WorldWideScience

Sample records for malomoshchnykh avtonomnykh ehnergeticheskikh

  1. Post-Construction Testing of the Elk River, Hallam and Piqua Power Reactor Plants; Essais apres construction des centrales nucleaires d'Elk River, de Hallam et de Piqua; Predehkspluatatsionnoe ispytanie Ehlk-riverskoj, Khehlpemskoj i Pikuaskoj ehnergeticheskikh reaktornykh ustanovok; Ensayos posteriores a la construccion de las centrales nucleoelectricas de Elk River, Hallam y Piqua

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pursel, C. A. [United States Atomic Energy Commission, Argonne, IL (United States)

    1963-10-15

    defectos hallados: Reactor de Elk River. Se descubrieron grietas en parte del revestimiento superficial del recipiente del reactor; ello obligo a efectuar una serie de investigaciones y analisis, asi como ciertas reparaciones y modificaciones del recipiente. La insuficiente capacidad de separacion de vapor obligo a sustituir y modificar algunas piezas metalicas en el interior del recipiente del reactor. Central nucleoelectrica de Hallam. Debido al arrastre de helio, hubo que modificar los circuitos secundarios de sodio. La falla de un tubo del intercambiador de calor intermedio (sodio-sodio) obligo a llevar a cabo una serie de analisis para descubrir su causa y extraer y reparar el intercambiador. Central nucleoelectrica de Piqua. Durante la limpieza de las tuberias con agentes quimicos, se dallaron varias valvulas que fue preciso reparar o sustituir. Las fugas en el circuito del refrigerante organico y del vapor secundario provocaron demoras repetidas. Una vez concluidas las reparaciones e introducidas las modificaciones necesarias, se comprobo que las caracteristicas de rendimiento reales de cada uno de los tres reactores se ajustaban estrictamente a las previstas en el proyecto. (author) [Russian] Fakticheskij opyt, nakoplennyj vo vremya predehkspluatatsionnykh ispytanij trekh yadernykh ehnergeticheskikh ustanovok, postroennykh po demonstratsionnoj programme ehnergeticheskikh reaktorov Komissii po atomnoj ehnergii Soedinennykh Shtatov, pozvolyaet sdelat' nekotorye obobshcheniya v otnoshenii ehtoj fazy stroitel'stva i ehkspluatatsii ustanovok. Tri ustanovki, a imenno Ehlk-riverskij reaktor (ERR), Khehllemskaya yadernaya ehnergeticheskaya ustanovka (HNPF) i Pikuaskaya yadernaya ehnergeticheskaya ustanovka (PNPF), predstavlyayut tri razlichnykh tipa reaktorov: reaktor s kipyashej vodoj s estestvennoj tsirkulyatsiej, natrievo-grafitovyj reaktor i reaktor s organicheskim teplonositelem i zamedlitelem sootvetstvenno. Period predehkspluatatsionnykh ispytanij okhvatyvaet vremya

  2. EURATOM's Programme of Participation in Power Reactor Construction; Le programme de participation d'Euratom aux reacteurs de puissance; Programma uchastiya v razrabotke ehnergeticheskikh reaktorov Evratoma; El programa de participacion de la Euratom en la construccion y explotacion de reactores de potencia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ramadier, R. C.; Parker, E. [Communaute Europoenne de l' Energie Atomique, Bruxelles (Belgium)

    1963-10-15

    razrabotke dvukh ehnergeticheskikh reaktorov. Ehti zaprosy byli predstavleny sootvetstvenno Ob''edineniem Rheinisch-Westffllischee Elektrizitfltswerk - Bayernwerke (RWE-BW) N.V. Samenwerkende Electriciteits -Productiebedriyve. Pervyj zapros kasaetsya kipyashchego reaktora s dvojnym tsiklom moshchnost'yu v 237 mgvt ehl), vtoroj - kipyashchego reaktora s pryamym tsiklom i estestvennoj tsirkulyatsiej moshchnost'yu v 50 mgvt (ehl). Sovmestnoe uchastie mozhet prinimat' razlichnye formy. Ono mozhet, v chastnosti, vylit'sya v uchastie pri pokrytii veroyatnogo defitsita pri proizvodstve ehlektroehnergii na ehlektrostantsiyakh v techenie pervykh let ikh ehkspluatatsii. Takoe uchastie Evratoma imelo tsel'yu pooshchrit' stroitel'stvo nekotorykh iz ehtikh atomnykh ehlektrostantsij. K tomu zhe ono pozvolit i v dal'nejshem poluchat' chrezvychajno poleznuyu informatsiyu v posleduyushchie gody, kogda problemy predstoyashchej deyatel'nosti v oblasti razvitiya atomnoj ehnergii vstanut so vsej ochevidnost'yu. (author)

  3. Problems of nuclear reactor safety. Vol. 1; Problemy bezopasnosti yaderno-ehnergeticheskikh ustanovok. Tom 1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Shal` nov, A V [Moskovskij Inzhenerno-Fizicheskij Inst., Moscow (Russian Federation)

    1996-12-31

    Proceedings of the 9. Topical Meeting `Problems of nuclear reactor safety` are presented. Papers include results of studies and developments associated with methods of calculation and complex computerized simulation for stationary and transient processes in nuclear power plants. Main problems of reactor safety are discussed as well as rector accidents on operating NPP`s are analyzed.

  4. The Use of Prestressed Concrete Vessels in the French Power Reactor Programme; Les caissons en beton precontraint dans le programme francais des reacteurs de puissance; Korpusy iz predvaritel'no napryazhennogo betona vo frantsuzskoj programme ehnergeticheskikh reaktorov; Empleo de recipientes de presion de hormigon pretensado en el programa frances de reactores de potencia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Conte, F. [Centre d' Etudes Nucleaires de Marcoule (France); Dambrine, C. [Centre d' Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses (France); Gaussot, D. [Electricite de France, Clamart (France)

    1963-10-15

    This paper deals with the use of pre-stressed concrete for the G2 and G3 reactors at Marcoule and for the EDF3 reactor now under construction at Chinon. The first two reactors have been operating at power since 1959 and 1960 respectively. Messrs. Conte and Dambrine discuss the problems that arose during construction of the vessels for G2 and G3 and also deal with the experience gained in operation - experience which suggests that they are extremely safe- Work on the EDF3 vessel, begun at Chinon in the second half of 1961, is still under way and should be finished towards the end of 1963. Mr. Gaussot discusses the reasons for choosing this type of vessel, the results of calculations and mock-up tests, and the problems presented by the construction itself. A number of studies have been devoted to the future prospects of prestressed concrete structures for reactors. It would seem that working pressures could be increased, if desired, and, in any case, that dimensions could be considerably enlarged, thus offering the chance of integral-type solutions. (author) [French] La communication traite de l'application du beton precontraint aux reacteurs G2 et G3 de Marcoule et au reacteur EDF 3, en construction a Chinon. Les reacteurs sont en puissance depuis respectivement 1959 et I960; le CEA indique les problemes qui se sont poses pendant la construction du caisson du reacteur, et la lecon tiree des observations faites en service, qui tend a demontrer la tres grande securite de ces appareils. La construction du caisson de EDF3 a commence a Chinon dans la deuxieme partie de 1961; elle est en cours actuellement et sera terminee vers la fin de 1963. L'EDF presente les raisons du choix de ce caisson, les resultats des calculs et des essais sur maquette ainsi que les problemes poses par la construction. Diverses etudes ont ete faites sur les perspectives futures des ouvrages en beton precontraint pour reacteurs. Il semble que l 'on puisse realiser, si on le desire, une elevation de la pression de service et de toutes manieres, une augmentation notable des dimensions, ce qui permet d'envisager des solutions du type integre. (author) [Spanish] G3 de Marcoule y en el reactor EDF3, en construccion en Chinon. Los reactores se encuentran en servicio desde 1959 y 1960, respectivamente; el Comissariat a l'energie atomique indica los problemas que ha planteado la construccion de los recipientes de presion y las observaciones efectuadas durante el funcionamiento de los reactores, que ponen de manifiesto la gran seguridad de los mencionados recipientes. La construccion del recipiente de presion del reactor EDF3, que comenzo en Chinon en el segundo semestre de 1961, prosigue actualmente y quedara terminada a fines de 1963. L'Electricite de France expone los motivos de la eleccion de este tipo de recipiente, los resultados de los calculos y de los ensayos efectuados con maquetas, asi como los problemas planteados por sir construccion. Se han llevado a cabo varios estudios sobre las perspectivas del empleo del hormigon pretensado en los reactores. Al parecer, este material permite obtener un aumento de la presion de trabajo y de todas maneras, un incremento notable de las dimensiones, lo que a su vez permite tomar en consideracion soluciones de tipo integrado. (author) [Russian] Izlagaetsya vopros o primenenii predvaritel'no napryazhennogo betona dlya reaktorov G.2 i G.3 v Markule i dlya stroyashchegosya v Shinone reaktora EDF.3. Reaktory dostigli mosnosti sootvetstvenno v 1959 i 1960 godakh; KAEH otmechaet problemy, kotorye voznikli v protsesse stroitel'stva korpusa reaktora, i izlagaet filosofiyu nablyudenij, kotorye prodemonstrirovali vysokuyu bezopasnost' ehtikh ustanovok. K stroitel'stvu korpusa reaktora EDF.3 v SHinone pristupili vo vtoroj polovine 1961 goda; stroitel'stvo budet zaversheno k kontsu 1963 goda. ''Ehlektrisite de Frans'' ob{sup y}asnyaet prichiny vybora takogo korpusa, privodit rezul'taty raschetov i provedennykh na makete ispytanij, a takzhe kasaetsya voznikshikh v protsesse stroitel'stva problem. Provodyatsya razlichnye issledovaniya budushchikh perspektiv ispol'zovaniya predvaritel'no napryazhennogo betona dlya reaktorov. Sozdaetsya vpechatlenie o vozmozhnosti pri zhelanii osushchestvit' povyshenie rabochego davleniya i dobit'sya zametnogo uvelicheniya razmerov, chto pozvolyaet predvidet' sozdanie konstruktsii integrirovannogo tipa. (author)

  5. The Role of Exponential and PCTR Experiments at Hanford in the Design of Large Power Reactors; Roles Respectifs des Experiences Exponentielles et du Reacteur d'Etude des Constantes Physiques de Hanford dans les Etudes de Grands Reacteurs de Puissance; Znachenie ehksponentsial'nykh opytov i opytov na reaktore PCTR pri proektirovanii bol'shikh ehnergeticheskikh reaktorov v khehnforde; Papel de los Experimentos Exponenciales y del Reactor PCTR de Hanford en el Proyecto de Grandes Reactores de Potencia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Heineman, R. E. [General Electric Company, Richland, WA (United States)

    1964-02-15

    Exponential pile measurements have been made at the Hanford Laboratories on graphite-uranium lattices for almost fifteen years. Although the results of these experiments were used to establish the bucklings of proposed production reactors they also served to advance the understanding of the reactor physics of these systems. It was recognized early that the utility of the exponential experiment was limited because of its large size and its lack of sensitivity to small, localized perturbations of the system. Thought was then given to the problem of devising an integral reactor experiment which would minimize the quantity of materials needed to provide meaningful data. This effort led to the construction of an advanced, several-region critical facility, the Physical Constants Testing Reactor (PCTR). The PCTR has been used to support the reactor physics design of several power reactors. In addition, the PCTR has served as a general-purpose facility for the measurement of reactor cross- sections and for the determination of both differential and integral reactor physics parameters for various types of multiplying media. The exponential piles were used after the PCTR was built, even though the advantages claimed for the PCTR were amply fulfilled. Typical data from these two facilities are reviewed. The use of these facilities for power reactor design, to support changes inoperation of existing reactors, as reactor physics tools, and as training devices are contrasted. Comparisons are made of the initial costs and the cost of subsequent operation. The development of new experimental techniques for use with these facilities and of the demand for a wider variety of experimental data are traced. Such contrasts and developments are necessary to predict more clearly the needs and the future trends in the specific use of such facilities for the support of the design of power reactors. A brief description of the high-temperature lattice test reactor is presented and its proposed use is described in the light of the trends which are observed. (author) [French] Des mesures exponentielles sont faites aux laboratoires de Hanford sur des reseaux uranium-graphite depuis pres de quinze ans. Les resultats de ces experiences ont ete utilises pour determiner les laplaciens de reacteurs de production que l'on se proposait de construire, mais ils ont servi egalement a ameliorer les connaissances dans le domaine de la physique de ces systemes. On s'est rendu compte tres rapidement qu'en raison des dimensions des assemblages et de leur manque de sensibilite aux petites perturbations localisees du systeme, l'experience exponentielle n'a qu'une utilite limitee. On a donc envisage de mettre au point des experiences integrales avec un reacteur de maniere a reduire au minimum la quantite de matieres necessaires pour se procurer des donnees valables. A cet effet, on a construit une installation critique perfectionnee a plusieurs regions, qu'on a appelee 'reacteur d'etude des constantes physiques' (RECP), dont on s'est servi pour determiner les constantes physiques de plusieurs reacteurs de puissance. On s'en est servi aussi couramment pour mesurer des sections efficaces et determiner des parametres differentiels et integraux de la physique des reacteurs pour divers types de milieux multiplicateurs. Apres la construction de RECP, on a encore employe les experiences exponentielles, bien que RECP ait largement comble les espoirs qui avaient ete places en lui. L'auteur indique quelques donnees caracteristiques obtenues a l'aide de ces deux genres d'installations et compare leurs roles respectifs pour l'etude de nouveaux reacteurs de puissance, pour la modification de reacteurs en fonctionnement, comme moyens de recherche sur la physique des reacteurs et comme moyen de formation. Il compare egalement les montants des capitaux investis dans ces installations et des frais de fonctionnement. Il indique comment ont ete mises au point de nouvelles methodes experimentales que ces installations permettent d'utiliser, en vue de faire face aux besoins de donnees experimentales de plus en plus diverses. Il faut avoir tous ces renseignements presents a l'esprit si l'on veut prevoir comment evolueront les besoins et les tendances dans l'emploi de ces installations pour les etudes de reacteurs de puissance. Le memoire decrit brievement le Reacteur d'etude des reseaux a haute temperature et indique comment on se propose de l'utiliser dans le cadre de cette evolution. (author) [Spanish] Desde hace casi 15 anos se vienen realizando en los laboratorios de Hanford mediciones exponenciales en reticulados de grafito* uranio. Aunque los resultados de dichos experimentos se emplearon para establecer los laplacianos de reactores de produccion, contribuyeron tambien a ampliar los conocimientos sobre la fisica de estos sistemas. Muy pronto se reconocio que la utilidad del experimento exponencial quedaba limitada por sus grandes dimensiones y por su escasa sensibilidad a pequenas perturbaciones localizadas del sistema. Por ello se comenzo a idear un experimento integral en un reactor que reduciria al minimo la cantidad de materiales necesarios para obtener datos significativos. A tal efecto, se construyo una instalacion critica perfeccionada de varias regiones, que se denomino PCTR (reactor para estudio de constantes fisicas). Este reactor se ha empleado para determinar las constantes fisicas de varios reactores de potencia. Ademas, ha servido como instalacion de uso general para medir secciones eficaces y para determinar los parametros diferenciales e integrales de fisica de los reactores correspondientes a diversos tipos de medios multiplicadores. Los reactores exponenciales se emplearon despues de construir el PCTR, a pesar de que este cumplio ampliamente sus promesas. El autor proporciona diversos datos tipicos obtenidos con estas dos instalaciones y compara sus papeles respectivos para el estudio de nuevos reactores de potencia, para justificar la introduccion de cambios en el manejo de los reactores ya existentes, como instrumentos de investigacion en la esfera de la fisica de los reactores y como medio de ensenanza. Compara tambien los capitales invertidos en esas instalaciones y los gastos de explotacion. Describe el perfeccionamiento de nuevas tecnicas experimentales que estas instalaciones permiten aplicar con miras a satisfacer la demanda de nuevos datos experimentales. Es menester tener presentes todos estos datos para poder predecir la evolucion de las necesidades y las tendencias futuras en el empleo de estas instalaciones para los estudios de los reactores de potencia. La memoria describe sucintamente el reactor para el estudio de constantes fisicas e indica la manera en que se piensa utilizarlo en el marco de esa evolucion. (author) [Russian] V Hjen- fordskih laboratorijah v techenie pochti 15 let provodjatsja jeksponencial'nye reaktornye iz- merenija na grafito-uranovyh reshetkah. Hotja rezul'taty jetih opytov ispol'zovalis' dlja opredelenija laplasianov predlagaemyh proizvodjashhih reaktorov, oni takzhe sodejstvovali razvitiju ponimanija fiziki reaktorov jetih sistem. Davno priznano, chto poleznost' kri- ticheskogo opyta ogranichena vvidu ego bol'shogo masshtaba i nedostatochnoj chuvstvitel'nosti v otnoshenii nebol'shih lokalizovannyh narushenij sistemy. Zatem mysl' byla napravlena na sozdanie cel'nogo opytnogo reaktora, v kotorom bylo by svedeno do minimuma kolichest- vo materialov, neobhodimyh dlja poluchenija nuzhnyh dannyh. Jeta popytka privela k postrojke usovershenstvovannoj kriticheskoj ustanovki s neskol'kimi zonami reaktora dlja izmerenija fizicheskih konstant PCTR. Ustanovka ispol'zuetsja dlja okazanija sodejstvija pri razrabot- ke proekta po fizike reaktorov dlja neskol'kih jenergeticheskih reaktorov. Krome togo,re- aktor RSTNjavljaetsja ustanovkoj obshhego naznachenija dlja provedenija izmerenij poperechnyh sechenij na reaktore i dlja opredelenija differencial'nyh i integral'nyh fizicheskih para- metrov reaktora dlja razlichnyh tipov razmnozhajushhej sredy. Jeksponencial'nye reaktory primenjalis' posle togo, kak byl postroen reaktor PCTR, dazhe nesmotrja na to, chto polnost'ju dostigalis' preimushhestva, neobhodimye dlja reaktora PCTR. Rassmatrivajutsja i sopostav- ljajutsja harakternye dannye dlja jetih dvuh ustanovok na predmet ispol'zovanija pri proekti- rovanii jenergeticheskih reaktorov i modernizacii sushhestvujushhih issledovatel'skih reakto- rov i ustanovok dlja podgotovki specialistov. Sravnivajutsja rashody, svjazannye s postroj- koj i jekspluataciej reaktora v posledujushhee vremja. Namechaetsja napravlenie razvitija no- vyh jeksperimental'nyh metodov ispol'zovanija ustanovok i ukazyvajutsja potrebnosti v bolee shirokih jeksperimental'nyh dannyh. Takie dannye neobhodimy dlja togo, chtoby jasnee predopredelit' potrebnosti i budushhie tendencii v dele konkretnogo primenenija dvuh usta- novok dlja okazanija pomoshhi pri proektirovanii jenergeticheskih reaktorov. Daetsja kratkoe opisanie vysokotemperaturnogo reaktora dlja ispytanija reshetok i ego predpologaemogo ispol'zovanija v svete rassmatrivaemyh napravlenij. (author)

  6. The Non-Destructive Testing of Fuel Elements and Their Components for the United Kingdom Power-Reactor Development Programme; Controle Non Destructif des Elements Combustibles et de Leurs Parties Constitutives dans le Cadre du Programme de Developpement des Reacteurs de Puissance au Royaume-Uni; Nedestruktivnoe ispytanie teplovydelyayushchikh ehlementov i ikh komponentov dlya osushchestvleniya programmy soedinennogo korolevstva po razrabotke ehnergeticheskikh reaktorov; Ensayo No Destructivo de Elementos Combustibles y sus Componentes, en el Marco del Programa de Reactores de Potencia del Reino Unido

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mann, C. A.; Campsie, I. C. [U.K.A.E.A., Reactor Fuel Element Laboratories, Springfields, Salwick, Preston, Lancs. (United Kingdom)

    1965-10-15

    The test procedures are described which have been developed in the Reactor Fuel Element Laboratories as part of the Reactor Group's development programme on fuel pins for a number of reactor systems. The sheaths of these pins are tubes in the range 5 mm- 15 mm diam; the materials are stainless steels and zirconium alloys. (a) Flaw detection in tubes is described. Ultrasonic inspection using two immersed probes. The tubes are traversed helically at high speeds through a stationary tank. Flaw signals are monitored and recorded. Spark-machined slots on the surfaces of tubes are used as references in setting up the system and in checking its stability. Eddy-current inspection is also employed in some cases. Two tests are described: an encircling coil system with rapid throughput, and a surface coil with helical scan. Phase selection and filtering of the output from a bridge circuit is used, at frequencies between 30 and 60 kHz. (b) Dimensional inspection of tubes and pellets is also discussed. Various mechanical, pneumatic, nuclear and electronic methods of measuring the tube dimensions are compared and the arrangements to prevent the scratching of the tubes are described. Techniques for measuring pellet diameter and circumferences are explained and it is suggested that with thin-walled tubes a more realistic approach to the pellet/gap problems can be obtained by comparing circumferences. With the development of efficient tube-traversing equipment it has been possible to combine the above development technique to form a completely integrated tube-testing facility operated by semi-skilled labour. The laboratory's requirement for precise information of tube sizes has been met by the automatic recording of measurements, eliminating a time-consuming and somewhat inaccurate method of manual recording of the results. For flaw detection in fuel pins, the techniques already mentioned can in general be applied to examine the sheaths of fuel pins, i.e. after fuel has been loaded and the ends closed. In addition, the integrity of end closures is established, by radiography. Multiple exposures are commonly made to examine the whole of circumferential weld adequately. The disposition of the fuel can also be recorded accurately by using a panoramic technique. The use of colour radiography is also discussed. Pins are normally tested for leakage after filling with helium, using a mass-spectrometer leak detector. Pins not filled with helium may be tested using a ''back-pressurizing'' technique. Conventional ''probing'' and ''sniffing'' methods are used when it is desirable to locate the sites of leaks. The bubble test in liquids is also used, as a cheap and simple test. The use of krypton-85 as a tracer gas is discussed. (author) [French] Les auteurs decrivent les methodes d'essai que les laboratoires charges des elements combustibles ont elaborees dans le cadre du programme etabli par le en vue de mettre au point des aiguilles de combustible pour diverses filieres de reacteurs. Ces aiguilles sont contenues dans des gaines de 5 a 15 mm de diametre, les materiaux utilises etant des aciers inoxydables et des alliages de zirconium, a) Detection de defauts dans les gaines. Examen par ultrasons a l'aide de deux traducteurs immerges. Les tubes sont animes d'un mouvement helicoidal rapide dans un reservoir fixe. Chaque signal de defaut est verifie et enregistre. Pour regler le dispositif et verifier sa stabilite, on utilise comme temoins des fentes'pratiquees a l'arc a la surface des tubes. Dans certains cas, on a egalement recours au controle par courants de Foucault. Les auteurs decrivent deux procedes: l'un, a debit rapide, est fonde sur un systeme de bobines encerclant le tube; l'autre, a exploration heliccfldale, utilise une bobine se deplacant le long du tube. Les signaux fournis par un circuit a pont sont selectionnes selon la phase et filtres, pour des frequences de 30 a 60 kHz. b) Controle des dimensions de tubes et de pastilles. Diverses methodes mecaniques, pneumatiques, nucleaires et electriques permettant de mesurer les dimensions des tubes font l'objet d'une etude comparative. On decrit les mesures qui sont prises pour ne pas rayer la surface des tubes. Les auteurs exposent les procedes employes pour mesurer le diametre et la circonference des pastilles; pour les tubes a paroi mince, les problemes que pose le rapport entre le volume des pastilles et celui des vides pourraient etre traites de facon plus realiste en comparant les circonferences. La mise au point d'un appareil efficace de rotation des tubes a permis de combiner les methodes decrites ci-dessus et de construire un dispositif d'essai entierement integre dont l'utilisation ne necessite pas un personnel hautement qualifie. Pour que le Laboratoire puisse obtenir rapidement des renseignements precis sur les dimensions des tubes, on procede a l'enregistrement automatique des mesures; on a ainsi supprime l'operation, lente et quelque peu inexacte, d'enregistrement a la main. En ce qui concerne la detection des defauts dans les aiguilles de combustible, les methodes exposees sous le point a) peuvent, en regle generale, servir a examiner les gaines d'aiguilles de combustible apres le chargement du combustible et l'obturation des extremites. En plus, l'etat des bouchons terminaux est verifie par radiographie. On fait normalement des expositions multiples pour examiner convenablement toute la peripherie des soudures. On peut egalement determiner avec precision la repartition du combustible par radiographie panoramique. Le recours a la radiographie en couleurs est egalement etudie. L'etancheite des aiguilles est verifiee apres remplissage d'helium au moyen d'un detecteur de fuites a spectrometre de masse. Les aiguilles ne contenant pas d'helium peuvent etre controlees par immersion dans un milieu sous pression. Pour localiser les fuites, on peut appliquer, le cas echeant, des methodes d'investigation classiques. On utilise aussi le procede simple et peu couteux qui consiste a plonger la piece dans un liquide et a observer la formation de bulles. Enfin, les auteurs discutent l'emploi du krypton-85 comme radioindicateur. (author) [Spanish] Los procedimientos de ensayo que se exponen han sido establecidos en el Laboratorio de combustibles nucleares, como parte del programa del Grupo correspondiente, relativo a varillas de combustible para reactores de distintos tipos. La vainas de esas varillas consisten en tubos de acero inoxidable o aleaciones de circonio de 5 a 15 mm de diametro. a) Se describe la localizacion de fallas o grietas en los tubos. Inspeccion ultrasonica con dos sondas sumergidas. Los tubos se someten a un barrido helicoidal a gran velocidad en un tanque estacionario, con lo cual se observan y registran las senales que denotan la existencia de fallas. Para calibrar el sistema y comprobar su estabilidad, se usan como referencias unas ranuras practicadas por chisporroteo. En ciertos casos se recurre tambien a la inspeccion mediante corrientes de Foucault. Los dos metodos que se describen emplean un sistema de bobina anular de pasaje rapido y una bobina superficial con exploracion helicoidal. Para la seleccion de fases y filtrado de la senal de salida se una un circuito de puente, con frecuencias comprendidas entre 30 y 60 kHz. b) Se discute ademas la inspeccion de las dimensiones de tubos y pastillas. Se hace un estudio comparativo de diversos metodos mecanicos, neumaticos, nucleares y electronicos de medicion de las dimensiones de los tubos, y se explican las precauciones que han de adoptarse para impedir que estos se rayen. Se describen tecnicas para medir el diametro y la longitud de la circunferencia de las pastillas y se recomienda la comparacion de las circunferencias, en el caso de tubos delgados, como metodo mas ajustado a la realidad para el estudio de los problemas que plantea la existencia de huecos entre las paredes del tubo y las pastillas. El perfeccionamiento de equipo para el desplazamiento transversal de tubos ha permitido, mediante una combinacion de tecnicas, instalar un dispositivo de ensayo que puede ser manejado por personal semiespeciali- zado. Las necesidades del Laboratorio en cuanto a datos de precision sobre las dimensiones de los tubos pueden satisfacerse con un sistema automatico que registra los datos y permite prescindir del metodo laborioso y algo inexacto de anotacion manual de los resultados. En el caso de la localizacion de fallas en las varillas de combustible, el metodo expuesto en el parrafo a) puede utilizarse en general para examinar los tubos de revestimiento despues de haber efectuado la carga del combustible y de haber cerrado los extremos del tubo; ademas, la integridad del cierre se comprueba radiograficamente. Para verificar adecuadamente el estado de una soldadura circular, se toman varias radiografias. Utilizando una tecnica panoramica puede tambien registrarse con exactitud la disposicion del combustible. Se estudia ademas la posibilidad de utilizar la radiografia cromatica. La deteccion de escapes en las varillas de combustible suele realizarse utilizando un espectrometro de masas despues de haber procedido al rellenado con helio. Si este no es posible, puede aplicarse un procedimiento de contrapresion. Para localizar los escapes se utilizan los metodos ordinarios de sondeo o 'rastreo'. Un procedimiento sencillo y poco oneroso aplicable cuando se trata de lfquidos, es el de burbujeo. Se estudia la posibilidad de utilizar el kripton-85. como gas indicador. (author) [Russian] Opisyvajutsja metody ispytanij, kotorye razrabotany v laboratorijah reaktornyh teplovydeljajushhih jelementov v porjadke osushhestvlenija programmy reaktornoj gruppy po razrabotke teplovydeljajushhih jelementov v vide tonkih sterzhnej dlja rjada reaktornyh sistem. Obolochka jetih sterzhnej predstavljaet soboj trubku diametrom 5-15 mm i izgotavlivaetsja iz nerzhavejushhej stali i splavov cirkonija. a. Defektoskopija v trubkah Ul'trazvukovaja proverka s pomoshh'ju dvuh pogruzhennyh zondov. Trubki peremeshhajutsja vintoobrazno s bol'shoj skorost'ju cherez nepodvizhnyj bak. Signaly defekta izmerjajutsja i registrirujutsja. Sdelannye s pomoshh'ju dugovogo razrjada prorezi na poverhnostjah trubok ispol'zujutsja v kachestve jetalona pri ustanovke sistemy i proverke ee stabil'nosti. V nekotoryh sluchajah proverka osushhestvljaetsja takzhe pri pomoshhi metoda vihrevyh tokov. Opisyvajutsja dva ispytanija,odno s zamknutoj katushechnoj sistemoj s bystroj proizvoditel'nost'ju, a drugoe - s poverhnostnoj katushkoj s vintovoj razvertkoj. Ispol'zuetsja vybor faz i fil'tracija vyhodnogo naprjazhenija iz mostovoj shemy v diapazone chastot ot 30 do 60 kilogerc. b. Proverka razmerov trubok i tabletok Sravnivajutsja razlichnye mehanicheskie, pnevmaticheskie, jadernye i jelektronnye metody izmerenija razmerov trubok. Opisyvajutsja mery po predotvrashheniju carapin na trubkah. Ob{sup j}asnjajutsja metody izmerenija diametra i dliny okruzhnosti tabletok. Predpolagaetsja, chto s pomoshh'ju tonkih trubok mozhno dobit'sja bolee realisticheskogo podhoda k problemam tabletka/zazor putem sravnivanija dliny okruzhnostej. Razrabotka jeffektivnogo oborudovanija dlja peremeshhenija trubok pozvolila kombini rovat' vysheupomjanutye metody razrabotki v celjah sozdanija kompleksnogo ustrojstva dlja ispytanija trubok, kotorym upravljajut polukvalificirovannye rabochie. Trebovanie, kotoroe pred{sup j}avljaetsja laboratoriej v otnoshenii tochnoj informacii o razmerah trubok, udovletvorjaetsja za schet avtomaticheskoj zapisi izmerenij, chto ustranjaet neobhodimost' primenjat' ruchnoj metod zapisi rezul'tata, kotoryj tr*buet{sub m}nogo vremeni i javljaetsja neskol'ko netochnym. Defektoskopija v obshhem primenima dlja proverki obolochek teplovydeljajushhih jelementov v vide tonkogo sterzhnja, t. e. posle zagruzki topliva i zadelki koncov. Krome togo, celostnost' zakrytyh koncov opredeljaetsja s pomoshh'ju radiografii. Mnogokratnoe obluchenie obychno proizvoditsja dlja neobhodimoj provedi vsego svarnogo shva po dline okruzhnosti. Polozhenie topliva takzhe mozhno tochno zaregistrirovat' s pomoshh'ju panoramnogo metoda. Rassmatrivaetsja takzhe ispol'zovanie cvetnoj radiografii. Sterzhni obychno ispytyvajutsja na tech' posle napolnenija geliem s pomoshh'ju mass - spektrometricheskogo techeiskatelja. Sterzhni, kotorye ne napolnjajutsja geliem, mozhno ispytyvat' metodom povyshenija ''obratnogo davlenija''. Obychnye metody zondov i ''vsasyvanija vozduha'' ispol'zujutsja v teh sluchajah, kogda zhelatel'no najti mesta techi. Ispol'zuetsja takzhe proba na obrazovanie puzyrej v kachestve deshevogo i prostogo ispytanija. Obsuzhdaetsja vopros ispol'zovanija kriptona-85 v kachestve indikatornogo gaza. (author)

  7. Integral physics data for fast-reactor design; Donnees de physique integrale intervenant dans les etudes de reacteur a neutrons rapides; Integral'nye fizicheskie dannye dlya raschetov reaktorov na bystrykh nejtronakh; Datos fisicos integrales para el diseno de reactores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Loewenstein, W B; Meneghetti, D [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    subcriticos, de las diversas magnitudes fisicas que presentan interes practico u/o teorico. Esas magnitudes fisicas caracterizan al sistema y permiten comprenderlo. Las mediciones mencionadas se refieren a la masa critica, el factor de forma del cuerpo, las razones de deteccion, los espectros neutronicos, los experimentos de sustitucion de materiales, la economia del reflector, la vida de los neutrones, el {alpha} de Rossi y otras magnitudes analogas. Los autores examinan estos datos y definen su campo de aplicacion. Demuestran que existen limites de validez para los resultados experimentales y analiticos en ciertos estudios espectrales y de criticidad. Proponen algunas investigaciones experimentales y analiticas que podrian constituir el objeto de futuros trabajos y que contribuirian a colmar la laguna entre la teoria y la experimentacion en los sistemas 'conocidos'. Al mismo tiempo, entre dichas investigaciones sugeridas se incluyen algunas tendientes a asentar sobre bases mas firmes la fisica de los modelos de reactores de potencia reproductores rapidos. (author) [Russian] Dlya sostavlennogo nedavno razdela o fizike reaktorov na bystrykh nejtronakh, kotoryj dolzhen vojti v vypuskaemoe vtoroe izdanie 'Postoyannye fiziki reaktorov', potrebovalos' sobrat' material po imeyushchimsya ehksperimental'ny m integral'nym dannym. Pri vklyuchenii v sostavlennyj razdel integral'nykh dannykh o fizike reaktorov na bystrykh nejtronakh, pomimo fakta ikh nalichiya, za osnovu byli vzyaty dva kriteriya: 1. ehti dannye polucheny iz otnositel'no prostykh sistem, kotorye pozvolyayut provodit' prostye teoreticheskie analizy; 2. slozhnye sistemy, kotorye yavlyayutsya prototipami ili modelyami, predstavlyayut osnovnoj interes dlya ehnergeticheskikh bystrykh reaktorov. Pervyj kriterij byl prinyat dlya togo, chtoby dat' perechen' integral'nykh dannykh takikh sistem, imeyushchikh ochen' obshchee primenenie dlya proverki parametrov secheniya i metodov raschetov. Vtoroj kriterij daet imeyushchiesya

  8. Production of Strontium-90 Thermal Power Sources; Fabrication de sources d'energie thermique au strontium-90; Proizvodstvo istochnikov ''teplovoj ehnergii iz Sr''9''0; Preparacion de fuentes de energia termica con estroncio-90

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cochran, J. S.; Bloom, J. L.; Schneider, A. [Martin Company, Nuclear Division, Baltimore 3, MD (United States)

    1963-11-15

    rajonakh. V ehtom smysle Sr{sup 90} priobretaet bol'shoe znachenie iz-za ego shirokoj dostupnosti, aktivnosti i toj sravnitel'noj legkosti, s kotoroj ego mozhno prevrashchat' v kompaktnye istochniki tepla. Generatory, rabotayushchie na Sr{sup 90} sluzhat v kachestve istochnikov pitaniya avtomaticheskikh meteorologicheskikh i navigatsionnykh stantsij; rassmatrivaetsya vozmozhnost' primeneniya Sr{sup 90} v kachestve istochnika ehnergii dlya dvigatelej kosmicheskikh korablej. Pri sravnitel'noj otsenke ryada strontsievykh soedinenij okazalos', chto naibolee tselesoobrazno ispol'zovat' titanat, tak kak on obladaet naibolee tsennymi svojstvami. Sr{sup 90}, otdelennyj ot drugikh produktov deleniya, ochishchaetsya do trebuemoj stepeni chistoty na predpriyatii Komissii po atomnoj ehnergii SSHA v Khehnforde i trasportiruetsya v vide karbonata v ''gorya- chuyu'' kameru(firmy ''Martin''), gde prevrashchaetsya v granulirovannyj titanat. V ehtom protsesse ispol'zuetsya distantsionnoe upravlenie, analogichnoe primenyaemomu v obychnom khimicheskom i keramicheskom proizvodstve. Granuly, zaklyuchennye v kapsuly, pomeshchayutsya v kontejnery tipa ''Khastellou C'' dlya primeneniya v ehnergeticheskikh ustanovkakh s termoehlektricheskim preobrazovaniem ehnergii. Zdes' prikhoditsya stalkivat'sya s neobychnymi ehkspluatatsionnymi problemami, tak kak bol'shie kolichestva obrabatyvaemogo Sr{sup 90} (milliony kyuri v god) obladayut strashnoj radioaktivnost'yu i sozdayut opasnost' zarazheniya. Opisano ustrojstvo prisposoblenij, oborudovaniya, kharakterizuyutsya tekhnologiya i tekhnika bezopasnosti. Opisyvayutsya dannye opyta, priobretennogo vo vremya nedavnej pererabotki pervykh 250 000 kyuri Sr{sup 90} v toplivo dlya generatora SNAP-7 (yadernaya batareya). Privodyatsya takzhe dannye po germetizatsii granul v kontejnerakh, po kalorimetrii, dezaktivatsii i metodike udaleniya otkhodov. (author)

  9. 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)

  10. Radioisotope Power Sources; Sources d'energie utilisant les radiobotopes; Radioizotopnye istochniki ehnergii; Fuentes radio isotopicas de energia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Culwell, J. P. [USAEC, Washington, D.C (United States)

    1963-11-15

    realizando investigaciones con generadores alimentados por mezclas de productos de fision. Estas seran menos costosas que los radioisotopos puros, pues se suprimen los gastos de separacion y purificacion de isotopos. En la actualidad funcionan o estan a punto de funcionar generadores termoelectricos prototipo, alimentados con estroncio-90 y cesio-137, en estaciones meteorologicas, dispositivos auxiliares de navegacion y aparatos de vigilancia de las profundidades del mar. En el espacio funcionan generadores termoelectricos de plutonio-238 como fuentes de energia electrica del satelite TRANSIT de la Marina de los Estados Unidos. Se estan construyendo asimismo generadores para los proyectos espaciales de la National Aeronautics and Space Administration de dicho pais. La elevada radiactividad inherente a las fuentes radioisotopicas de energia exige que se preste especial atencion a la seguridad de las mismas. Se han establecido rigurosas normas de proteccion y se han ejecutado ensayos muy avanzados para poder emplear estos dispositivos sin originar riesgos inaceptables. (author) [Russian] Programma ispol'zovaniya radioaktivnykh izotopov v kachestve ehnergeticheskogo syr'ya, razrabotannaya Komissiej po atomnoj ehnergii SSHA, privela k sozdaniyu sovershenno novoj tekhnologii primeneniya radioizotopov v kachestve istochnikov ehnergii v generatorakh ehlektroehnergii. Sistema radioizotopnykh ehnergeticheskikh stantsij osobenno nuzhna tam, gde vvidu krajnej otdalennosti trebuyutsya dolgovechnye, nadezhnye i malogabaritnye silovye ustanovki. Sposobnye udovletvoritel'no funktsionirovat' v tyazhelykh usloviyakh, naprimer pri dejstvii temperatur, solnechnogo sveta i ehlektromagnitnogo izlucheniya, takie ''atomnye batarei'' yavlyayutsya zamanchivymi istochnikami ehnergii dlya ustanovok, sobirayushchikh informatsiyu na rasstoyanii, dlya upravlyayushchikh sistem, dlya iskustvennykh sputnikov i drugikh kosmicheskikh ob{sup e}ktov. Radioizotopy, primenyayushchiesya v kachestve goryuchego

  11. Effect of the plutonium isotopic composition on the performance of fast reactors; Effet de la composition isotopique du plutonium sur le rendement de reacteurs a neutrons rapides; Vliyanie izotopnogo sostava plutoniya na rabotu reaktorov na bystrykh nejtronakh; Efectos de la composicion isotopica del plutonio sobre el funcionamiento de los reactores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Yiftah, S [Israel Atomic Energy Commission (Israel)

    1962-03-15

    . Dlya izuchaemykh sistem (ob{sup e}m aktivnoj zony v 800, 1.500 i 2.500 litrov, kotorye yavlyayutsya tipichnymi dlya krupnykh ehnergeticheskikh reaktorov na bystrykh nejtronakh) rezul'tat svodilsya k tomu (esli uchest' lish' rasshcheplyayushchies ya ot teplovykh nejtronov izotopy plutoniya-239 i plutoniya-241), chto chem 'gryaznee' plutonij, tem men'she kriticheskaya massa i vyshe koehffitsient razmnozheniya. Dlya reaktora s ob{sup e}mom aktivnoj zony v 1.500 l, kotoryj byl vzyat v kachestve primera, bylo takzhe najdeno, chto v metallicheskom, oksidnom i karbidnom plutonievom toplive izmenenie reaktivnosti po udaleniyu 40% natriya, kotoryj pervonachal'no prisutstvuet v aktivnoj zone, nosit bolee otritsatel'nyj kharakter (ili menee polozhitel'nyj) , kogda plutonij bolee bogat vysokimi izotopami. (author)

  12. Design and construction of a fast critical facility; Etude et construction d'un ensemble critique a neutrons rapides; Proektirovanie i sooruzhenie kriticheskoj sborki na bystrykh nejtronakh; Proyecto u construccion de un conjunto critico de neutrones rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kato, W Y; Dates, L R [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    estudiar las propiedades fisicas de los grandes reactores, altamente diluidos, de com- bustible metalico o ceramico, desprovistos de moderador o parcialmente moderados, con cuerpos de hasta 1500 l de volumen. Los autores describen detalladamente el ZPR-VI y analizan los criterios seguidos en el diseno de sus diversos componentes desde el punto de vista de la fisica de reactores. Asimismo, formulan algunas observaciones acerca de los procedimientos de explotacion y manejo del reactor, los peligros que se pueden presentar durante su funcionamiento, las tecnicas experimentales que conviene emplear y los costos de construccion. (author) [Russian] V programme razrabotki ehnergeticheskikh reaktorov na bystrykh nejtronakh kriticheskaya sborka yavlyaetsya ves'ma poleznym sredstvom dlya kontrolirovani ya vychislitel'nykh metodov, proverki sbornikov sechenij nejtronov i polucheniya vsekh parametrov reaktornoj fiziki, neobkhodimykh dlya proektirovaniya yadernoj ehnergeticheskoj sistemy. 'Poskol'ku ona yavlyaetsya prezhde vsego fizicheskoj sistemoj, proektirovanie kriticheskoj sborki stavit samo po sebe ryad trudnykh problem, ne vstrechayushchikhsya pri proektirovanii ehnergeticheskogo reaktora. Krome obychnykh voprosov, svyazannykh s mestoraspolozheniem , obolochkoj reaktora, raschetom aktivnoj zony i kontrol'no-izmeritel'nym i priborami, voznikayut takie problemy, kak dostizhenie vysokoj stepeni gibkosti, sovmestimoj s bezopasnost'yu, opredelenie razmerov i tipa ustanovki, udovletvoryayushchi kh trebovaniyam ehksperimental'noj fiziki, opredelenie chisla i razmeshcheniya reguliruyushchikh i avarijnykh sterzhnej, svodyashchikh k minimumu posledstviya vozmushchenij, i spetsifikatsiya vosproizvodimost i reguliruyushchikh sterzhnej i drugikh podvizhnykh komponentov s tem, chtoby obespechit' toch- nost', neobkhodimuyu pri izmereniyakh reaktivnosti. EHto lish' nekotorye iz problem, kotorye obsuzhdayutsya v nastoyashchem doklade, osnovannom na poslednem ehksperimente v Argonnskoj natsional

  13. The physics design of EBR-II; Physique du reacteur EBR-II; Fizicheskij raschet ehksperimental'nogo reaktora - razmnozhitelya EVR-II; Aspectos fisicos del reactor EBR-II

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Loewenstein, W. B. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    spetsifikatsiya razmerov aktivnoj zony reaktora i/ili obogashchenie topliva, znacheniya reaktivnosti dlya normal'nogo rezhima raboty i ostanovki reaktora, opredelenie rabochej temperatury i ehnergeticheskikh koehffitsientov reaktivnosti i raspredelenie ehnergii i potoka kak funktsii polozheniya v reaktore. Opisyvaetsya obshchaya problema ehkstrapolyatsii ot prostoj ideal'noj analiticheskoj ili ehksperimental'no j geometrii k fakticheskoj geksagonal'noj geometrii reaktora. YAdernye kharakteristiki, vklyuchaya vosproizvodstvo , fakticheskoj reaktornoj sistemy sravnivayutsya s yadernymi kharakteristikam i ideal'noj printsipial'noj reaktornoj sistemy. Povedenie reaktivnosti v techenie dlitel'nogo vremeni raboty i ehnergeticheskij rezhim zony vosproizvodstva reaktora opisyvayutsya v ramkakh predpolagaemogo toplivnogo tsikla i materiala zony vosproizvodstva. V doklade analiziruyutsya soobrazheniya po bezopasnosti, vklyuchaya normal'nye i anormal'nye skorosti prirosta reaktivnosti, posledstviya ozhidaemykh ehffektov reaktivnosti, osnovannye na fizicheskom povedenii splava topliva i struktury reaktora, a takzhe ehkstrapolyatsiya ehksperimentov, provedennykh na opytnom reaktore dlya izucheniya perekhodnykh protsessov TREAT, na reaktore EBR-II. Izuchaetsya problema rasplavleniya v aktivnoj zone reaktora EBR-II. (author)

  14. The Performance of Major Plant Items at Calder Hall; Fonctionnement des elements principaux de la centrale de Calder Hall; Kharakteristika osnovnykh uzlov ustanovki v Kolder-Kholle; Rendimiento de los principales elementos de la central de Calder Hall

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Desbruslais, E. L. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Seascale, Cumberland (United Kingdom)

    1963-10-15

    elementos mas importantes de la central contra danos accidentales que puedan provenir de fuentes externas. Para el generador diesel de emergencia, no parece necesario prever un arranque automatico o circuitos paralelos, si bien una centralizacion no seria superflua. (author) [Russian] V techenie svyshe shesti let bol'shaya ustanovka v Kolder-Kholle ehkspluatiruetsya kak ehnergeticheskaya ustanovka s bazovoj nagruzkoj. Na nej voznikali takie khe povrezhdeniya, kak i na obychnykh ehnergeticheskikh ustanovkakh. Vse povrezhdeniya imeli mesto v obychnoj ustanovke i ni odnogo - v samikh yadernykh reaktorakh. Opyt pokazal, chto s tochki zreniya bezopasnosti reaktory i osnovnye uzly ustanovki vmeste s privodami sistemy neobkhodimo rassmatrivat' v tselom. Ne obnaruzheno nikakikh sushchestvennykh izmenenij, kotorye by davali povod dumat' o tom, chto korpus vysokogo davleniya reaktora ili grafitovyy zamedlitel' ogranichat srok ehkspluatatsii ustanovki. Asimmetrichnoe raspredelenie temperatury imeet mesto vokrug vykhodnykh gazovykh truboprovodov, i v nastoyashchee vremya ehto ogranichivaet moshchnost' reaktora. Rekomenduetsya ustanovit' vnachale dopolnitel'noe kolichestvo termopar, kontrol'no-izmeritel'nye pribory dlya opredeleniya napryazheniya i obespechit' vizual'noe nablyudenie za oblastyami vysokogo napryazheniya i temperatury. V khode normal'noj ehkspluatatsii osushiteli bol'she ne primenyayutsya, i sootvetstvenno v rezul'tate ehtogo dostignuto nebol'shoe uvelichenie moshchnosti reaktora. Dastsya rekomendatsii otnositel'no periodichnosti obsledovanij teploobmennikov, osnovnykh gazovykh truboprovodov i nizhnikh uzlov. Nebol'shoe uvelichenie v proizvodstve para dostignuto v rezul'tate umen'sheniya perepuska gaza. Nebol'shie trudnosti voznikli lish' pri ehkspluatatsii tsirkulyatorov gaza tsentrobezhnogo tipa. Otmecheno nebol'shoe snizhenie proizvodstva vnachale v rezul'tate krugovogo iskreniya kommutatorov pri vysokom napryazhenii na motorakh ventilyatorov i na generatorakh