsirkulyatsii rasplava, soderzhashchego FeF{sub 2}, dlya polucheniya izmerimogo ustraneniya Cr iz splava. Bylo polucheno khoroshee sovpadenie mezhdu fakticheski nablyudavshimisya yavleniyami i prognozom, sdelannym na osnovanii izmerennykh koehffitsientov diffuzii. Iz ehtogo sovpadeniya mozhno zaklyuchit', chto koehffitsient samodiffuzii khroma nechuvstvitelen k izmeneniyam soderzhaniya khroma v splave ''inor-8''. (author)
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Courtois, G. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France); Lecomte, J. [Institut National de la Recherche Agronomique, Station de Recherches sur l' Abeille et les Insectes Sociaux, Bures-Sur-Yvette (France)
1963-09-15
muravejnikakh radioaktivnykh veshchestv iz osadkov. V period slabykh osadkov opredelyali estestvennuyu radioaktivnost', svyazannuyu s nalichiem K{sup 40}, i ee ispol'zovali dlya opredeleniya soderzhaniya kaliya v organizme murav'ev i pchel. Byla predprinyata popytka mecheniya saranchovykh nasekomykh. Privodyatsya poluchennye rezul'taty. Nakonets, bylo provedeno issledovanie raspredeleniya nekotorykh radioizotopov (R{sup 32} i S{sup 35}) v organizme, pchel s pomoshch'yu metoda avtoradiografii. (author)
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Ivanov, V. E.; Zelenskij, V. F.; Fajfer, S. I.; Zhdanov, S. M.; Maksimenko, V. I.; Savchenko, V. I. [Fiziko-Tekhnicheskij Institut an USSR, Khar' kov, SSSR (Russian Federation)
1963-11-15
'nost' prochnostnykh svojstv, chto svyazano prezhde vsego s termodinamicheskoj ustojchivost'yu uprochnyayushchej okisnoj fazy v matritse metalla. Ispol'zovanie metodov poroshkovoj metallurgii pozvolilo poluchit' osobo zharostojkie magnievo- berillievye splavy, soderzhashchie povyshennye kontsentratsii berilliya (splavy PMB). Po prochnostnym kharakteristikam splavy PMB blizki k metallokeramicheskim splavam Mg - MgO, odnako magnievo-berillievye splavy otlichayutsya ustojchivym i dlitel'nym soprotivleniem vysokotemperaturnomu okisleniyu, prevyshayushchem analogichnye svojstva izvestnykh v nastoyashchee vremya magnievykh splavov. Tak v vozdukhe pri 580{sup o}C splavy PMB s 2 + 5% berilliya sokhranyayut vysokoe soprotivlenie okisleniyu v techenie bolee 12 + 14 tysyach chasov. Resurs dlitel'noj zharostojkosti splavov opredelyaetsya, prezhde vsego, kolichestvom berilliya v splave i s uvelicheniem soderzhaniya berilliya vozrastaet. Splavy PMB otlichayutsya takzhe vysokoj ustojchivost'yu k kratkovremennym peregrevam. Metallokeramicheskie magnievye i magnievo-berillievye splavy, kharakternoj osobennost'yu kotorykh yavlyaetsya povyshennaya zharoprochnost' i zharostojkost', mogut najti shirokoe primenenie v razlichnykh oblastyakh tekhniki. (author)
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Arcimovich, L. A.; Afrosimov, V. V.; Gladkovskij, I. P.; Mirnov, S. V.; Petrov, M. P.; Strelkov, V. S. [Institut Atomnoj Ehnergii, Im. I.V. Kurchatova, Moskva, SSSR (Russian Federation)
1966-04-15
jekvatorial'noj ploskosti tora i nabljudalsja drejf plazmennogo shnura ''naruzhu'' (uvelichenie bol'shogo radiusa vitka). Jeto dvizhenie mozhet byt' vyzvano izmeneniem radiusa tokovogo shnura, nagrevom plazmy ili zatuhaniem tokov Fuko v provodjashhem kozhuhe. V jetih uslovijah na ustanovke Tokamak-3 udalos' poluchit' makroskopicheski ustojchivyj plazmennyj shnur, odnako temperatura plazmy okazalas' men'she, chem. sledovalo ozhidat' pri otsutstvii anomal'nyh poter' jEhnergii. K bol'shim poterjam jEhnergii dolzhny privodit' processy, proishodjashhie pri vzaimodejstvii plazmennogo shnura s diafragmoj. Jeto vzaimodejstvie udalos' oslabit', primeniv diafragmu special'noj formy i ispol'zovav svojstvo shnura smeshhat'sja naruzhu v techenie processa. Zadachej issledovanij javljalos' opredelenie razlichnyh parametrov plazmy v jetih uslovijah, v tom chisle jelektronnoj i ionnoj temperatur. Dlja opredelenija jelektronnoj temperatury po izmeneniju soprotivlenija plazmy neobhodimo, krome jelektricheskih harakteristik shnura znat' zakon izmenenija vo vremeni radiusa shnura. Reshenie na schetnoj mashine sistemy uravnenij, vkljuchajushhej jelektrotehnicheskoe uravnenie i uravnenie ravnovesija, pozvoljaet opredelit' izmenenie vo vremeni temperatury plazmy i ee koncentracii, a takzhe radiusa i smeshhenija plazmennogo shnura na osnovanii, jeksperimental'no izmerennyh zavisimostej ot vremeni toka v plazme, naprjazhenija, signalov magnitnyh zondov i radiointerferometra. Vychislennaja funkcija temperatury vozrastaet za vremja processa i dostigaet 100-200 jev. Spektroskopicheskie izmerenija jelektronnoj temperatury dajut znachenija blizkie k vychislennym. Rezul'taty izmerenij jenergeticheskogo spektra potoka bystryh nejtral'nyh atomov horosho soglasujutsja s predlozheniem o tom, chto spektr ionov plazmy blizok k maksvellovsko- mu s temperaturoj okolo 100 jev. Sushhestvennoe otklonenie haraktera spektra ot maksvel- lovskogo nabljudaetsja v neustojchivom rezhime razrjada v momenty, sootvetstvujushhie