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Sample records for odinochnykh podzemnykh yadernykh

  1. Tritium in underground-water studies; Emploi du tritium dans les etudes sur les eaux souterraines; Tritij v isledovaniyakh podzemnykh vod; Empleo del tritio en el estudio de las aguas subterraneas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Alekseev, F A; Gol' bek, G R; Sojfer, V N; Vasil' eva, N A; Majdebor, V N; Sokolovskij, Eh V; Shan' gin, N N

    1962-01-15

    : infiltracion del agua a traves de los sectores mas permeables del estrato, a velocidades comprendidas entre 10 y 30 m por dia, y avance del contorno basico de agua bombeada en una parte relativamente homogenea del estrato, a una velocidad de 2 m por dia. Este ultimo desplazamiento corresponde a las velocidades (1,9 a 2,2 m por dia) calculadas teoricamente para un estrato homogeneo. Es posible evaluar cuantitativamente el flujo en los desplazamientos de ambos tipos. Se ha ideado un metodo que emplea tritio para observar la comunicacion entre las aguas presentes en los distintos sectores intercalados en el estrato productivo de una vena petrolifera. Los autores proponen un metodo nuevo para controlar la explotacion de yacimientos petroliferos gracias al tritio natural contenido en las aguas superficiales inyectadas en el estrato, tanto en el interior como en el exterior del contorno. El lento desplazamiento del contorno de yacimientos petroliferos grandes, en los que se hayan realizado pocas perforaciones, puede ser estudiado durante periodos largos (unos 10 anos). De la cantidad de tritio desintegrado que contenga el agua subyacente a 1a. capa petrolifera de un pozo en explotacion pueden deducirse los tiempos y velocidades de desplazamiento del agua de contorno con una exactitud de {+-} 1 ano. Basta un numero reducido de analisis (no mas de 300 a 500 analisis por ano en un gran yacimiento) para seguir el desplazamiento del contorno. Se ha ideado un aparato sumamente sensible para medir el tritio en las aguas superficiales con contadores contrastados llenos de liquido. La mayor parte de las organizaciones industriales puede disponer de aparatos de este tipo. (author) [Russian] Izlagaetsya razvitie metoda vodnogo indikatora s ispol'zovaniem iskusstvennogo i prirodnogo tritiya pri izuchenii dvizheniya podzemnykh vod. Ustanovleno dva vozmozhnykh tipa dvizheniya zhidkosti po plastu, protiv vody po naibolee pronitsaemym uchastkam plasta so skorostyami 10/30 m/sutki i prodvizhenie

  2. Behaviour of semiconductor nuclear-particle detectors; Comportement des semi-conducteurs comme detecteurs de particules nucleaires; Povedenie detektorov yadernykh chastits na poluprovodnikakh; Propiedades de los detectores de particulas nucleares a base de semiconductores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Walter, F J; Dabbs, J W.T.; Roberts, L D [Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

    1962-04-15

    asegurar una coleccion completa, el campo minimo necesario (en la superficie) para los fragmentos de fision seria de mas de 3 {center_dot} 10{sup 4} V/cm, frente a 2 {center_dot} 10{sup 3} V/cm para las particulas alfa en el Ge y el Si. Un estudio detallado del tiempo de elevacion del impulso en el amplificador ha puesto en claro que tanto el tiempo de relajacion como la resistencia correspondiente al material de base no purificado pueden desempenar un papel muy importante en los materiales de elevada resistividad. La memoria presenta una descripcion cuantitativa del efecto de los parametros del detector y del amplificador sobre la forma y el tiempo de elevacion de los impulsos. Se discuten las ventajas y los problemas que presenta la utilizacion de detectores de barrera superficial en varios experimentos muy especiales de alineacion nuclear realizados a baja temperatura, entre otros, referentes a las distribuciones angulares de fragmentos de fision y a la resolucion de la estructura alfa fina con estabilidad a largo plazo. Tambien se describen tecnicas de fabricacion basadas en coeficientes de dilatacion equiparados, que han permitido obtener detectores con areas activas de hasta 8 cm{sup 2}. (author) [Russian] Byli provedeny ehksperimental'nye i teoreticheskie issledovaniya povedeniya detektorov yadernykh chastits na poluprovodnikakh pri temperaturakh ot 0,2{sup o}K do 300{sup o}K. V doklade privoditsya prostaya teoreticheskaya model' povedeniya detektora, kotoraya, kak bylo ustanovleno, otrazhaet nablyudaemoe povedenie pri bol'shoj amplitude parametrov. V doklade obsuzhdaetsya vazhnost' chistoty poluprovodnikov i smeshcheniya napryazheniya v svyazi s amplitudoj impul'sa, vremenem narastaniya impul'sa i zonoj detektsii. EHmpiricheski issledovaniya shuma i ehnergeticheskogo razresheniya svidetel'stvuyut o tom, chto dlya al'fa-chastits nablyudaemaya naimen'shaya shirina pikov znachitel'no bol'she, chem ta, kotoraya ozhidaetsya na osnove ehlektricheskogo shuma

  3. Determination of the contamination of biosphere by products from nuclear test. Symposium. Opredelenie zagryaznenii biosfery productami yadernykh ispytani. Sbornik statei

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Shvedov, V P [ed.

    1959-01-01

    Topics considered in the symposium include monitoring the concentration of radioactive product in the atmosphere; the density of fall-out products; concentrations of radioactive nuclides in the air; various methods for measuring ..beta.. activity, including studies by means of ..gamma.. spectrometers; determination of the age of products by the rate of ..beta.. activity; measuring the radioactivity for the years 1955 to 1958 in the Neva River; and radiochemical analysis and dosimety of /sup 90/Sr in soil and food.

  4. Proceedings of the Tripartite Seminar on Nuclear Material Accounting and Control at Radiochemical Plants; Trudy trekhstoronnego seminara Uchet i kontrol' yadernykh materialov na radiokhimicheskikh ustanovkakh

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1999-07-01

    The problems of creation and operation of nuclear materials (NM) control and accounting systems and their components at radiochemical plants were discussed in seminar during November 2-6 of 1998. There were 63 Russian and 25 foreign participants in seminar. The seminar programme includes following sessions and articles: the aspects of State NM control and accountancy; NM control and accounting in radiochemical plants and at separate stages of reprocessing of spent nuclear fuel and irradiated fuel elements of commercial reactors; NM control and accountancy in storage facilities of radiochemical plants; NM control and accounting computerization, material balance assessment, preparation of reports; qualitative and quantitative measurements in NM control and accounting at radiochemical plants destructive analysis techniques.

  5. Use of Synthetic Polymers in Nuclear Emulsions for Fast-Neutron Dosimetry; Primenenie sinteticheskikh polimerov v yadernykh ehmul'siyakh dlya dozimetrii bystrykh nejtronov

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bradna, F. [Laboratorija Radiologicheskoj Dozimetrii Instituta Jadernykh Issledovanij CHSAN Praga, CSSR (Czech Republic)

    1967-01-15

    The paper describes the results of tests on the properties of hydrogen-enriched nuclear-track emulsions for detecting fast neutrons, which were prepared in the Radiological Dosimetry Laboratory of the Czechoslovak Academy of Sciences Nuclear Research Institute. It also compares the dosimetric characteristics of these new emulsions with those of the gelatin emulsions used up to the present. The most promising of the series of polymers synthesized in the laboratory were: (1) Polyvinylacetal of 2,4-disulphonic acid benzaldehyde (polymer No. 1); (2) The co-polymer of a-acetylaminoacrylic acid and N-vinylpyrrolidone (polymer No. 2). The author also studied the possibility of using polyvinyl alcohol solutions with a higher hydrogen content than the above polymers for saturating polymer-gelatin emulsions and for preparing from them films for use as proton radiators. Polymers No. 1 and No. 2 were tested beforehand in an ammonia emulsion. It was established that polymer No. 1 has no marked effect on the photochemical properties of the emulsions, whereas the physical and mechanical.properties of the polymer-gelatin emulsions are considerably better than those of normal gelatin emulsions. The polymers have good protective properties, and polymer No. 2; can be used even during physical ageing, since it retards this process only to a small extent. The photochemical properties of the polymer-gelatin emulsions remain practically unchanged during natural ageing, and their mechanical strength is still further increased. After these preliminary tests, polymers No.-1 and No. 2 were used as fillers for a nuclear-track emulsion, in quantities ranging from 50 to 70% of the total amount of protective colloid, the silver content of the emulsion remaining unchanged. To increase their efficiency further, the polymer-gelatin emulsions were saturated with hydrogen, which was passed through the liquid emulsion for a short period of time. When prepared, the emulsions were poured on a tri-acetate substrate 190-{mu}m thick, which was an effective proton radiator. The emulsions were irradiated with fast neutrons of fluence 1.56 x 10{sup 8} n/cm{sup 2} from an RaD-Be source. For increased efficiency of neutron detection, supplementary proton radiators such as polyvinyl alcohol (PVA), tri-acetate (T) and polyethylene (PE) of the optimum thickness were used during irradiation of the emulsion. Dosimetric analysis of the results gave the following: (1) The efficiency of detection was increased, in comparison with normal gelatin emulsions, by: (a) up to 25% when using polymers No. 1 and No. 2, depending on the degree of filling, and (b) 100% when polymer No. 1 was used in a hydrogen-saturated emulsion taken as a standard polymer-gelatin emulsion (SPGE), (2) When the optimum supplementary proton radiators (PVA, T, PE) were added to this SPGE, its detection efficiency was further increased to 330%. (author) [Russian] V dannoj rabote predlagajutsja rezul'taty ispytanij svojstv v Laboratorii radiologicheskoj dozimetrii IJaI ChSAN vodorodom obogashhennyh jadernyh jemul'sij, prednaznachennyh dlja registracii bystryh nejtronov i privoditsja sravnenie dozimetricheskih harakteristik jetih jemul'sij novogo tipa s harakteristikami do sih por ispol'zuemyh zhelatinovyh jemul'sij. Iz serii v laboratorii sintezirovannyh polimerov naibolee interesnymi okazalis': 1) olivinil'acetal' 2,4-disul'fokisloty benzaldegida (polimer N2 1); 2) sopolimer a-acetilaminoakrilovoj kisloty i N-vinilpirrolidona (polimer No 2). Otdel'no izuchalas' vozmozhnost' primenenija rastvorov polivinilovogo spirta s bolee vysokim soderzhaniem vodoroda po sravneniju s vysheukazannymi ispytannymi polimerami (No 1, No 2) dlja propityvanija polimero-zhelatinovyh jemul'sij i dlja prigotovlenija iz nego plenok v kachestve radiatora protonov. Polimery N21 i N9 2 primenjalis' predvaritel'no v ispytatel'noj ammiachnoj jemul'sii. Bylo ustanovleno, chto polimer No 1 ne okazyvaet zametnogo vlijanija na fotohimicheskie svojstva jemul'sij, odnako fiziko-mehanicheskie svojstva polimero-zhelatinovyh jemul'sij znachitel'no luchshe svojstv obychnyh zhelatinovyh jemul'sij. Polimery obladajut horoshimi zashhitnymi svojstvami i polimer No 2 prigoden dazhe v fizicheskom sozrevanii, poskol'ku on malo tormozit jetot process. V techenie estestvennogo starenija fotohimicheskie svojstva polimero-zhelatinovyh jemul'sij prakticheski ne izmenjalis' i eshhe dal'she znachitel'no povyshalas' ih mehanicheskaja prochnost'. V rezul'tate ukazannyh predvaritel'nyh opytov polimery No 1 i No 2 primenjalis' v kachestve napolnitelej jadernoj jemul'sii v kolichestve ot 50 do 70% po otnosheniju k obshhemu kolichestvu zashhitnogo kolloida, ne izmenjaja v dannoj jemul'sii soderzhanie serebra. Dlja dal'nejshego povyshenija jeffektivnosti jemul'sij polimero-zhelatinov'te jemul'sii nasyshhalis' vodorodom putem vremennogo propuskanija cherez ego zhidkuju jemul'siju. Gotovye jemul'sii nalivalis' na triacetatnuju podlozhku tolshhinoj 190 mikron, kotoraja javljaetsja v zhelaemom sluchae jeffektivnym radiatorom protonov. Jemul'sii obluchalis' bystrymi nejtronami plotnost'ju 1,56 * 108 nejtronov/sm{sup 2} ot istochnika (Ra - D - Be). S cel'ju uvelichenija jeffektivnosti registracii nejtronov, pri obluchenii jemul'sij ispol'zovalis' dobavochnye radiatory protonov tipa: polivinilovyj spirt (PVS), triacetat (T), polijetilen (PJe) optimal'noj tolshhiny. Obrabotka rezul'tatov s dozimetricheskoj tochki zrenija pokazala sledujushhie rezul'taty: 1. Po sravneniju s obychnymi zhelatinovymi jemul'sijami jeffektivnost' registracii povysilas': - do 25% v sluchae primenenija polimerov No 1 i No 2 v zavisimosti ot stepeni napolnenija; . - na 100% v sluchae primenenija polimera No 1 v vodorodom nasyshhennoj jemul'sii, prinjatoj v kachestve standarta polimero-zhelatinovoj jemul'sii (SPZhJe). 2. V sluchae primenenija optimal'nyh dobavochnyh radiatorov protonov (PVS, T, PJe) k ukazannoj jemul'sii SPZhJe, ee jeffektivnost' registrkcii povysilas' dal'she do 330%. (author)

  6. Levels of Tritium in a Variety of New Zealand Waters and Some Tentative Conclusions from these Results; Concentration du tritium dans diverses eaux de Nouvelle-Zelande et conclusions provioires tirees des resultats obtenus; Urovni tritiya v razlichnykh vodakh novoj Zelandii i predvaritel'noe zaklyuchenie po etim rezul'tatam; Concentraciones de tritio en diferentes aguas de Nueva Zelandia y conclusiones provisionales basadas en los resultados obtenidos

    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)

  7. Methodical installations for fast resource testing of reliability of electrotechnical components intended for NPP equipment; Metodicheskie ustanovki dlya uskorennykh roesursnykh ispytanij na nadezhnost ` ehlektrotekhnicheskikh komplektuyushchikh, vkhodyashchikh v sostav oborudovaniya AEhS i yadernykh ustanovok

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Shestakov, V S

    1994-12-31

    Installations for testing the electrotechnical equipment, microswitches for mechanical bend tests of cables as well as for high voltage tests of electrotechnical equipment are developed and described.

  8. Change of electric parameters of power cables for nuclear installations under separated and combined effect of radiation and humidity; Izmenenie ehlektricheskikh parametrov silovykh kabelej dlya yadernykh ustano vok pri razdel`nom i sovmestnom vozdejstvii izlucheniya i povyshennoj vlazhnosti

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Filatov, N I

    1994-12-31

    Results of an experimental investigation into the changes of insulation resistance, capacitance and tangent of force cable dielectric loss angle under separate and combined action of gamma radiation and increased humidity of the environment are presented.

  9. Effect of dose rate on irreversible changes of electric parameters of power cables for nuclear power plants; Vliyanie moshchnosti dozy na neobratimye izmeneniya ehlektricheskikh paramet rov silovykh kabelej dlya yadernykh ehnergetricheskikh ustanovok

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Filatov, N I

    1994-12-31

    Results of an experimental investigation into an irreversible change of insulation resistance, capacitance and tangent of force cable dielectric loss angle under effect of continuous gamma radiation within the certain dose range are presented. In cables with polyethylene insulation dependence of the critical dose on the dose rate in the range investigated is in the for of the function degrees with a degree index of approximately 0.7.

  10. Review of Development Status of Nuclear Superheat; Expose sur l'etat actuel des travaux concernant la surchauffe nucleaire; Obzor razrabotki voprosa o yadernykh peregrevatelyakh; Estudio de los progresos realizados en niateria de sobrecalentamiento nuclear

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Imhoff, D. H.; Pennington, R. T. [General Electric Company, San Jose, CA (United States)

    1963-10-15

    The General Electric Company has been actively engaged in development work on nuclear superheat from light-water-moderated reactors since 1959, at which time the Company-financed Superheat Advance Demonstration Experiment (SADE) produced the first nuclear superheated steam in the United States. The current status of nuclear superheat is divided into two major categories. The first is a description of the three major superheat fuel irradiation facilities used by the General Electric Company, and the second is a description of the two major development programme activities with an up-to-date review of the significant superheat development results. 1. Major development facilities: (a) A brief description is given of the Superheat Advance Demonstration Experiment (SADE) utilized in the Vallecitos Boiling Water Reactor (VBWR), with tables of operating conditions, fuel elements irradiated during the period between May 1959, and June 1962, and a discussion of significant experimental results. (b) A brief description is given of the Expanded Superheat Advance Demonstration Experiment (E-SADE) in operation in the Vallecitos Boiling Water Reactor, with tables of operating conditions, fuel elements irradiated in the E-SADE facility and a discussion of the significant development results. (c) A brief description is given of the Empire States Atomic Development Associates-Vallecitos Experimental Superheat Reactor (ESADA-VESR), list of expected operated conditions including design conditions of the initial superheat core loading, and a report on the current status of construction. 2. Major superheat development programme activities: (a) A brief description is given of the United States Atomic Energy Commission (USAEC) sponsored Nuclear Superheat Project which has been in progress at the San Jose site of the General Electric Company since July 1959 A brief description of the individual tasks is given with tables giving significant development results in the areas of superheat fuel irradiation performance, in-pile and out-of-pile uniform and localized corrosion evaluations, results from thermal superheat critical experiments, results from experimental heat-transfer testing and a brief appraisal of the economic incentives of the separate superheat reactor, integral superheat reactor, and mixed-spectrum superheat reactor design studies. (b) A brief description is given of the USAEC-Sponsored ESADA-VESR nuclear superheat fuel development programme. The development tasks, the initial core superheat fuel-element design, the range of experimental variables, and the expected results for the three-year fuel development programme are discussed. (author [French] Depuis 1959, la Societe General Electric s'occupe activement de mettre au point la surchauffe nucleaire dans les reacteurs ralentis a l'eau ordinaire. A cette epoque, le ''Superheat Advance Demonstration Experiment'' (SADE), finance par la societe, a permis d'obtenir, pour la premiere fois aux Etats-Unis, de la vapeur surchauffee par un dispositif nucleaire. Les auteurs du memoire font le point de la situation actuelle concernant la surchauffe nucleaire. Ils decrivent, dans une premiere partie, les trois principales installations de surchauffe nucleaire utilisees par la General Electric et, dans la seconde, les deux principaux programmes de recherches sur la surchauffe ainsi que les resultats les plus importants obtenus jusqu'ici dans ce domaine. 1. Principales installations pour les experiences de surchauffe: a) Breve description du SADE utilise dans le reacteur a eau bouillante de Vallecitos (VBWR), avec tableaux des conditions dans lesquelles se deroulent les experiences, et des elements combustibles irradies pendant la periode comprise entre mai 1959 et juin 1962; puis examen critique des resultats les plus importants ainsi obtenus. b) Breve description de l' ''Expanded Superheat Advance Demonstration Experiment'' (E-SADE) installe dans le reacteur de Vallecitos, avec tableaux des conditions dans lesquelles se deroulent les experiences, et des elements combustibles irradies dans l'installation; puis, examen critique des resultats les plus importants ainsi obtenus. c) Breve description de Empire States Atomic Development Associates - Vallecitos Experimental Superheat Reactor (ESADA-VESR), liste des conditions dans lesquelles on compte effectuer les experiences, notamment conception de la charg'e initiale du coeur du surchauffeur; puis, description de l'etat actuel de la construction du dispositif. 2. Principaux programmes de recherches sur la surchauffe: a) Breve description du projet de surchauffe nucleaire patronne par la Commission de l'energie atomique et en cours de realisation, depuis juillet 1959, au centre de San Jose, cree par la General Electric. Apercu des diverses taches, avec tableaux des principaux resultats obtenus en ce qui concerne le rendement du combustible nucleaire utilise pour la surchauffe, evaluations de la corrosion uniforme et localisee observee dans la pile et hors de la pile, et tableaux des resultats obtenus lors d'experiences critiques de surchauffe thermique et lors des essais experimentaux de transfert de chaleur; enfin, bref examen des avantages economiques que presentent, d'apres les etudes, les reacteurs a surchauffe separee, les reacteurs a surchauffe integree et les reacteurs a surchauffe a spectre mixte. b) Breve description du programme de mise au point des combustibles pour la surchauffe nucleaire, execute sous l'egide de la Commission de l'energie atomique par ESADA-VESR. Examen des travaux de recherche, de l'etude des elements combustibles du coeur initial, de la gamme des variables experimentales et des resultats que l'on compte obtenir de l'execution de ce programme de trois ans. (author) [Spanish] Desde 1959, la General Electric Company se ocupa activamente del desarrollo del sobrecalentamiento nuclear en reactores moderados con agua ligera. En aquel aflo, el ''Superheat Advance Demonstration Experiment'' (SADE), financiado por la citada compania, permitio obtener por vez primera en los Estados Unidos vapor sobrecalentado por medios nucleares. Los autores examinan la situacion actual en materia de sobrecalentamiento nuclear. Describen, en la primera parte de la memoria, las tres instalaciones para irradiacion de combustible con sobrecalentador empleadas por la General Electric Company, y en la segunda los dos principales programas de investigaciones acerca del sobrecalentamiento, asi como los resultados mas importantes alcanzados hasta ahora en esa esfera. 1. Principales instalaciones: a) Breve descripcion del SADE empleado en el reactor de agua hirviente de Vallecitos (VBWR), con cuadros en que figuran las condiciones de funcionamiento, los elementos combustibles irradiados entre mayo de 1959 y junio de 1962, y un examen critico de los resultados experimentales de mayor importancia. b) Breve descripcion del ''Expanded Superheat Advance Demonstration Experiment'' (E-SADE) que funciona en el reactor de agua hirviente de Vallecitos, con cuadros en que figuran las condiciones de funcionamiento, los elementos combustibles irradiados en la instalacion E-SADE, y una discusion dc los resultados mas importantes. c) Breve descripcion del ''Empire States Atomic Development Associates-Vallecitos Experimental Superheat Reactor'' (ESADA-VESR), con una lista de las condiciones de funcionamiento previstas, inclusive el diseflo de la primera carga del sobrecalentador, y examen del estado actual de la construccion del dispositivo. 2. Principales programas de investigaciones acerca del sobrecalentamiento nuclear: a) Breve descripcion del proyecto de sobrecalentamiento nuclear patrocinado por la Comision de Energia Atomica, cuya ejecucion comenzo en julio de 1959 en las instalaciones de San Jose de la General Electric Company. Se resumen los diversos problemas estudiados, con cuadros en que figuran los principales resultados obtenidos en lo que respecta al rendimiento del combustible nuclear utilizado en el sobrecalentador, evaluaciones de la corrosion uniforme y localizada, tanto en el interior como en el exterior del reactor, resultados de experimentos criticos de sobrecalentamiento termico, y de las comprobaciones experimentales de transmision de calor; por ultimo, examen sucinto de las ventajas economicas que, segun los estudios, presentan los reactores de sobrecalentador separado, los reactores de sobrecalentador integrado y los reactores con sobrecalentamiento de espectro mixto. b) Breve descripcion del programa ESADA-VESR de desarrollo de combustibles para sobrecalentamiento nuclear, patrocinado por la Comision de Energia Atomica. Examen de los trabajos de investigacion, del diseflo de los elementos combustibles de la primera carga del sobrecalentador, de la gama de variables experimentales y de los resultados previstos para el programa trienal de desarrollo del combustible. (author) [Russian] Nachinaya s 1959 goda kompaniya ''Dzheneral Ehlektrik'' aktivno zanimalas' provedeniem raboty v oblasti yadernogo peregreva na reaktorakh s zamedlitelem iz obychnoj vody. Za ehtot period v SSHA vpervye byl proizveden yadernyj peregretyj par v khode provedeniya usovershenstvovannogo demonstratsionnogo ehksperimenta s peregrevom cha ustanovke SADE. Ehtot proekt finansirovalsya kompaniej. Nyneshnee sostoyanie s yadernym peregrevom podrazdelyaetsya na dve glavnye kategorii. Pervaya yavlyaetsya opisaniem trekh osnovnykh ustanovok po oblucheniyu peregretogo topliva, ispol'zuemykh kompaniej ''Dzheneral ehlektrik'', i vtoraya - opisaniem dvukh glavnykh razrabotannykh programm deyatel'nosti, vmeste s obzorom po sostoyaniyu na segodnyashnij den' znachitel'nykh rezul'tatov razvitiya v oblasti peregreva. 1. Glavnye usovershenstvovannye ustanovki: a) Daehtsya kratkoe opisanie ehksperimenta (SADE) na Vallesitosskom reaktore s kipyashchej vodoj (VBWR), privodyatsya tablitsy ehkspluatatsionnykh uslovij, dannye o toplivnykh ehlementakh, obluchennykh v period mezhdu maem 1959 goda i iyunem 1962 goda, i itogi obsuzhdeniya znachitel'nykh ehksperimental'nykh rezul'tatov. b). Daetsya kratkoe opisanie rasshirennogo usovershenstovannogo demonstratsionnogo ehksperimenta s peregrevom (E-SADE) pri rabote Vallesitosskogo reaktora s kipyashchej vodoj, privodyatsya tablitsy ehkspluatatsionnykh uslovij, dannye o toplivnykh ehlementakh, obluchennykh na ustanovke E-SADE, i itogi obsuzhdeniya znachitel'nykh rezul'tatov prodelannoj raboty. c) Daetsya kratkoe opisanie reaktora Ehmpajr Stejts Atomik Development Assoshiejts-Vallesitos- skogo ehksperimental'nogo reaktora s peregrevom (ESAD-VESR), privoditsya spisok ozhidaemykh rabochikh uslovij, vklyuchaya konstruktsionnye usloviya pervonachal'noj zagruzki aktivnoj zony s peregrevom, i otchet o tekushchem sostoyanii stroitel'nykh rabot.

  11. Inventory Methods in a Conversion Plant; Methodes d'Inventaire dans un Etablissement de Transformation; Metody inventarizatsij na predpriyatii po pererabotke yadernykh materialov; Metodos de Inventario en una Planta de Transformacion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Billy, G. [Commissariat a l' Energie Atomique, Paris (France)

    1966-02-15

    The main purposes of the inventories are: to safeguard the interests of the Commissariat, to evaluate losses, and to check the measures taken for waste storage. On stocktaking the investigator can either carry out a physical inventory, participate in the inventory, or check the inventory. The latter method gives the best results. The stocktaking operations, preceded by a preparatory meeting to determine the methods to be applied, are carried out in two stages: the weight inventory check and the physical auditing check. Some questions arising in connection with the inventory are disputes between consignors and consignees regarding weight and content; choice of weighing equipment, waste, and evaluation of losses. Inventory methods should not differ greatly from one country to another. It would appear desirable to stress the difficulties which arise during operation and to consider jointly ways of surmounting them. (author) [French] Les inventaires ont notamment pour but de sauvegarder les interets du Commissariat, evaluer le montant des pertes, et controler les mesures prises pour le stockage des dechets. Pour le recensement, l'enqueteur peut effectuer materiellement l'inventaire, V participer, ou le verifier. Cettedernieremethodedonneles meilleurs resultats. Les operations de recensement, precedees d'une reunion preparatoire pour definir les modalites a appliquer, ont lieu en deux temps: la verification de l'inventaire ponderal, et la verification de la comptabilite physique. Les questions qui peuvent etre soulevees en cours d'inventaire sont des contestations sur le poids et les teneurs entre expediteurs et destinataires, le choix du materiel de pesee, les dechets et l'evaluation des pertes. Les methodes d'inventaire ne doivent guere differer d'un pays a l'autre. U semble preferable de souligner les difficultes qui se presentent en cours d'operation et d'etudier, en commun, les moyens qui permettent de les surmonter. (author) [Spanish] La finalidad principal de los inventarios es la de salvaguardar los intereses de la Comision, evaluar la cuantia de las perdidas y controlar las medidas adoptadas para el almacenaje de los desechos. Para el recuento de las existencias el inspector puede efectuar materialmente el inventario, participar en el o comprobarlo. Este ultimo procedimiento es el que da mejores resultados. Las operaciones de recuento, precedidas de una reunion preparatoria para fijar las modalidades, se efectuan en dos tiempos: la comprobacion del inventario ponderal y la comprobacion de la contabilidad fisica. Las cuestiones que pueden plantearse durante el inventario se refieren a las discrepancias en el peso y el contenido, la eleccion del equipo de pesada, los residuos y la evaluacion de las perdidas. Los metodos de inventario no deben diferir de un pais a otro. Parece preferible subrayar las dificultades que se presentan durante las operaciones y estudiar en comun los medios para evitarlas. (author) [Russian] Osnovnymi zadachami inventarizacii javljajutsja: sobljudenie interesov Komissariata; opredelenie razmerov poter'; kontrol' mer, prinimaemyh dlja hranenija othodov. Inspektirujushhee lico mozhet provodit' fakticheskuju inventarizaciju, uchastvovat' v nej ili proverjat' ee. Jetot poslednij metod daet nailuchshie rezul'taty. Operacii po uchetu, kotorym predshestvuet podgotovitel'noe soveshhanie dlja opredelenija sposobov ucheta, provodjatsjav dva jetapa: snachala proverjaetsja nalichie po vesu, azatemdoku mentacija. Voprosy, voznikajushhie v svjazi s inventarizaciej i kasajushhiesja vesa, soderzhanija poko- vok, vybora vesov dlja vzveshivanija, normy othodov i ocenki poter', razreshajutsja otpravite- lem i poluchatelem. Metody inventarizacii v odnom gosudarstve ne dolzhny sil'no otlichat'sja ot takovyh v drugom gosudarstve. Neobhodimo podcherknut' trudnosti, voznikajushhie v processe inven- tarizacii, i zhelatel'nost' otyskanija sovmestnyh putej ih preodolenija. (author)

  12. Economic Criteria Applied to Nuclear Materials Management; Criteres Economiques Applicables a la Gestion des Matieres Nucleaires; Ehkonomicheskie kriterii, primenyaemye pri kontrole i uchete yadernykh materialov; Criterios Economicos Aplicados a la Administracion de Materiales Nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Shelley, W. J.; Kuehn, M. N. [Mallinckrodt Chemical Works, St. Charles, MS (United States)

    1966-02-15

    The management of nuclear materials must always be subsidiary to the primary purpose of nuclear material processing, i.e. the generation of power or the production and fabrication of end products. Therefore, those responsible for management of nuclear materials must be constantly responsive to the needs of the primary production purpose and fit the required systems to the process so as to secure the needs of nuclear materials management at optimum costs. The nuclear materials management system must concern itself with careful examination of several factors that influence its costs. The control system evolved must complement the process, providing the lowest costs of personnel, analysis and minimum interruption of the operating process. The control system should be integrated with the process needs so that quantitative information derived is available promptly to those responsible for operating supervision. The recording and reporting system should generate maximum subsidiary data. It should be compatible with the systems employed by suppliers and consumers and carry wherever possible additional information connected with the batches of nuclear material. Data generated for the control of nuclear materials should only be that needed to ensure that no significant losses, theft, misappropriation or diversion occurs. Complementary data should be subject to the same rigid test of need as that applied to the nuclear material management data. Procedures, practices, personnel and techniques have been continuously reviewed and revised to ensure the highest quality of nuclear material management performance. To ensure optimum costs balanced with adequate nuclear material control needs, some general rules have been evolved. It is all-important to determine the real needs for the recording and reporting of data. Real economies are attained by the assignment of nuclear materials management, production control and cost responsibilities to a single group. Reliance must then be placed upon such personnel to accept, understand and perform the work. Such personnel selected must be thoroughly and minutely trained in the importance of their activity. Those responsible for the management of nuclear materials must be continually alert to the smallest kind of aberration in the quality and performance of the personnel, the process, the systems, procedures and techniques. Only through such alertness and willingness to revise, so as to secure improvement, does one secure the optimum balance of costs and needs. (author) [French] La gestion des matieres nucleaires doit etre subordonnee aux objectifs principaux du traitement de ces matieres, c'est-a-dire la production d'energie ou la fabrication de produits finis. Les responsables de la gestion des matieres nucleaires doivent donc tenir constamment compte des besoins de la production principale et adapter les methodes de gestion aux operations de facon a pouvoir assurer cette gestion avec un minimum de depenses. Le systeme de gestion des matieres nucleaires doit soigneusement tenir compte des divers facteurs qui influent sur son prix de revient. Il vient en complement des operations et doit entrainer le minimum de frais de personnel et d'analyse et provoquer le moins d'interruptions possible dans les operations. U doit etre integre a ces dernieres, de facon que les renseignements d'ordre quantitatif qu'il permet d'obtenir puissent etre communiques rapidement aux responsables du controle des operations. Le systeme d'enregistrement et de preparation des rapports doit fournir une quantite maximale de donnees subsidiaires. Il doit etre compatible avec les systemes utilises par les fournisseurs et les consommateurs et assurer la diffusion, partout ou cela est possible, de renseignements supplementaires concernant les lots de matieres nucleaires. Les donnees a fournir pour le controle des matieres nucleaires doivent se limiter a celles qui sont necessaires pour s'assurer qu'il n'y a pas de pertes importantes, de vols, d'erreurs d'affectation ou de detournements. Cette selection rigoureuse des donnees de gestion des matieres nucleaires en fonction de leur necessite doit etre egalement appliquee aux donnees complementaires. Les procedures, les methodes, le personnel et les procedes sont continuellement soumis a des controles pour s'assurer que la gestion des matieres nucleaires est effectuee dans les meilleures conditions possibles. Certains principes generaux ont ete definis en vue de calculer les couts au plus juste en fonction des exigences d'un controle efficace des matieres nucleaires. Il est tres important de determiner les besoins reels en ce qui concerne l'enregistrement et la presentation des donnees. On peut realiser de serieuses economies en confiant a un seul service la responsabilite de la gestion des matieres nucleaires, du controle de la production et de la determination des couts. Il faut alors faire confiance a ce personnel qui doit accepter, comprendre et assumer ces taches. Ce personnel selectionne doit recevoir une formation tres poussee et etre pleinement conscient de l'importance de ses activites. Les responsables de la gestion des matieres nucleaires doivent faire continuellement attention aux plus petites defaillances affectant la qualite et le rendement du personnel, des operations, des systemes, des'procedures et des techniques. Ce n'est qu'au prix de cette vigilance et de cette aptitude a corriger pour perfectionner que l'on peut realiser un equilibre optimal entre les couts et le service a assurer. (author) [Spanish] La administracion de materiales nucleares tiene que estar siempre supeditada a la finalidad primordial que se persigue con el tratamiento de dichos materiales, a saber, la generacion de energia o la produccion y fabricacion de productos finales. Las personas encargadas de esa administracion deben tener pues siempre presentes las necesidades de la produccion y adaptar a ese proceso los sistemas empleados a fin de poder llevar a cabo su cometido con el menor gasto posible. Al establecer un sistema de administracion de materiales nucleares hay que estudiar con sumo cuidado los diversos factores que influyen sobre su costo. El sistema de control debe complementar el proceso con costos de personal y de analisis lo mas bajos posible y con interrupciones mfnimas. Debe ajustarse a las necesidades de las operaciones de forma que los responsables de la explotacion puedan disponer sin demora de la informacion cuantitativa que proporcione. El sistema de registro e informacion debe permitir obtener el mayor numero posible de datos auxiliares. Debe ser compatible con los sistemas empleados por los proveedores y los consumidores y facilitar toda la informacion adicional posible respecto de las partidas de materiales nucleares. Solo hay que reunir los datos necesarios para poder tener la seguridad de que no se producen perdidas significativas, robos, errores de asignacion o diversiones de material. Los datos complementarios deben someterse a una rfgida prueba de necesidad, igual a la impuesta a los destinados a la administracion de los materiales nucleares. Los procedimientos, las tecnicas y el personal tienen que estar sujetos a inspeccion y revision continuas a fin de asegurar la mejor administracion posible del material. Se han establecido algunas normas generales para obtener un equilibrio entre el costo optimo y las necesidades adecuadamente establecidas del control. Es de suma importancia determinar con exactitud las necesidades reales en lo que respecta al registro y la comunicacion de los datos. Se logran considerables economias confiando a un solo grupo de personas la administracion de los materiales nucleares, el control de la produccion y la determinacion de los costos. Esas personas deben tener una conciencia muy precisa de la importancia de su mision. Los encargados de la administracion de materiales nucleares tienen que estar constantemente atentos para poder descubrir cualquier anomalia o defecto en los procedimientos, las tecnicas, el proceso de las operaciones y la forma en que el personal lleva a cabo su cometido. Esta atencion y la voluntad de corregir los. errores permitiran asegurar el equilibrio optimo de los costos y las necesidades. (author) [Russian] Kontrol' i uchet jadernyh materialov dolzhny vsegda igrat' vspomogatel'nuju rol' pri vypolnenii osnovnoj zadachi obrabotki jadernyh materialov, t.e. vyrabotki jenergii ili proizvodstva konechnyh produktov. V svjazi s jetim otvetstvennye za kontrol' i uchet jadernyh materialov dolzhny postojanno reagirovat' na nuzhdy, svjazannye s vypolneniem osnovnoj proizvodstvennoj zadachi, i prisposablivat' neobhodimye sistemy k jetomu processu s tem, chtoby osushhestvljat' kontrol' i uchet jadernyh materialov pri optimal'nyh zatratah. V svjazi s sistemoj kontrolja i ucheta jadernyh materialov neobhodimo tshhatel'no izuchat' rjad faktorov, kotorye vlijajut na ee stoimost'. Razrabotannaja sistema kontrolja dolzhna dopolnjat' proizvodstvennyj process, obespechivaja minimal'nye rashody na soderzhanie personala, analizy i minimal'nyj pereryv proizvodstvennogo processa. Sistema kontrolja dolzhna sochetat'sja s proizvodstvnnymi potrebnostjami dlja togo, chtoby poluchennaja kolichestvennaja informacija bystro postupala licam, osushhestvljajushhim kontrol' za rabotoj. Sistema registracii i vydachi svedenij dolzhna obespechivat' maksimum dopolnitel'nyh dannyh. Ona dolzhna byt' shodnoj s sistemami, kotorye ispol'zujut postavshhiki i potrebiteli, i davat', pri vozmozhnosti, dopolnitel'nuju informaciju, svjazannuju s partijami jadernogo materiala. Dannye,poluchaemye dlja kontrolja za jadernymi materialami, dolzhny byt' tol'ko takimi, kotorye neobhodimye celjah obespechenija togo, chtoby ne bylo nikakih znachitel'nyh poter', hishhenij, nezakonnogo prisvoenija ili ispol'zovanija ne po naznacheniju jadernyh materialov. Dopolnitel'nye dannye dolzhny podvergat'sja tochno takoj zhe neobhodimoj strogoj proverke, kotoroj podvergajutsja dannye, primenjaemye pri kontrole i uchete jadernyh materialov. V celjah samogo racional'nogo kontrolja i ucheta jadernyh materialov postojanno proverjali i peresmatrivali proceduru, praktiku i metody kontrolja, a takzhe kadrovye voprosy. S cel'ju obespechenija togo, chtoby optimal'nye rashody byli sbalansirovany s neobhodimymi potrebnostjami kontrolja za jadernymi materialami, byli razrabotany nekotorye obshhie pravila. Ochen' vazhno opredelit' dejstvitel'nye potrebnosti v registracii i vydache svedenij. Dejstvitel'naja jekonomija dostigaetsja za schet vozlozhenija na odnu gruppu otvetstvennosti za kontrol' i uchet jadernyh materialov, za proizvodstvennyj kontrol' i rashody. Takomu personalu nuzhno okazyvat' doverie. Uchityvaja vazhnost' raboty, jetot personal dolzhen projti tshhatel'nuju podgotovku. Lica, nesushhie otvetstvennost' za kontrol' i uchet jadernyh materialov, dolzhny postojanno sledit' za malejshimi otklonenijami ot norm povedenija i harakteristik personala, za normal'nym ispol'zovaniem processov, sistem, procedur i metodov. Tol'ko blagodarja takomu otnosheniju i zhelaniju proizvodit' peresmotr v celjah uluchshenija, mozhno dobit'sja optimal'nogo sbalansirovanija rashodov i potrebnostej. (author)

  13. Atomic Transport Problems of Interest in Nuclear Systems; Problemes de Transport Atomique Presentant un Interet dans les Systemes Nucleaires; Problemy perenosa atomov, predstavlyayushchie interes v yadernykh sistemakh; Problemas de Transporte Atomico de Interes para la Ingenieria Nuclear

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lundy, T. S.; Winslow, F. R. [Oak Ridge National Laboratory, TN (United States)

    1966-02-15

    Several problems encountered in the application of basic diffusion data to systems of practical interest such as those encountered in nuclear engineering will be discussed. These problems will include isothermal diffusion experiments, thermal gradient diffusion and radiation effects on diffusion processes. Most of the reliable information on diffusion in solids has been obtained from cases where there is essentially no concentration gradient of the diffusing species. In systems of interest to nuclear engineers, however, concentration gradients are almost invariably present. Thus, a working knowledge of the relation between self- and chemical-diffusion coefficients is necessary in order to estimate the proper coefficients to use in a given situation. Knowledge of thermodynamic activity coefficients as functions of compositions is necessary additional information. Recently it has been clearly demonstrated that indiscriminate use of an Arrhenius-type expression to describe the temperature dependence of diffusion data may lead to large errors in the prediction of diffusion coefficients. The ramifications of this finding will be discussed with emphasis on refractory, body-centred cubic systems. We have studied, both theoretically and experimentally, the effect of a thermal gradient on the redistribution of substitutional impurities in a metal. Such work has led to an increased appreciation of the importance of this effect in systems of interest in the nuclear field. The enhancement of diffusion by radiation fields remains a problem of justified interest. We have made the first successful direct measurements of the effect of fast-particle bombardment on diffusion in a metal. Our results correlate well with predictions based on a model of the annihilation of excess point defects (vacancies and interstitials) by three mechanisms - migration to homogeneously-distributed fixed sinks such as dislocations, migration to a free surface, and recombination of defects. (author) [French] Les auteurs discutent plusieurs problemes qui surgissent lorsqu'on veut appliquer les constantes fondamentales de diffusion a des systemes presentant un interet pratique, notamment a ceux que l'on rencontre dans le genie nucleaire. Ces problemes comprennent des experiences de diffusion isotherme, la diffusion sous gradient thermique et les effets de rayonnements sur les processus de diffusion. La plupart des donnees dignes de foi sur la diffusion dans les solides ont ete obtenues a partir de cas dans lesquels il n'y avait essentiellement pas de gradient de concentration des especes diffusantes. Toutefois, dans les systemes qui presentent un interet pour les specialistes du genie nucleaire, il y a presque invariablement des gradients de concentration. C'est pourquoi il faut avoir une connaissance pratique de la relation entre les coefficients d'autodiffusion et de diffusion chimique pour pouvoir determiner les coefficients applicables dans chaque cas d'espece. En outre, il faut egalement connaitre les coefficients d'activite thermodynamique en fonction de la composition. Recemment, il a ete clairement demontre qu'il est dangereux d'utiliser aveuglement une expression d'Arrhenius pour decrire les variations de la diffusion selon la temperature, car cela peut entrainer des erreurs considerables dans le calcul theorique des coefficients de diffusion. Les auteurs discutent les consequences qui en decoulent, particulierement pour les systemes cubiques centres refractaires. Ils ont etudie, tant theoriquement qu'experimentalement, l'effet d'un gradient thermique sur la distribution des impuretes de substitution dans un metal. Ces travaux ont permis de mieux apprecier l'importance de cet effet dans des systemes presentant un interet du point de vue nucleaire. L'accroissement de la diffusion par les champs de rayonnements demeure toujours un probleme d'un interet reel. Les auteurs ont fait les premieres mesures directes de l'effet du bombardement par des particules rapides sur la diffusion dans un metal. Leurs resultats sont en bon accord avec les calculs theoriques fondes sur un modele de 1)annihilation de l'excedent de defauts ponctuels (lacunes et interstices) par trois mecanismes, savoir la migration vers des puits fixes dont la distribution est homogene tels que les dislocations, la migration vers une surface libre et la recombinaison de defauts. (author) [Spanish] Se analizan en la memoria varios problemas encontrados al aplicar los datos basicos sobre difusion a sistemas de interes practico para la ingenierfa nuclear. Estos problemas se refieren a experimentos de difusion isotermica, difusion por gradiente termico y efectos de la radiacion sobre los procesos de difusion. La mayor parte de la informacion fidedigna sobre la difusion en solidos proviene de casos donde no existe, en esencia, gradiente alguno de concentracion de las especies que se difunden. Los sistemas que interesan a los ingenieros nucleares, en cambio, presentan casi invariablemente gradientes de concentracion. Asf, pues, para evaluarlos coeficientes adecuados es necesario contar con un conocimiento practico de la relacion existente entre los coeficientes de autodifusiOn y de difusion quimica. Ademas, es preciso conocer los coeficientes de actividad termodinamica como funciones de la composicion. Recientemente se ha demostrado sin lugar a dudas que el uso indiscriminado de una expresion del tipo de la de Arrhenius para describir la manera en que los datos de difusion dependen de la temperatura, puede introducir graves errores en el calculo de los coeficientes de difusion. Se analizan en la memoria las consecuencias de ese hecho, haciendo especial hincapie en los sistemas cubicos centrados en el cuerpo/ del tipo refractario. Los autores han estudiado teorica y experimentalmente el efecto de un gradiente termico sobre la redistribucion de impurezas sustitutivas en un metal. Ese trabajo ha contribuido a un mejor conocimiento de la importancia de este efecto en los sistemas de interes en la esfera nuclear. El fomento de la difusion por los campos de radiacion sigue siendo un problema de justificado interes. Los autores han hecho las primeras mediciones directas del efecto que el bombardeo con particulas rapidas ejerce sobre la difusion en un metal. Los resultados guardan una correlacion satisfactoria con los pronosticos basados en un modelo de la aniquilacion de los defectos puntiformes (huecos e intersticios) excesivos en virtud de tres mecanismos: migracion hacia trampas fijas y homogeneamente distribuidas tales como dislocaciones, migracion hacia una superficie libre, y recombinacion de defectos. (author) [Russian] Obsuzhdajutsja nekotorye problemy, voznikajushhie pri ispol'zovanii osnov- nyh dannyh otnositel'no diffuzii v sistemah, predstavljajushhih prakticheskij interes, napri- mer v sistemah, vstrechajushhihsja v jadernoj tehnike. V chislo jetih problem vkljucheny jeksperi- menty v oblasti izotermicheskoj diffuzii, problemy diffuzii temperaturnogo gradienta i vlijanija radiacii na processy diffuzii. Bol'shaja chast' nadezhnoj informacii otnositel'- no diffuzii v tverdyh telah poluchena v teh sluchajah, kogda po sushhestvu gradient koncen- tracii diffundirujushhih obrazcov otsutstvuet. V sistemah, predstavljajushhih interes dlja inzhenerov-atomnikov, odnako, gradienty koncentracii pochti vsegda prisutstvujut. V svja- zi s jetim neobhodimy rabochie znanija po voprosu o svjazi mezhdu kojefficientami samodiffu- zii i himicheskoj diffuzii, chtoby dat' ocenku sootvetstvujushhih kojefficientov s cel'ju ispol'zovanija v opredelennoj situacii. Znanie kojefficientov termodinamicheskoj aktivnosti kak funkcii struktury predstavljaet soboj neobhodimuju dopolnitel'nuju informaciju. Nedavno bylo jasno pokazano, chto pri nediskriminacionnom primenenii vyrazhenija tipa Arheniusa dlja opisanija temperaturnoj zavisimosti dannyh otnositel'no diffuzii mozhno dopu- stit' znachitel'nye oshibki v predskazanii kojefficientov diffuzii. Obsuzhdajutsja varianty jetogo vyvoda s uporom na refrakcionnye ob{sup e}mno-centrirovannye kubicheskie sistemy . Izuchalis' teoreticheski i jeksperimental'no voprosy vlijanija temperaturnogo gradienta na pereraspre- delenie sushhestvennyh primesej v metalle. Rezul'taty priveli k bolee vysokoj ocenke vazhnosti jetogo jeffekta v sistemah, predstavljajushhih interes v oblasti atomnoj jenergii. Usilenie diffuzii radiacionnymi poljamijeto po-prezhnemu problema, interes k koto- roj opravdan. Provedeno pervoe uspeshnoe neposredstvennoe izmerenie stepeni vlijanija bombardirovki bystrymi chasticami na velichinu diffuzii v metalle. Poluchennye rezul'- taty horosho soglasujutsja s predpolozhenijami, osnovannymi na modeli annigiljacii izbytochnyh defektov (vakansii i vnedrennye atomy) s ispol'zovaniem treh mehanizmov migracija v gomogenno raspredelennye fiksirovannye rakoviny, naprimer dislokacii, migracija na svobodnuju poverhnost' i rekombinacija defektov. (author)

  14. The Management of Nuclear Materials in a Research Establishment; Gestion des Matieres Nucleaires dans un Centre de Recherche; Uchet yadernykh materialov v nauchno-issledovatel'skom uchrezhdenii; Administracion de Sustancias Nucleares en un Centro de Investigaciones

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wright, W. J.; Hocking, D. R. [Australian Atomic Energy Commission Research Establishment, Lucas Heights, NSW (Australia)

    1966-02-15

    The functions of a nuclear materials management scheme are reviewed in relation to the activities of research establishments. Since these activities are normally non-repetitive, there is little opportunity to establish statistical quality and quantity control. The risks of an error in the material accounts must therefore be established from relatively few analytical measurements and the implications of this are discussed. Similar arguments are applied to illustrate the difficulties of quality control on suppliers when a large variety of materials are being purchased in small quantities. (author) [French] Les auteurs examinent le role d'un systeme de gestion des matieres nucleaires applique aux activites des centres de recherche. Comme ces activites ne sont normalement pas appelees a se repeter, il n'est guere possible d'organiser un controle statistique quantitatif et qualitatif. Il faut donc determiner les possibilites d'erreurs dans la comptabilite matieres en s'appuyant sur un nombre relativement restreint de mesures analytiques et les auteurs examinent les conclusions a tirer de cette situation. Ils recourent a une argumentation analogue pour illustrer les difficultes inherentes au controle de la qualite des matieres livrees par les fournisseurs lorsqu'il doit porter sur une grande diversite de matieres en petites quantites. (author) [Spanish] Los autores examinan el funcionamiento de un sistema de administracion de materiales nucleares en relacion con las actividades de los centros de investigaciones. Como estas actividades son por lo comun muy diversas, hay pocas oportunidades de establecer un control estadistico de la calidad y la cantidad. Por ello es necesario determinar los riesgos de error en la contabilidad de los materiales partiendo de un numero relativamente reducido de mediciones analiticas; en la memoria se examinan las consecuencias de este hecho. Los autores aplican razonamientos analogos para poner de manifiesto las dificultades con que, en el control de la calidad, tropiezan los suministradores cuando se compran pequenas cantidades de materiales muy diversos. (author) [Russian] Daetsja obzor funkcij sistemy ucheta jadernyh materialov v svjazi s dejatel'nost'ju nauchno- issledovatel'skih uchrezhdenij. Poskol'ku opyty s jadernymi materialami obychno ne povtorjajutsja, vozmozhnosti usta- novlenija statisticheskogo kachestvennogo i kolichestvennogo kontrolja ochen' neveliki. Pojetomu risk oshibki pri uchete materiala dolzhen ustanavlivat'sja, ishodja iz otnositel'no malogo kolichestva analiticheskih izmerenij. Izlagajutsja svjazannye s jetim momenty. Analogichnye dovody ispol'zujutsja dlja illjustracii trudnosti kachestvennogo kontrolja pri pokupke raznoobraznyh materialov v nebol'shih kolichestvah. (author)

  15. Case Study in Internal Audit of Nuclear Material; Etude d'un Systeme de Verification Comptable Interne des Matieres Nucleaires; Izuchenie primera organizatsii vnutrennego ucheta yadernykh materialov na predpriyatii; Estudio de la Fiscalizacion Interna de los Materiales Nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kops, S. [United States Atomic Energy Commission, Argonne, IL (United States)

    1966-02-15

    The general need for the internal audit function and the basic principles of management underlying this need are briefly discussed. The size, complexity and degree of centralization, or decentralization, are usually the main factors in determining the need for a conventional internal audit. Here, the more specialized needs and characteristics of an internal audit peculiar to an organization handling source or special fissionable material (nuclear material) are discussed and contrasted with an audit of the standard type. The necessity of a special audit, because of the high monetary and strategic value, is demonstrated. Planning the internal audit within a production plant is discussed in detail. This includes the rationale of timing the review together with the records and physical inventory to be tested and verified. Quality and types of professional skills of the personnel to be used in internal audit are also discussed. A qualified statistical plan in choosing the items to be tested is discussed. The application of the plans in the actual performance of the internal audit are described in detail. Possible variances from a recognized norm and possible approaches to audit resolution are discussed. Although in many other manufacturing situations there are variations in the methods of verifying inventories without physically doing so, the necessity for physically testing inventories of nuclear material is demonstrated. The various means of reporting the results of the internal audit are presented. The needs of individual groups within the organization are considered in determining the format of the report, as well as the basic content. Distribution of the report and its variations are discussed. (author) [French] L'auteur etudie brievement la necessite de la verification comptable interne en general, et les principes essentiels de gestion auxquels repond cette necessite. La taille de l'installation, la complexite et le degre de centralisation ou de decentralisation sont generalement les principaux facteurs a considerer lorsque l'on veut determiner s'il y a lieu d'etablir un systeme classique de verification comptable interne. L'auteur analyse les besoins et les caracteristiques d'un systeme de verification comptable interne dans le cas particulier d'une organisation qui manipule des matieres brutes ou des produits fissiles speciaux (matieres nucleaires), en les confrontant a ceux d'un systeme de verification classique. Il montre comment, etant donne le prix eleve et la valeur strategique des matieres, il est necessaire d'etablir un systeme special de verification comptable. Le memoire etudie en detail l'organisation du systeme de verification comptable interne dans une installation produisant des matieres nucleaires; il indique notamment comment fixer la date des controles et comment proceder a la verification des livres et inventaires. Il indique egalement la competence et les qualifications professionnelles que doit avoir le personnel charge de la verification comptable, ainsi que les considerations d'ordre statistique a appliquer pour determiner les donnees qui devront faire l'objet d'une verification. Le memoire decrit de facon detaillee la maniere dont ces dispositions sont appliquees dans la pratique de la verification comptable interne. Il indique les modifications qui peuvent etre apportees aux normes etablies ainsi que les differentes manieres d'envisager le probleme de la verification des comptes et montre que, s'il est possible dans le cas d'autres fabrications de proceder simplement a une verification comptable des stocks, il est necessaire dans l'industrie nucleaire de proceder effectivement a l'inventaire materiel du stock. Le memoire presente les divers moyens utilises pour communiquer les resultats de la verification interne. La presentation du rapport comptable et sa teneur sont determinees en fonction des besoins des differents services. Le memoire indique les diverses manieres dont le rapport comptable peut etre distribue. (author) [Spanish] En la memoria se estudian brevemente la necesidad general de la fiscalizacion interna y los principos basicos de administracion en que se apoya. Por lo comun, los factores que hacen necesaria la fiscalizacion interna de tipo corriente son la amplitud, la complejidad y el grado de centralizacion o descentralizacion. El autor analiza las necesidades mas especiales de fiscalizacion interna de las organizaciones que operan con materiales basicos nucleares y materiales fisionables especiales, expone sus caracteristicas peculiares y las compara con las de la fiscalizacion de tipo corriente. Demuestra la necesidad de esa fiscalizacion especial subrayando el elevado valor monetario y el interes estrategico de los materiales nucleares de que se trata. A continuacion, se analiza detalladamente un plan de fiscalizacion interna para una planta de produccion; ese analisis incluye los factores que determinan la frecuencia de las revisiones y los registros e inventarios fisicos que es necesario comprobar y verificar. Tambien se analizan las cualidades y las condiciones profesionales que ha de reunir el personal encargado de las funciones de fiscalizacion interna. Se expone un plan estadistico para seleccionar los rubros que deben comprobarse. Se describe detenidamente la aplicacion de los planes en las operaciones practicas de la fiscalizacion interna. Se comparan posibles variantes de una norma reconocida y posibles maneras de enfocar la fiscalizacion. Aunque en muchas otras circunstancias o situaciones industriales existen variantes de los metodos que permiten una verificacion de las existencias sin necesidad de proceder materialmente a ella, en la memoria se demuestra que es necesario comprobar fisicamente las existencias de materiales nucleares. Se indican las diversas maneras de informar sobre los resultados de la fiscalizacion interna. Al determinar la extension de los informes y su contenido fundamental se consideran las necesidades de los diversos grupos dentro de la organizacion; se discute, ademas, la cuestion de la distribucion de las informaciones. (author) [Russian] Kratko obsuzhdajutsja obshhaja potrebnost' v organizacii vnutrennej proverki nalichija jadernyh materialov na predprijatii i osnovnye principy administrativno- hozjajst vennogou ch eta. Pri opredelenii potrebnosti v organizacii obychnogo vnutrennego ucheta glavnymi faktorami javljajutsja: razmer predprijatija, ego slozhnost' i stepen' centrali- zacii ili decentralizacii. Obsuzhdajutsja i protivopostavljajutsja vnutrennemu uchetu obych- nogo tipa bolee special'nye trebovanija i osobennosti vnutrennego ucheta, prisushhie predpri- jatiju, raspolagajushhemu radioaktivnymi istochnikami ili special'nymi rasshhepljajushhimisja materialami (jadernymi materialami). Vvidu vysokoj denezhnoj stoimosti i strategicheskoj vazhnosti materialov dokazyvaetsja neobhodimost' organizacii osoboj vnutrennej proverki. Podrobno obsuzhdaetsja planirovanie organizacii vnutrennej proverki na proizvodst- vennom predprijatii. Pomimo vedenija uchetnyh dokumentov i fakticheskoj proverki nalichija materialov, podlezhashhih proverke i vyjavleniju, ob{sup j}asnjajutsja soobrazhenija, lezhashhie v osno- ve ustanovlenija srokov obsledovanij. Obsuzhdajutsja takzhe kvalifikacii i kategorii specia- listov, kotorye dolzhny byt' privlecheny k vypolneniju funkcij vnutrennej proverki. Obsuzhdaetsja konkretnyj statisticheskij plan vybora ob{sup e}ktov dlja ispytanij i prob. Podrobno opisyvaetsja primenenie takih planov k fakticheskomu provedeniju vnutrennej proverki. Obsuzhdajutsja vozmozhnye othody ot obshheprinjatyh norm i vozmozhnye podhody k resheniju problemy. Hotja na mnogih promyshlennyh predprijatijah obychnogo tipa i sushhest- vujut razlichnye metody proverki nalichija materialov bezfizicheskogo ih obsledovanija, dokazyvaetsja neobhodimost' fizicheskogo obsledovanija nalichija jadernyh materialov. Opisyvajutsja razlichnye sposoby predstavlenija otchetovorezul'tatah vnutrennej proverki. Pri opredelenii formy predstavlenija otchetov i ih soderzhanija uchityvajutsja potrebnosti raznyh otdelov predprijatija. Obsuzhdaetsja shema rassylki otchetov i ih vozmozh- nye varianty. (author)

  16. Reactor Radiation Loops as Large Gamma Sources; Boucles d'irradiation des reacteurs nucleaires utilisees comme sources gamma intenses; Radiatsionnye kontury yadernykh reaktorov kak moshchnye gamma-istochniki; Empleo de circuitos de irradiacion de los reactores como fuentes gamma de gran intensidad

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ryabukhina, Yu. S.

    1963-11-15

    Since 1957, study and research on the' production of radiation loops has been going on in the Soviet Union. Methods for calculating such systems were worked out and the possibilities of various gamma carriers examined. Indium alloy loops, liquid at room temperature, were first selected for practical experiment. The behaviour of two eutectic indium alloys was studied in relation to certain constructional materials and at the beginning of 1960 the first test indium-gallium loop was operated. Further work led to the installation of a model indium-gallium loop in the IRT reactor of the Georgian SSR Academy of Sciences with an irradiation source activity of 100 g Ra equivalent and a test In-Ga-Sn loop in a channel of the IRT reactor at the Institute of Atomic Energy, USSR Academy of Sciences. Finally in 1962, a pilot In-Ga-Sn loop for semi-industrial radiation processes was put into service in the IRT reactor of the Latvian SSR Academy of Sciences; its maximum irradiation source activity was 30 000 g Ra equivalent. The paper has the following sections: (1) ''Radiation loop calculation'', summarizing the work done on the computation techniques involved. (2) ''A model In-Ga radiation loop for the IRT-2000 reactor in Tbilisi'', describing the loop in operation. (3) ''An In-Ga-Sn radiation loop for the Latvian SSR Academy of Sciences IRT Reactor'', describing the loop in operation. (4) ''Possibilities of further radiation loop development'', describing experiments and systems and giving calculations on the basis of which it is considered possible to build hard manganese and mobile liquid indium-alloy loops. (author) [French] Depuis 1957, on execute en Union sovietique des travaux en vue d'etudier et de construire des boucles d'irradiation. On a elabore des methodes permettant de les calculer et d'examiner les possibilites offertes par differents emetteurs gamma. Le choix a porte tout d'abord sur les boucles utilisant des alliages liquides d'indium a la temperature ambiante. On a etudie le comportement de deux alliages eutectiques de l'indium en presence de certains materiaux de construction; la premiere installation a ndium-gallium est entree en service au debut de 1960. Des travaux ulterieurs ont permis d'equiper le reacteur IRT de l'Academie des sciences de Georgie d'une boucle modele permettant d'obtenir dans le.canal d'irradiation une activite maximum equivalent a environ 100 g de radium, et d'installer une boucle d'essai a indium-gallium-etain dans le canal du reacteur IRT appartenant a l'Institut de l'energie atomique de l'Academie des sciences de l'URSS. Enfin, en 1962, une boucle a indium - gallium - etain a ete mise en service dans le reacteur IRT de l'Academie des sciences de Lituanie, en vue d'executer des irradiations a une echelle semi-industrielle. Son activite maximum atteignait, dans le dispositif d'irradiation, un niveau equivalent a 30 000 g de radium. Le memoire se compose des quatre parties suivantes: 1. ''Calcul des boucles d'irradiation''; les auteurs generalisent les resultats des travaux sur les methodes de calcul des boucles d'irradiation. 2. ''Modele d'une boucle d'irradiation a indium-gallium pour le reacteur IRT-2000 de Tbilisi''; les auteurs decrivent le fonctionnement de la boucle. 3. ''Boucle d'irradiation a indium-gallium-etain du reacteur nucleaire IRT de l'Academie des sciences de Lituanie''; les auteurs decrivent le fonctionnement de la boucle. 4.

  17. Factorization of secondary particle multiplicities in nucleus-nucleus collisions at energy of some GeV on the projectile nucleon; Faktorizatsiya mnozhestvennostej vtorichnykh chastits v yadro-yadernykh soudareniyakh pri ehnergii neskol`ko GehV na nuklon snaryada

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Basova, E S; Zhumanov, A; Nasrullaeva, Kh; Nasyrov, Sk Z; Petrov, N V; Sadykov, N O; Svechnikova, L N; Trofimova, T P; Tuleeva, U I; Tursunov, B P

    1992-03-01

    The nuclear photographic emulsion method was used to study multiplicity of secondaries in interaction of some GeV on nucleon of {sup 132} Xe nucleus with photoemulsion. The formulas suggested describing the experimental data of normalized, mean and specific secondary particle multiplicity in nucleus-nucleus collisions at given energy. These formulas have evidence for the factorization of mean and specific multiplicities relatively the target and projectile nucleus mass number. (author). 10 refs., 5 figs., 4 tabs.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

    One of tile most significant problems that will face investors, managers and operators in nuclear activities and especially in the field of commercial nuclear power, will be the proper control of a nuclear materials inventory that will exceed US $5000 million in value by 1980. Special nuclear materials are expensive when compared to most materials of commerce, e.g. US prices for 90% enriched uranium and 3% enriched uranium as hexafluoride, and for heavy water are $10 808, $254 and $61.60 per kg, respectively. Moreover, in many cases these materials are subjected because of health and safety requirements to special governmental controls not directly related to their monetary value. Despite the high monetary values assigned to these materials, they are destined to be used in large quantity, e.g. some 50- 75 t of 3% enriched material will be used in 500-MW light-water-moderated reactor, and perhaps the equivalent of 200 to 300 reactors of such size will be in operation throughout the world by 1980. Past experience has resulted in the development of special procedures and practice for the commercial control of the large quantity, lower-value materials such as coal or iron ore and for the small quantity, higher value materials such as the precious metals. While they have like prices, special nuclear materials are different in kind and will be handled in quantities much greater than the precious metals. However, while special techniques or special adaptations of old techniques may be necessary, proper use of various established inventory control practices should be sufficient in most cases to protect adequately the investment of nations and individuals in these expensive materials. This paper establishes criteria for materials control. It specifically considers the appropriateness of various techniques of inventory control ranging from annual balancing of book records of receipts and shipments through detailed daily physical inventory in the light of the specific value and the total inventory of these special nuclear materials. A matrix of solutions to the management and inventory control of special nuclear materials will be presented. The multiplicity and relative effectiveness of varied techniques at key stages of the materials supply, utilization and recovery are assessed. (author) [French] L'un des plus importants problemes qui, dans le domaine nucleaire et notamment dans l'exploitation commerciale de l'energie d'origine nucleaire, se posera aux societes d'investissement, aux directeursetaux exploitants est celui du controle efficace de l'inventaire des matieres nucleaires dont la valeur depassera, d'ici 1980, 5 milliards de dollars des Etats-Unis. Comparativement a la plupart des matieres utilisees commercialement, les matieres nucleaires speciales sont couteuses; aux Etats-Unis par exemple, l'uranium enrichi a 90%, l'uranium enrichi a 3% sous forme d'hexa- fluorure et l'eau lourde coutent respectivement 10808 dollars, 254 dollars et 61,60 dollars le kilo. En outre, ces matieres sont frequemment soumises, pour des raisons de protection sanitaire et de securite, a des controles gouvernementaux speciaux sans rapport direct avec leur valeur monetaire. En depit de leur prix eleve, ces matieres sont destinees a etre utilisees en grandes quantites; par exemple, on utilisera de 50 a 75 t de combustible enrichi a 3{sup o}{r_brace}o dans un reacteur de 500 MW modere a l'eau ordinaire et 200 a 300 reacteurs de cette puissance fonctionneront vraisemblablement dans le monde en 1980. L'experience acquise a permis la mise au point et l'application de methodes speciales pour le controle commercial de grandes quantites de matieres de faible valeur comme le charbon ou le minerai de fer ou de petites quantites de matieres de grande valeur comme les metaux precieux. Tout en ayant des prix comparables a ces derniers, les matieres nucleaires speciales sont de nature differente et seront utilisees en quantites beaucoup plus importantes que les metaux precieux. Bien qu'il puisse etre necessaire de prevoir des methodes speciales ou d'adapter des techniques anciennes, il devrait toutefois suffire dans la plupart des cas d'utiliser de facon appropriee les differentes methodes d'inventaire bien connues pour assurer la protection des investissements des gouvernements et des particuliers dans l'exploitation de ces matieres couteuses. Les auteurs du memoire definissent les criteres a utiliser pour le controle des matieres nucleaires. Ils etudient notamment l'applicabilite de differentes methodes d'inventaire: pointage annuel des registres des matieres recues et expediees, inventaire quotidien et detaille des matieres elles-memes en tenant compte de leur valeur specifique, et inventaire general de ces matieres nucleaires speciales. Les auteurs presentent des solutions types permettant de gerer les matieres nucleaires speciales et de proceder a leur inventaire. Ils procedent a une evaluation de l'efficacite relative des multiples methodes applicables aux stades importants de la fourniture, de l'utilisation et de la recuperation des matieres nucleaires. (author) [Spanish] Uno de los problemas mas importantes que deberan resolver las personas que finanzan, administran o desarrollan actividades relacionadas con los procesos nucleares, especialmente en la esfera de la produccion comercial de energia nucleoelectrica.sera el que plantea el control adecuado de los materiales nucleares, cuyo valor en 1980 excedera de 5000 millones de dolares de los Estados Unidos. Los materiales nucleares especiales son caro': en los Estados Unidos, por ejemplo, el uranio enriquecido al 90%, el hexafluoruro de uranio enriquecido al 3% y el agua pesada cuestan, respectivamente, 10 808, 254 y 61,60 dolares el kg. Ademas, por motivos sanitarios y de seguridad, esos materiales estan en muchos casos sometidos por parte de las autoridades a un control especial sin relacion directa con su valor monetario. Pese a su elevado precio, los materiales nucleares se emplearan en grandes cantidades: basta senalar que un reactor de 500 MW, moderado por agua ligera, necesitara de 50 a 75 toneladas de material enriquecido al 3% y que es probable que en 1980 funcionen en el mundo de 200 a 300 reactores de esta potencia. La experiencia ha permitido elaborar procedimientos y practicas especiales para el control comercial de grandes cantidades de materiales baratos, como el carbon o el mineral de hierro, y de pequenas cantidades de materiales caros, como los metales preciosos. Aunque sus precios son similares a los de estos ultimos, los materiales nucleares especiales son de distinta clase y se utilizaran en cantidades mucho mayores. De todas formas, aunque quiza sea necesario recurrir a tecnicas especiales o adaptar tecnicas antiguas, en la mayoria de los casos bastara utilizar convenientemente los procedimientos ya conocidos de control de las existencias para proteger en forma adecuada las inversiones nacionales o individuales en esos materiales tan caros. En la memoria se exponen algunos criterios para el control de los materiales. Se estudian especialmente las tecnicas de control de las existencias (desde el balance contable anual hasta el inventario ffsico efectuado a diario) que resultan mas apropiadas dado el valor especffico y la cantidad total de los materiales nucleares especiales. Se presenta una matriz de soluciones para la administracion y el control de esas existencias. Se evalua la multiplicidad y la eficacia relativa de diversas tecnicas en momentos decisivos del suministro, el empleo y la regeneracion de los materiales. (author) [Russian] Odnoj iz samyh vazhnyh problem, s kotoroj stolknutsja predprinimateli, rukovoditeli i operatory v oblasti atomnoj jenergii, i osobenno v oblasti promyshlennoj jadernoj jenergetiki, javljaetsja ustanovlenie nadlezhashhego kontrolja inventarizacii jadernyh materialov, stoimost' kotoryh k 1980 godu prevysit 5 mlrd. doll. SShA. Special'nye jadernye materialy dorogi po sravneniju s bol'shinstvom promyshlennyh materialov, naprimer v SShA ceny na uran 90%-go obogashhenija i na uran 3%-go obogashhenija v vide shestiftoristogo urana i na tjazheluju vodu sostavljajut so otvetstvenno 10 808, 254 i 61,60 doll. SShA za 1 k g . Bolee togo, vo mnogih sluchajah jeti materialy, kak togo trebu- et ohrana zdorov'ja i tehnika bezopasnosti, nahodjatsja pod special'nym pravitel'stvennym kontrolem, ne svjazannym neposredstvenno s ih denezhnoj stoimost'ju. Nesmotrja na bol'shuju stoimost' jetih materialov, predusmatrivaetsja primenjat' ih v bol'shom kolichestve; napri- mer, v reaktore s vodnym zamedlitelem moshhnost'ju 500 mgvt budet ispol'zovano priblizi- tel'no 50 - 75 t materiala 3%-go obogashhenija, i, verojatno, vo v s em mire k 1980 godu moshhnost' reaktorov, nahodjashhihsja v jekspluatacii, budet jekvivalentno ravna moshhnosti priblizi- tel'no 200 - 300 reaktorov takogo razmera. Na osnovanii proshlogo opyta razrabotany special'nye metody i nalazhena praktika promyshlennogo ucheta nedorogostojashhih materialov v bol'shom kolichestve, naprimer ugol' ili zheleznaja ruda, i dorogostojashhih materialov v nebol'shom kolichestve, naprimer dragocen- nye metally . Pri pochti odinakovyh cenah special'nye jadernye materialy razlichajutsja po vidu i budut ispol'zovat'sja v kolichestvah, znachitel'no ''ol'shih po sravneniju s dragocennymi metallami. Hotja, verojatno, potrebujutsja special'nye metody ili sootvetstvuju- shhee izmenenie staryh metodov, nadlezhashhee ispol'zovanie mnogoobraznoj ustanovlennoj praktiki proverki i ucheta dolzhno okazat'sja dostatochnym v bol'shinstve sluchaev dlja dolzhnoj zashhity kapitalovlozhenij stran i otdel'nyh lic v proizvodstvo jetih dorogostojashhih materialov. Ustanavlivajutsja kriterii dlja ucheta materialov. Special'no rassmatrivaetsja vopros o, sootvetstvii razlichnyh metodov inventarnogo kontrolja, nachinaja ot sostavlenija ezhegodnyh balansov uch et a postuplenij i otpravok do podrobnoj ezhednevnoj fizicheskoj inventarnoj proverki v otnoshenii opredelennoj stoimosti i obshhego zapasa jetih special'nyh jadernyh materialov. Daetsja svodka reshenij dlja rukovodstva i porjadok osushhestvlenija inventarnogo kontrolja za special'nymi jadernymi materialami. Daetsja ocenka mnozhestvennosti i otno- sitel'noj jeffektivnosti razlichnyh metodov na kljuchevyh jetapah postavki, ispol'zovanija i vosstanovlenija materialov. (author)

  19. An Appraisal of Analytical Methods for Plutonium and their Applications to the Analysis of Nuclear Materials; Evaluation des Methodes Analytiques de Dosage du Plutonium et de Leur Application a l'Analyse des Matieres Nucleaires; Otsenka analiticheskikh metodov opredeleniya plutoniya i ikh primenenie dlya analiza yadernykh materialov; Metodos Analiticos de Determinacion del Plutonio y su Empleo en el Analisis de Materiales Nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Milner, G. W.C.; Phillips, G. [Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Berks. (United Kingdom)

    1966-02-15

    A variety of methods is available for the determination of the plutonium content of nuclear materials. For milligram amounts of plutonium the available methods include differential spectrophotometry using the colour of Pu (III), gravimetry based on PuO{sub 2} gamma counting, and redox methods including potentiometric and amperometric titrations and controlled-potential coulometry. Alpha counting, isotopic dilution, and polarographic methods are suitable for microgram amounts. Some methods are more suitable than others for certain types of sample and the analyst is faced with difficult selection problems to achieve the best results. The advantages and limitations of the above methods are described in the light of a varied experience with them over many years at AERE, together with comments on accuracy, precision, sensitivity and features of special interest. Some of the methods cannot be applied without some separation of the plutonium from other sample constituents, and comments are made from experience in the use of anion exchange and reverse-phase chromatographic techniques for this with emphasis on their suitability for radioactive samples. Consideration is given to the many problems that have arisen in the successful application of these methods to the analysis of plutonium alloys, ceramics and cermets in various systems containing uranium, thorium, iron, chromium, molybdenum, cerium and cobalt. Difficulties occurring in the dissolution of samples and in the adjustment of the plutonium to the required valency state are described. The respective merits of dissolving in mixtures of common mineral acids and with the aid of fusion techniques are commented upon with examples. Outlines of procedures, together with analytical results for typical samples, are given for the analysis of Pu-U, Pu-Ce-Co and Pu-U-Mo alloys, Pu-U oxides and carbides, and Pu-U carbide cermets with Fe, Mo and Cr. These materials have arisen from metallurgical research and development programmes for new nuclear fuels. (author) [French] Il existe plusieurs methodes de dosage de la teneur en plutonium des matieres nucleaires. Pour les quantites de l'ordre du milligramme, les methodes utilisables sont la spectro- photometiie differentielle fondee sur la couleur de Pu (III), la gravimetrie fondee sur PuO{sub 2}, le comptage gamma et les methodes de reduction/oxydation comprenant les titrages poientiometriques et amperemetriques et la coulombmetrie a potentiel constant. Pour les quantites de Tordre du microgramme, le comptage alpha, la dilution isotopique et les methodes polarigraphiques sont a utiliser. Certaines methodes conviennent mieux que d'autres a des types determines d'echantillons et l'analyste soucieux d'obtenir les meilleurs resultats se heurte a un choix difficile. Les auteurs exposent les avantages et les inconvenients des methodes citees tels qu'ils se sont degages de l'experience acquise au cours des annees a l'Atomic Energy Research Establishment, et ils discutent l'exactitude, la precision, la sensibilite de ces methodes, et d'autres caracteristiques presentant un interet particulier. Certaines methodes ne peuvent etre utilisees si l'on n'a, dans une certaine mesure, separe le plutonium des autres constituants de l'echantillon et le memoire commente l'experience acquise avec l'echange d'anions et les procedes de chromatographie a phase inversee utilises a cette fin, en insistant surtout sur la mesure dans laquelle cette methode convient aux echantillons radioactifs. Les auteurs etudient en outre les nombreux problemes qui se sont poses lors de l'application (d'ailleurs couronnee de succes) de ces methodes a l'analyse des alliages de plutonium, des ceramiques et des cermets dans differentes combinaisons contenant de l'uranium, du thorium, du fer, du chrome, du molybdene, du cerium et du cobalt. Us exposent les difficultes de la dissolution des echantillons et de la reduction du plutonium a l'etat de valence voulu, ainsi que les avantages respectifs de la dissolution dans des melanges d'acides mineraux courants et de la dissolution faisant appel a des procedes de fusion, avec des exemples a l'appui. Les auteurs decrivent aussi les procedes utilises et les resultats obtenus, pour l'analyse des alliages Pu-U, Pu-Ce-Co et Pu-U-Mo, des oxydes et carbures de Pu-U, et des cermets de carbure de Pu-U contenant Fe, Mo et Cr. Ces matieres sont l'aboutissement de recherches metallurgiques destinees a mettre au point des combustibles nucleaires. (author) [Spanish] Para determinar el contenido de plutonio de los materiales nucleares existen diversos metodos. Si se trata de cantidades del orden del miligramo se pueden emplear la espectrofotometria diferencial por el color del Pu (III), la gravimetria basada en el PuO2{sub ,} si recuento gamma y metodos de oxidorreduccion como las valoraciones potenciometricas o amperimetricas y la culombiometria de potencial controlado. Si se trata de microgramos son preferibles el recuento alfa, la dilucion isotopica o las tecnicas polarograficas. Teniendo en cuenta que unos metodos son mas adecuados que otros para ciertos tipos de muestra, el analista tiene que resolver un dificil problema de seleccion a fin de obtener ios mejores resultados posibles. Los autores exponen las ventajas y las limitaciones puestas de manifiesto por los anos de experiencia en la A.E.R.E. y formulan observaciones acerca de la exactitud y la precision de los metodos, su sensibilidad y otras cuestiones de especial interes. Como algunos de esos metodos exigen la separacion previa del plutonio, los autores estudian el empleo de las tecnicas de intercambio anionico y de cromatografia en fase inversa, y en particular su conveniencia para el analisis de muestras radiactivas. Examinan los muchos problemas que han surgido al analizar por estos metodos, aleaciones, productos ceramicos y cermets de plutonio en diversos sistemas que contenian uranio, torio, hierro, cromo, molibdeno, cerio y cobalto. La memoria trata ademas de las dificultades que se encuentran al disolver las muestras y al llevar el plutonio al estado de valencia deseado. Comenta con ejemplos las ventajas y los inconvenientes de disolver las muestras en mezclas de acidos inorganicos corrientes o mediante tecnicas de fusion. Los autores exponen someramente los procedimientos de analisis y dan los resultados obtenidos con muestras tipicas de aleaciones de Pu-U, Pu-Ce-Co y Pu-U-Mo, oxidos y carburos de Pu-U, y cermets carburados de Pu-U con Fe, Mo y Cr. Estos materiales han ido surgiendo de los programas de investigacion metalurgica y de desarrollo de nuevos combustibles nucleares. (author) [Russian] Sushhestvujut razlichnye metody opredelenija soderzhanija plutonija v jadernyh materialah. Dlja opredelenija milligrammovyh kolichestv primenjajut metody, vkljuchaja differencial'nuju spektrofotometriju s ispol'zovaniem cve'a Pu(III), gravimetriju, osnovannuju na PUO{sub 2}, gamma-schet i metody okislenija-vosstanovlenija s potenciometricheskim i amperometricheskim titrovaniem i kontrol'no-potencial'noj ku- lonmetriej. Al'fa-schet, izotopnoe razbavlenie i poljarograficheskie metody vpolne prigodny dlja vychislenija mikrogrammovyh kolichestv. V svjazi s tem, chto nekotorye metody bolee prigodny po sravneniju s drugimi dlja nekotoryh obrazcov, lico, proizvodjashhee analiz, stalkivaetsja s trudnymi problemami vybora metoda dlja poluchenija nailuchshih rezul'tatov. Preimushhestva i nedostatki vysheukazannyh metodov opisyvajutsja v svete raznoobraznogo opyta, nakoplennogo pri rabote s nimi v techenie mnogih let v atomnom nauchno-issledovatel'skom centre v Harujelle, a takzhe izlagajutsja zamechanija o tochnosti, chetkosti, chuvstvitel'nosti i konstruktorskih osobennostjah, predstavljajushhih osobyj interes. Nekotorye metody nevozmozhno primenit' bez opredelennogo otdelenija plutonija ot drugih sostavnyh chastej obrazca. V svjazi s jetim izlagajutsja zamechanija na osnove opyta po ispol'zovaniju anionnogo obmena i hromatograficheskogo sposoba obratnoj fazy, prichem osoboe vnimanie obrashhaetsja na ih prigodnost' dlja radioaktivnyh obrazcov. Udeljaetsja vnimanie mnogim problemam, kotorye voznikajut pri uspeshnom primenenii jetih metodov dlja analiza splavov plutonija, keramiki i kermetov v razlichnyh sistemah, soderzhashhih uran, torij, zhelezo, hrom, molibden, cerij i kobal't. Opisyvajutsja trudnosti, voznikajushhie pri rastvorenii obrazcov i pri podgonke plutonija k trebuemomu sostojaniju valentnosti. V doklade na primerah kommentirujutsja sootvetstvujushhie preimushhestva rastvorenija v smesjah obychnyh mineral'nyh kislot s pomoshh'ju plavlenija. Izlagajutsja procedury s odnovremennym opisaniem analiticheskih rezul'tatov dlja tipichnyh obrazcov s cel'ju ispol'zovanija ih dlja analizov splavov Pu-U, Pu-Ce-Co i Pu-U-Mo, okisej i karbidov Pu-U karbidnyh kermetov Pu-U s dobavleniem Fe, M.o i Sg. Jeti materialy polucheny na osnove metallurgicheskih issledovanij i programmnyh razrabotok dlja novogo jadernogo topliva. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

    The United States Atomic Energy Commission's Y-12 Plant, in Oak Ridge, Tennessee, has been processing and recovering various forms of unirradiated enriched uranium for over twenty years. Today, the Y-12 recovery facilities consist of a semi-continuous train of unit operations including dissolution, combustion, evaporation, extraction, denitration, and hydrofluorination. The processing and storage equipment is of restricted geometry and has a combined capacity of several hundred kilograms of enriched Uranium per month. Feed to the recovery operation comes both from the Plant and from other USAEC installations in the United States. This feed has included, at one time or another, practically every type of unirradiated enriched uranium scrap. Physical control is maintained successfully by the following techniques: 1. Careful design of equipment to permit cleaning and sampling and to minimize material trapping; 2. Continuous monitoring of all discards and waste streams including sewer and stack effluents and contaminated discards; 3. Periodic physical inventories; 4. Careful sampling and analysis of all external feed streams and product streams; 5. Stringent control of the quality of analytical measurements and of sampling; 6. Assignment of the responsibility for material control to operating personnel rather than to accounting personnel; 7. Careful indoctrination of operating personnel. Information input to the nuclear material accounting system is achieved by means of a paper flow closely paralleling the physical flow of material, i.e. batch identity is maintained by means of individual batch cards and batch disposition is signalled by transfer of the batch card to the nuclear material accounting department. Most accounting operations are performed on electronic data-processing equipment. In addition to the records and calculations required for material balances, historical records of hold-up and concentration are kept to detect anomalies in input-output or inventory measurements. Statistical analysis is used extensively in connection with the control of measurements and to minimize the number of chemical analyses. However, the application of statistics to the evaluation of inventory discrepancies has not been successful. This paper will discuss the details of the material control techniques which have been listed and some of the problems associated with them. (author) [French] L'usine Y-12 exploitee par la Commission de l'energie atomique a Oak Ridge, Tennessee, procede depuis plus de 20 ans au traitement et a la recuperation d'uranium enrichi non irradie se presentant sous diverses formes. A l'heure actuelle, les installations de recuperation d'Y-12 executent une serie d'operations distinctes en chaine semi-continue, par exemple, dissolution, combustion, evaporation, extraction, denitrification et hydrofluoration. Les installations de traitement et de stockage ont une geometrie restreinte et leur capacite globale est de plusieurs centaines de kilogrammes d'uranium enrichi par mois. L'uranium entrant provient de l'usine elle-meme ainsi que d'autres installations de la Commission de l'energie atomique, situees aux Etats-Unis. Depuis sa creation, l'usine Y-12 a recu pratiquement toutes les sortes de dechets d'uranium enrichi non irradie. Le controle des operations est assure a l'aide des methodes suivantes: 1. Utilisation du materiel concu de maniere a faciliter le nettoyage et l'echantillonnage ainsi qu'a reduire au minimum le 'piegeage ' de matieres; 2. Controle permanent de tous les rebuts et dechets liquides, en particulier des effluents evacues a l'egout ou dans l'atmosphere et des dechets contamines; 3. Inventaires periodiques des stocks; 4. Echantillonnages et analyses de toutes les matieres entrantes et sortantes; 5. Controle strict de la qualite des mesures analytiques et de l'echantillonnage; 6. Attribution de la responsabilite du controle des matieres au personnel charge des operations plutot qu'a des comptables; 7. Formation poussee du personnel charge des operations. Le transfert des informations au service de comptabilite des matieres nucleaires est assure au moyen d'un systeme de fiches qui accompagnent les matieres: chaque lot est identifie par une fiche individuelle et la livraison du lot est signalee par transfert de la fiche au service de comptabilite des matieres nucleaires{sup .} La plupart des operations comptables sont executees sur des appareils electroniques de traitement de l'information; outre les dossiers et calculs necessaires pour l'etablissement des bilans matieres, on enregistre regulierement des donnees sur la retention et la concentration afin de faciliter la detection des anomalies dans les bilans entree/sortie ou dans les inventaires. L'analyse statistique est largement utilisee pour verifier les mesures et reduire au minimum le nombre d'analyses chimiques. Toutefois, l'application des statistiques n'a pas donne de bons resultats pour l'evaluation des erreurs d'inventaire. Le memoire etudie de maniere detaillee les methodes de controle des matieres indiquees plus haut et certains des problemesiqu'elles posent. (author) [Spanish] Desde hace mas de veinte anos, la planta Y-12 de la Comision de Energia Atomica, situada en Oak Ridge, Tennessee, viene tratando y recuperando diversas formas de uranio enriquecido no irradiado. El proceso de recuperacion consiste en un tren semicontinuo de operaciones unitarias: disolucion, combustion, evaporacion, extraccion, desnitrificacion e hidrofluoracion. El equipo de tratamiento y almacena - miento es de dimensiones restringidas para evitar la criticidad y tiene una capacidad combinada de varios centenares de kg de uranio enriquecido al mes. El material sometido a las operaciones de recuperacion proviene tanto de la planta como de otras instalaciones que la CEA posee en los Estados Unidos. Este material incluye practicamente todos los tipos de residuos de uranio enriquecido sin irradiar. El control fisico se ejerce satisfactoriamente mediante las tecnicas siguientes: 1. Diseno cuidadoso del equipo para facilitar la limpieza y el muestreo y reducir al minimo el atascamiento del material; 2. Control continuo de todas las corrientes de desechos y residuos, incluidos los efluentes li'quidos y gaseosos, y los desechos contaminados. 3. Inventarios fisicos periodicos; 4. Muestreo y analisis minuciosos de todos los materiales que entran en la planta y de todos los productos que salen de ella; 5. Control estricto de la calidad de las mediciones analiticas y del muestreo; 6. Asignacion de la responsabilidad del control de los materiales al personal tecnico y no a los servicios de contabilidad; 7. Adecuado adiestramiento del personal tecnico. El suministro de datos a los servicios de contabilidad se logra estableciendo una corriente de informacion practicamente paralela a la corriente fi'sica del material; la identidad de cada partida se mantiene mediante una serie de fichas individuales y la salida de una partida se indica pasando la ficha correspondiente al departamento de contabilidad de material nuclear. La mayor parte de las operaciones contables se llevan a cabo con un equipo electronico de sistematizacion de datos. Ademas de los registros y de los calculos necesarios para los balances de material, se llevan registros de carga y concentracion que facilitan la deteccion de anomalias en la relacion entrada-salida o en la evaluacion de las existencias. El analisis estadistico se emplea en gran medida para el control de las mediciones y para reducir al minimo el numero de los analisis quimicos. De todas formas, la aplicacion de la estadistica a la evaluacion de las discrepancias de inventario no ha dado buenos resultados. En la memoria se discuten todos estos detalles de la tecnica de control de materiales y algunos de los problemas que plantea la aplicacion de esta tecnica. (author) [Russian] Na ustanovke Y-12 Komissii po atomnoj jenergii v Okridzhe, Tennessi, uzhe bolee 20 let pererabatyvajutsja i izvlekajutsja razlichnye vidy neobluchennogo obogashhennogo urana. V nastojashhee vremja usta- novka Y-12 po regeneracii osnashhena polunepreryvnoj potochnoj liniej, vkljuchaja rastvorenie, szhiganie, vyparivanie, izvlechenie, denitraciju i gidroflorinaciju produkta. Oborudovanie po pererabotke i hraneniju imeet ogranichennye razmery i obladaet obshhej propusknoj sposob- nost'ju v neskol'ko sot kilogrammov obogashhennogo urana v mesjac. Snabzhenie dlja processov izvlechenija postupaet kak s samoj ustanovki, tak i iz drugih predprijatij Komissii po atom- noj jenergii v Soedinennyh Shtatah. V tot ili inoj moment jeto snabzhenie vkljuchaet lom ne- obluchennogo obogashhennogo urana prakticheski vseh vozmozhnyh vidov. Fizicheskij kontrol' uspeshno osushhestvljaetsja blagodarja sledujushhim faktoram: 1. Tshhatel'nost' konstruirovanija oborudovanija, chto obespechivaet vozmozhnost' chistki i vyborki prob i svodit k minimumu zahvat materialov. 2. Nepreryvnyj dozimetricheskij kontrol' vseh othodov i putej prohozhdenija othodov i jeffluentov kak cherez sistemu kanalizacii, tak i cherez vytjazhnye truby, a takzhe nad radioak- tivno zagrjaznennym musorom. 3. Periodicheskie fizicheskie proverki nalichnyh materialov. 4. Tshhatel'naja vyborka prob i analiz ih kak po vneshnim putjam snabzhenija matermalami, tak i po putjam prohozhdenija produkta. 5. Strogij kontrol' nad kachestvom analiza i vyborki prob. 6. Vozlozhenie otvetstvennosti za uchet materialov na operativnyj, a ne na uchetnyj personal. 7. Tshhatel'nyj instruktazh operativnogo personala. Informacija, postupajushhaja v sistemu ucheta jadernyh materialov, sobiraetsja pri pomoshhi sistemy kartochek, blizko soprovozhdajushhih fizicheskij put' prohozhdenija materialov; inache govorja, tozhdestvo kazhdoj partii sohranjaetsja pri pomoshhi sootvetstvujushhej kartochki, i otdel pouch e tu jadernogo materiala uvedomljaetsja ob udalenii partii posredstvom peredachi emu sootvetstvujushhej kartochki jetoj partii. Bol'shaja chast' uchetnyh operacij provoditsja na jelektronnom oborudovanii po obrabotke dannyh. V dopolnenie k uchetnym zapisjam i raschetam, neobhodimym dlja sostavlenija material'nyh balansov, vedutsja hronologicheskie zapisi skop- lenij i koncentracij dlja oblegchenija vyjavlenija anomalij v izmerenii postupajushhih i vyhodja- shhih materialov ili nalichnyh materialov na ustanovke. V s v ja z i s proverkoj izmerenij i dlja sokrashhenija chisla himicheskih analizov shiroko primenjaetsja statisticheskij analiz. Odnako primenenie statisticheskogo podhoda k vyjavle- niju rashozhdenij v nalichnom materiale uspehom ne uvenchalos'. Obsuzhdajutsja podrobnosti perechislennyh vyshe metodov uchet amaterialov, a takzhe nekotorye drugie smezhnye problemy. (author)

  1. Special Nuclear Material Control by the Power Reactor Operator; Controle des Matieres Nucleaires Speciales par l'Exploitant d'une Centrale Nucleaire; Spetsial'nyj kontrol' nalichiya yadernykh materialov operatorom ehnergeticheskogo reaktora; Control de Materiales Nucleares Especiales por Parte de Quienes Operan el Reactor de Potencia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cordin, R. A. [Yankee Atomic Electric Company, Boston, MA (United States)

    1966-02-15

    A relatively new and extremely valuable fuel for electric power production, uranium, requires very careful inventory control from the time the reactor operator assumes financial responsibility for this material until, as partially expended fuel, it is transferred to another facility and the remaining part of its initial value is recovered. Most power reactor operators were operating fossil-fuelled power plants before the advent of nuclear power and have long since established rather complete and adequate controls for these fossil fuels. The reactor operator must have no less adequate controls for the special nuclear material used in his nuclear plant. Power reactor, operation is not an ancient science and during its relatively short history our engineers and scientists have been constantly improving plant designs and methods of operation to reduce costs and make our nuclear plants competitive with fossil-fuelled conventional plants. Nuclear material management must be as modern and efficient as is humanly possible to ensure that technological advances leading to reduced costs are not lost by poor handling of nuclear fuel and the records pertaining to fuel inventory. Nuclear material management requires the maintaining of complete and informative records by the power reactor operator. These records need not be complex to satisfy the criteria of completeness and adequacy. In fact, simplicity is extremely desirable. Despite the fact that nuclear fuel is new and completely different to our conventional fuels no mystery should be attached thereto. Nuclear material control as part of nuclear material management is not limited to simple inventory work but it is the basis for a great deal of other activity that is an inherent part of any power reactor operations such as irradiated fuel shipments, reprocessing of spent fuel, with its associated accounting for reclaimed fuel and material produced during reactor operation, and the establishing and maintaining of an adequate insurance programme. (author) [French] L'uranium, combustible relativement nouveau et extremement interessant pour la production d'electricite, doit faire l'objet d'un controle tres strict depuis le moment ou l'exploitant de la centrale en devient financierement responsable jusqu'a celui oti, sous forme de combustible partiellement epuise, la matiere est transferee dans une autre installation et oti l'on recupere ce qui reste de sa valeur initiale. La plupart des exploitants de centrales nucleaires dirigeaient des centrales alimentees par des combustibles fossiles avant l'avenement de l'energie nucleaire et ils ont etabli depuis longtemps un controle etendu et efficace de ces combustibles fossiles. L'exploitant d'une centrale nucleaire doit exercer un controle non moins efficace sur les matieres nucleaires speciales utilisees dans son installation. La technique de l'exploitation des centrales nucleaires n'est pas ancienne et, au cours de, son existence relativement breve, les ingenieurs et hommes de science des Etats-Unis ont constamment ameliore les plans des centrales et les methodes d'exploitation afin de reduire les couts et de permettre aux centrales nucleaires de concurrencer les centrales classiques. La gestion des matieres nucleaires doit etre aussi moderne et efficace que possible pour assurer que les progres technologiques grace auxquels les prix on pu etre reduits ne soient pas mis en echec par des insuffisances dans la manipulation du combustible nucleaire et la tenue de la comptabilite des stocks. Pour assurer la gestion des matieres nucleaires, il faut que l'exploitant de la centrale etablisse et tienne a jour une comptabilite complete et detaillee, sans etre necessairement complexe pour autant; en fait, la simplicite est extremement souhaitable. Bien que le combustible nucleaire soit nouveau et qu'il n'ait rien de commun avec les combustibles classiques, aucun secret ne doit s'y attacher. Le controle des matieres nucleaires dans le cadre de la gestion des matieres nucleaires ne se limite pas S de simples travaux d'inventaire mais sert de base a beaucoup d'autres activites qui font partie integrante du programme d'operations de tout reacteur, par exemple les expeditions de combustible irradie, le traitement chimique du combustible epuise et la comptabilite du combustible recupere et des matieres produites au cours du fonctionnement du reacteur, et l'institution et l'application d'un regime d'assurance satisfaisant. (author) [Spanish] Combustible relativamente nuevo y sumamente valioso para la produccion de energia electrica, el uranio requiere un control muy minucioso desde el momento en que la direccion de una central asume la responsabilidad financiera inherente a su posesion hasta que como combustible parcialmente agotado se transfiere a otra instalacion en la que se recupera la parte que no se ha consumido. Antes de que se descubriera la posibilidad de emplear la energia nuclear para producir electricidad, la mayor parte de las empresas que actualmente explotan centrales nucleares explotaban centrales alimentadas con combustibles fosiles y hablan establecido sistemas de control relativamente completos y adecuados para los combustibles de ese tipo. Los responsables de las centrales nucleoelectricas deben disponer de sistemas no menos adecuados para controlar los materiales nucleares especiales que utilizan. La explotacion de los reactores de potencia no es una ciencia antigua, pero durante el tiempo relativamente corto que ha transcurrido desde que se inicio su empleo los ingenieros y hombres de ciencia han mejorado continuamente el diseflo del equipo y los metodos de trabajo con objeto de disminuir los costos de produccion y de lograr que las centrales nucleares puedan competir en el plano economico con las centrales clasicas. La administracion de los materiales nucleares debe efectuarse con metodos modernos y eficientes a fin de que los adelantos tecnologicos que han permitido reducir los costos no resulten inutiles debido a un control deficiente de los combustibles nucleares y a la falta de precision en las operaciones contables. La administracion de materiales nucleares requiere que los explotadores de los reactores de potencia lleven una contabilidad completa y detallada. No es necesario que los documentos sean complejos si lo que se pretende es que sean completos y adecuados. En realidad, la sencillez es sobremanera conveniente. A pesar de que el combustible nuclear es un combustible nuevo y totalmente distinto de los de tipo tradicional, no hay que rodear su utilizacion de ninguna aureola de misterio. El control de los materiales nucleares no es una simple labor de inventario, sino que constituye la base de muchas otras operaciones inherentes a la explotacion de los reactores de potencia, por ejemplo: el transporte del combustible irradiado, su regeneracion con la correspondiente contabilizacion del combustible recuperado y del material producido durante el funcionamiento del reactor, y, por ultimo, el establecimiento de un sistema de seguros adecuado. (author) [Russian] Otnositel'no novoe i chrezvychajno cennoe toplivo dlja proizvodstva jelektrojenergii, a imenno uran, trebuet ochen' tshhatel'nogo ucheta s momenta, kogda operator reaktora prinimaet na sebja material'nuju otvetstvennost' za jetot material, i do togo momenta, kogda jetot material v vide chastichno otrabotannogo topliva peredaetsja na druguju ustanovku, gde regeneriruetsja ostavshajasja chast' ego pervonachal'noj cennosti. Bol'shaja chast' operatorov jenergeticheskih reaktorov, do pojavlenija v svet jadernoj jenergetiki, rabotala na jelektrostancijah s obychnym iskopaemym toplivom i /zhe davno vyrabotala dostatochno polnye i nadezhnye formy kontrolja za ego rashodovaniem. Operator reaktora dolzhen raspolagat' ne menee nadezhnymi sposobami ucheta jadernyh materialov, ispol'zuemyh na ego ustanovke. Jekspluatacija jenergeticheskih reaktorov ne imeet bol'shoj istorii, i na protjazhenii otnositel'no korotkogo perioda sushhestvovanija reaktorov nashi inzhenery i uchenye nepreryvno sovershenstvovali konstrukciju ustanovok i uluchshali metody jekspluatacii s cel'ju snizit' sebestoimost' s tem, chtoby nashi jadernye ustanovki mogli byt' konkurentosposoonymi s rabotajushhimi na iskopaemom toplive jelektrostancijami obychnogo tipa. Administrativnohozjajstvennyj uchet jadernyh materialov dolzhen byt' po mere vozmozhnosti sovremennym i jeffektivnym s tem, chtoby tehnologicheskij process, napravlennyj na snizhenie sebestoimosti, ne stradal by iz-za rastochenija jadernogo topliva i nebrezhnogo ego ucheta. Administrativno-hozjajstvennyj uchet trebuet so storony operatora jenergeticheskogo reaktora vedenija polnyh i podrobnyh uchetnyh dokumentov. Dlja udovletvorenija trebovanijam polnoty i nadezhnosti jeti dokumenty vovse ne dolzhny byt' slozhnymi. Naoborot, prostota ih javljaetsja chrezvychajno zhelatel'noj. Nesmotrja na to, chto jadernoe toplivo javljaetsja chem-to novym i sovershenno otlichnym ot topliva obychnogo tipa, nel'zja oblekat' ego pokrovom tainstvennosti. Kontrol' nalichija jadernyh materialov kak chast' administrativno-hozjajstvennogo ucheta jadernyh materialov ne ogranichivaetsja odnoj lish' rabotoj po proverke nalichija materialov, no on lezhit v osnove mnogih drugih vidov dejatel'nosti, javljajushhihsja neot{sup e}mlemoj chast'ju jekspluatacii ljubogo jenergeticheskogo reaktora, kak naprimer, otpravok obluchennogo topliva, pereobrabotki otrabotannogo topliva so svjazannoj s jetim otchetnost'ju pri regeneracii topliva i materiala, proizvedennogo pri rabote reaktora. K jetomu krugu problem otnosjatsja takzhe vyrabotka i osushhestvlenie nadlezhashhej programmy strahovanija. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

    The Danish Atomic Energy Commission has undertaken a design study oi an organic-cooled, heavy- water-moderated power reactor. The fuel element for the reactor is a 19-rod bundle; the fuel rods contain sintered uranium-dioxide pellets canned in 2-m long, helically-finned tubes of Sintered Aluminium Product (SAP). A very high quality of the canning tubes is necessary to obtain the optimum heat-transfer conditions and to maintain the integrity of the fuel element during reactor service. Two examples of tube design illustrate the narrow dimensional tolerances. In order to ensure an adequate quality of the canning tubes, a stringent quality control has been established, to a wide extent based upon non-destructive methods. An account is presented of the non-destructive techniques developed for measuring wall thickness and diameters and for detecting defects. The complex 24-finned cross-section prevents the application of ultrasonic or eddy-current methods for wall-thickness measurements. Therefore, a special recording beta-gauge has been developed, based upon the attenuation of beta radiation from a Sr{sup 90} source placed inside the tube. An ultrasonic immersion resonance method is used for the continuous recording of the wall thickness of the more simple 12-finned tube design. Inner and outer (across fin tips) diameters are continuously recorded by rapid air-gauge systems. Flaw detection is carried out by the ultrasonic pulse-echo immersion technique and by eddy-current inspection.. Transverse cracks can easily be detected by the ultrasonic method whereas inspection for longitudinal flaws has not appeared feasible with this method. Therefore, eddy-current inspection is applied in addition to the ultrasonic testing. (author) [French] La Commission de l'energie atomique danoise a entrepris l'etude d'un reacteur de puissance refroidi par un fluide organique et ralenti a l'eau lourde. L'element combustible est constitue par un assemblage de 19 barreaux; chaque barreau contient des pastilles de bioxyde d'uranium fritte, dans une gaine de 2'm de long en poudre d'aluminium frittee portant des ailettes disposees en configuration helicoiedale. Ces gaines doivent repondre a des specifications tres strictes pour que soient realisees les conditions optimales de transfert de chaleur et que soit maintenue l'integrite des elements combustibles aussi longtemps qu'ils restent dans le reacteur. Deux exemples de modeles de gaines montrent a quel point les tolerances di- mensionnelles sont faibles. Afin de s'assurer que les gaines repondent bien aux specifications, on procede a un controle extremement rigoureux, constitue en grande partie par des essais non destructifs. Les auteurs decrivent les methodes d'essais non destructifs mises au point pour mesurer l'epaisseur de la paroi et les diametres et pour deceler les defectuosites. En raison de la geometrie complexe de sa section, le modele a 24 ailettes ne se prete pas a l'application de methodes par les ultrasons ou par les courants de Foucault pour mesurer l'epaisseur de la paroi. On a donc mis au point une jauge a rayons beta speciale, pourvue d'un dispositif d'enregistrement; elle est fondee sur l'attenuation du rayonnement beta emis par une source au {sup 90}Sr placee a l'interieur de la gaine. Pour le modele a 12 ailettes, on utilise une methode de resonance ultrasonore en immersion pour l'enregistrement continu de l'epaisseur de la paroi. On mesure, en enregistrement continu, les diametres interieur et exterieur (au niveau des tetes d'ailettes) avec des appareils comportant une jauge a air rapide. Pour la detection des defectuosites, on applique la methode ultrasonore impulsion-echo, en immersion, et la methode des courants de Foucault. La methode ultrasonore permet de deceler facilement les fissures transversales, mais elle ne semble pas applicable a la detection des fissures longitudinales; c'est pourquoi on la complete par la methode des courants de Foucault. (author) [Spanish] La Comision de Energia Atomica de Dinamarca ha emprendido el estudio de un reactor de potencia con refrigerante organico y moderador de agua pesada. Los correspondientes elementos combustibles consisten en haces de 19 barras formadas por pastillas de dioxido de uranio sinterizado, encerradas en tubos de producto de aluminio sinterizado (SAP), de 2 m de longitud, provistos de aletas helicoidales. Para obtener condiciones optimas de transmision de calor y mantener la integridad del elemento combustible durante el funcionamiento del reactor, es necesario contar con tubos de muy alta calidad. Se citan dos ejemplos que ponen de manifiesto las estrechas tolerancias dimensionales adoptadas. Para asegurar una calidad adecuada de los tubos, se establecio un control de calidad muy estricto, basado en gran medida en la aplicacion de metodos no destructivos. Se describen en esta memoria las tecnicas desarrolladas para medir el espesor de pared y los diametros, y para descubrir defectos. La compleja seccion transversal, con 24 aletas, impide aplicar metodos ultrasonicos o de comentes de Foucault para medir el espesor de la pared. Por consiguiente, se desarrollo un calibre registrador de rayos beta, cuyo funcionamiento se basa en la atenuacion sufrida por la radiacion beta proveniente de una fuente de {sup 90}Sr colocada en el interior del tubo. Para el registro continuo del espesor de la pared del tubo con seccion transversal mas simple, de 12 aletas, se utiliza un metodo ultrasonico de resonancia por inmersion. Los diametros interno y externo (entre puntos de aletas) se registran de manera continua mediante calibres neumaticos rapidos. Las fallas se detectan mediante la tecnica de eco de impulsos ultrasonicos, y examinando los tubos con corrientes de Foucault. El metodo ultrasonico permite descubrir facilmente las fisuras transversales, pero hasta ahora ha sido imposible utilizarlo para la deteccion de defectos longitudinales. Por consiguiente, ademas del ensayo ultrasonico, se aplica el examen con corrientes de Foucault. (author) [Russian] Komissija po atomnoj jenergii Danii predprinjala izuchenie jenergeticheskogo reaktora s organicheskim teplonositelem i tjazhelovodnym zamedlitelem. Toplivnym jelementom dlja reaktora javljaetsja puchok iz 19 sterzhnej; toplivnyj sterzhen' soderzhit spechennye tabletki iz dvuokisi urana v dvuhmetrovoj trube iz spechennogo aljuminievogo poroshka. Truby dolzhny byt' ochen' horoshego kachestva, chtoby obespechit' optimal'nye uslovija perenosa tepla i sohranenija celostnosti toplivnyh jelementov vo vremja jekspluatacii reaktora. Dva primera otnositel'no konstrukcii trub svidetel'stvujut ob ochen' nebol'shih razmernyh dopuskah. Dlja obespechenija sootvetstvujushhego kachestva trub razrabotan strogij kontrol' v znachitel'noj stepeni osnovannyj na nedestruktivnyh metodah. Privoditsja opisanie jetih metodov, razrabotannyh dlja izmerenija tolshhiny stenok i diametrov i dlja obnaruzhenija defektov. Slozhnoe poperechnoe sechenie 24-rebernoj truby ne pozvoljaet primenjat' ul'trazvukovye metody ili metody vihrevyh tokov dlja izmerenija tolshhiny stenok. Pojetomu razrabotan special'nyj kontrol'no-izmeritel'nyj pribor, registrirujushhij beta-izluchenie, osnovannyj na principe oslablenija beta-izluchenija, poluchaemogo ot istochnika stroncija-90, pomeshhennogo vnutri truby. Metod ul'trazvukovogo rezonansa pri pogruzhenii primenjaetsja dlja postojannoj registracii tolshhiny stenok bolee prostyh konstrukcij 12-rebernyh trub. Vnutrennij i vneshnij (mezhdu granjami reber) diametry postojanno registrirujutsja bystrodejstvujushhimi sistemami vozduhomerov. Defekty obnaruzhivajut s pomoshh'ju ul'trazvuka metodom impul's-jeho i metodom vihrevyh tokov. Metodom ul'trazvuka mozhno legko obnaruzhivat' poperechnye no ne prodol'nye treshhiny. Pojetomu, krome proverki ul'trazvukom, primenjaetsja ispytanie vihrevymi tokami. (author)

  3. Limits to the Recognizability of Flaws in Non-Destructive Testing Steam-Generator Tubes for Nuclear-Power Plants; Limitations de l'Efficacite de la Detection des Defauts par Essais Non Destructifs de Tubes de Bouilleurs pour Centrales Nucleaires; Predely ehffektivnosti nedestruktivnoj defektoskopii trub parogeneratorov yadernykh ehlektrostantsij; Limites para Distinguir los Defectos en el Ensayo No Destructivo de Tubo para Generadores de Vapor Destinados a Centrales Nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kuhlmann, A.; Adamsky, F. -J. [Technischer Ueberwachungs-Verein Reinland e.V., Cologne (Germany)

    1965-10-15

    In the Federal Republic of Germany there are nuclear reactors under construction with steam generators inside the reactor pressure-vessel. As a result design repairs of steam- generator tubes are very difficult and cause large shut-down times of the nuclear-power plant. It is known that numerous troubles in operating conventional power plants are results of steam-generator tube damages. Because of the high total costs of these reactors it. is necessary to construct the steam generators especially in such a manner that the load factor of the power plant is as high as possible. The Technischer Ueberwachungs-Verein Rheinland was charged to supervise and to test fabrication and construction of the steam generators to see that this part of the plant was as free of defects as possible. The experience gained during this work is of interest for manufacture and construction of steam generators for nuclear-power plants in general. This paper deals with the efficiency limits of non-destructive testing steam-generator tubes. The following tests performed will be discussed in detail: (a) Automatic ultrasonic testing of the straight tubes in the production facility; (b) Combined ultrasonic and radiographic testing of the bent tubes and tube weldings; (c) Other non-destructive tests. (author) [French] En Allemagne, on construit actuellement des generatrices nucleaires dans lesquelles les bouilleurs sont installes a l'interieur du caisson etanche du reacteur. Il s'ensuit que les reparations des tubes des bouilleurs sont tres difficiles et provoquent de longs arrets des centrales nucleaires. On sait que de nombreuses perturbations du fonctionnement des centrales classiques sont dues a des dommages dans les tubes des bouilleurs. C'est en grande partie en raison du prix de revient eleve de ces reacteurs qu'il est necessaire de construire les bouilleurs notamment de sorte que le facteur d'utilisation de la centrale soit aussi eleve que possible. C'est le ' Technischer Ueberwachungs-Verein' de Rhenanie qui a ete charge de surveiller et de controler la fabrication et le montage des bouilleurs, pour garantir que cet element de la centrale soit aussi exempt que possible de defauts. L'experience acquise dans l'execution de ces travaux peut etre tres utile pour la fabrication et le montage des bouilleurs de n'importe quel type de centrale nucleaire. Le memoire traite des limitations de l'efficacite des essais non destructifs de tubes de bouilleurs. Les auteurs discutent plus particulierement les essais ci-apres: a) Controle automatique par ultrasons de tubes droits dans l'usine de production; b) Controle combine, par ultrasons et par radiographie, de tubes coudes et de soudures; c) Autres controles non destructifs. (author) [Spanish] En la Republica Federal de Alemania se estan construyendo reactores nucleares con generadores de vapor situados en el interior del tanque de presion. Las caracteristicas de este modelo dificultan considerablemente la reparacion de los tubos del generador que puede llegar a paralizar la central nuclear por largos periodos. Como es bien sabido, muchas de las dificultades para mantener en funcionamiento las centrales nucleares de tipo clasico provienen de averias en los tubos del generador de vapor. Por ello, y teniendo tambien en cuenta como razon no menos importante el elevado costo total de esos reactores, es preciso construir los generadores de vapor de tal manera que el factor carga de la central sea lo mas elevado posible. El Technischer Ueberwachungs-Verein Rheinland se encarga de dirigir e inspeccionar la fabricacion y la construccion de generadores de vapor para que esa parte de las instalaciones carezca en lo posible de defectos. La experiencia adquirida a ese respecto ofrece ademas interes para la fabricacion y construccion de los generadores de vapor que se destinan a las centrales nucleares en general. En la presente memoria se examinan los limites de rendimiento del ensayo no destructivo de los tubos para generadores de vapor. Se describen minuciosamente los siguientes ensayos: a) ensayo ultrasonico automatico de los tubos rectos en la fabrica misma; b) ensayo combinado, ultrasonico y radiografico, de los tubos curvados y de las soldaduras; c) otros ensayos no destructivos. (author) [Russian] V FRG strojatsja jadernye reaktory s parogeneratorami vnutri korpusa reaktora pod davleniem. Pri takoj konstrukcii ochen' trudno remontirovat' truby parogeneratorov, chto vedet k bol'shim prostojam jadernoj jelektro stancii. Izvestno, chto mnogochislennye neispravnosti, vstrechajushhiesja na obychnyh jelektrostancijah, javljajutsja rezul'tatom povrezhdenij trub parogeneratorov. Vvidu vysokih obshhih zatrat neobhodimo stroit' parogeneratory tak, chtooy zagruzka ih po vozmozhnosti byla vysokoj. Ob{sup e}dineniju tehnicheskogo kontrolja Rejnland porucheno osushhestvljat' nabljudenie i kontrol' za izgotovleniem parogeneratorov, chtoby jeta chast' jelektrostancij byla, po vozmozhnosti, svobodna ot kakih-libo nedostatkov. Poluchennyj pri osushhestvlenii jetoj raboty opyt predstavljaet v obshhem interes dlja proizvodstva i stroitel'stva parogeneratorov dlja jadernyh jelektrostancij. Doklad kasaetsja predelov jeffektivnosti kontrolja trub parogeneratorov bez ih razrushenija. Obsuzhdajutsja v detaljah sledujushhie vypolnennye vidy kontrolja: a) avtomaticheskaja ul'trazvukovaja proverka prjamyh trub na proizvodjashhej ustanovke; b) kombinirovannaja ul'trazvukovaja i radiograficheskaja proverka gnutyh trub i svarok trub; v) drugie vidy nedestruktivnogo kontrolja. (author)

  4. Sample Preparations Used in Biomedical Research and Training at the Special Training Division of the Oak Ridge Institute of Nuclear Studies; Methodes de Preparation d'Echantillons Employees dans la Recherche et la Formation Biologiques et Medicales a la Division de Formation Speciale de l'Institut d'Etudes Nucleaires d'Oak Ridge; Prigotovlenie obraztsov dlya biomeditsinskikh issledovanij i dlya uchebnykh tselej v otdele spetsial'noj podgotovki okridzhskogo instituta yadernykh issledovanii; Metodos de Preparacion de Muestras Aplicados en las Investigaciones Biomedicas y en la Capacitacion Profesional de la Division de Formacion Especial del Instituto de Estudios Nucleares de Oak Ridge

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Akers, L. K. [Oak Ridge Institute of Nuclear Studies, Oak Ridge, TN (United States)

    1965-10-15

    A very wide variety of sample preparation is used in the Special Training Division's research and teaching programmes. These range from simple source holders such as metal, cardboard and plastic source mounts, to precipitation devices using stainless steel and fibreglass mounts, and special source holders for liquid counting of samples. In addition to these techniques, a number of procedures of special interest in biomedical problems have been developed. One of the most important of these is the use of a catalytic synthesis of benzene which has been developed to the point to which an over-all yield of better than 90% is obtained. This synthesis can be used for carbon-containing compounds of interest in low-level tracing experiments and age dating problems. Since the synthesis involves the production of carbon dioxide at one step and the hydration of metallic carbide in another, it can be used either for the measurement of {sup 14}C or {sup 3}H or both in double labelling experiments. Considerable work is done on activation analysis of biological materials, particularly in the Division's radioecological programmes. Special techniques for the preparation of these materials for activation analysis and other radiochemical procedures are described. Since the problem of resolution in alpha-ray spectroscopy remains a very difficult one, considerable work is carried out by the oceanography and environmental studies group in the development of very thin samples which are capable of permitting higher resolution of alpha-ray spectra. These employ electrodeposition procedures from mixed solvents. Measurements are made with a special bank of Fairstein-Frisch grid counters associated with a 512-channel analyser for simultaneous recording of more than one spectrum. Solid-state detectors are also used and comparative results of gridded and solid-state detectors are shown. (author) [French] A very wide variety of sample preparation is used in the Special Training Division's reasearch' and teaching programmes. These range from simple source holders such as metal, cardboard and plastic source mounts, to precipitation devices using stainless steel and fibreglass mounts, and special source holders for liquid counting of samples. In addition to these techniques, a number of procedures of special interest in biomedical problems have been developed. One of the most important of these is the use of a catalytic synthesis of benzene which has been developed to the point to which an over-all yield of better than 90% is obtained. This synthesis can be used for carbon-containing compounds of interest in low-level tracing experiments and age dating problems. Since the synthesis involves the production of carbon dioxide at one step and the hydration of metallic carbide in another, it can be used either for the measurement of {sup 14}C or {sup 3}H or both in double labelling experiments. Considerable work is done on activation analysis of biological materials, particularly in the Division's radioecological programmes. Special techniques for the preparation of these materials for activation analysis and other radiochemical procedures are described. Since the problem of resolution in alpha-ray spectroscopy remains a very difficult one, considerable work is carried out by the oceanography and environmental studies group in the development of very thin samples which are capable of permitting higher resolution of alpha-ray spectra. These employ electrodeposition procedures from mixed solvents. Measurements are made with a special bank of Fairstein-Frisch grid counters associated with a 512-channel analyser for simultaneous recording of more than one spectrum. Solid-state detectors are also used and comparative results of gridded and solid-state detectors are shown. la preparation d'echantillons tres minces permettant d'obtenir une resolution plus poussee dans les spectres alpha. A cet effet, on utilise des procedes de separation electrolytique a partir de solvants mixtes. Les mesures sont faites a l'aide d'une serie de compteurs a grilles Fairstein-Frisch relies a un analyseur a 512 canaux pour l'enregistrement simultane de plusieurs spectres. On utilise en outre des detecteurs a semi-conducteurs. L'auteur compare les donnees fournies par ces derniers aux resultats obtenus a l'aide de detecteurs a grilles. (author) [Spanish] En el desarrollo de los programas de investigacion y de capacitacion profesional de la Division de Formacion Especial se utiliza una amplia variedad de metodos de preparacion de muestras, que abarcan desde el empleo de sencillos portafuentes a base de materiales tales como metal, cartulina y plasticos hasta el de dispositivos de precipitacion que utilizan soportes de acero inoxidable y fibra de vidrio y portafuentes especiales para el recuento por centelleo laquido. Admas de estas tecnicas, se han elaborado diversos procedimientos de interes especial para la resolucion de problemas biomedicos. Uno de los mas importantes consiste en el empleo de una sintesis catalitica del benceno que se ha perfeccionado hasta el punto de que se obtiene un rendimiento global superior al 90%. Esta sintesis puede aplicarse a los compuestos de carbono de interes para los experimentos con indicadores de baja actividad y problemas de determinacion de edades. Dado que la sintesis entrana la produccion de anhidrido carbonico en una fase y la hidratacion de carburo metalico en otra, puede utilizarse ya sea para medir {sup 14}Co o {sup 3}H o ambos en experimentos con marcacion doble. Se realiza una labor considerable en la esfera del analisis por activacion de sustancias biologicas, particularmente en la ejecucion de los programas radioecologicos de la division. Se describen tecnicas especiales para la preparacion de estas sustancias destinadas al analisis por activacion y otras operaciones radioquimicas. Dado que sigue siendo dificil la cuestion de la resolucion en la espectroscopia alfa, el grupo da estudios oceanograficos y ambientales lleva a cabo una labor considerable de preparacion de muestras muy delgadas que permiten alcanzar una resolucion mas elevada de los espectros alfa. Para ello se utilizan procedimientos de deposito electrolitico a partir de mezclas disolventes. Se efectuan mediciones con una bateria especial de contadores Fairstein-Frisch de rejilla conectados a un analizador de 512 canales para el registro simultaneo de mas de un espectro. Tambien se utilizan detectores de estado solido y se comparan los resultados obtenidos con detectores de rejilla y de semiconductores. (author) [Russian] Pri osushhestvlenii issledovatel'skih i uchebnyh programm Otdela special'noj podgotovki ispol'zujut samye raznoobraznye metody prigotovlenija obrazcov. Oni vkljuchajut kak prostye derzhateli istochnikov, naprimer metallicheskie, kartonnye i plastmassovye, tak i ustrojstva dlja osazhdenija, v kotoryh ispol'zujutsja derzhateli iz nerzhavejushhej stali i steklovolokna, a takzhe special'nye derzhateli istochnikov dlja izmerenija obrazcov v zhidkostnyh schetchikah. Krome jetih metodov, razrabotan rjad metodov, predstavljajushhih osobyj interes pri izuchenii biomedicinskih problem. Odnim iz naibolee vazhnyh iz jetih metodov javljaetsja ispol'zovanie kataliticheskogo sinteza benzola, kotoryj razrabotan do takoj stepeni, chto obshhij vyhod sostavljaet bolee 90% . Jetot sintez mozhno ispol'zovat' dlja uglerodnyh soedinenij, predstavljajushhih interes pri provedenii jeksperimentov s indikatornymi kolichestvami i izuchenii problem opredelenija vozrasta. Poskol'ku sintez svjazan s polucheniem dvuokisi ugleroda na odnoj stadii i s gidrataciej metallicheskogo karbida na drugoj stadii, ego mozhno ispol'zovat' libo dlja izmerenija ugleroda-14 ili tritija, libo ih odnovremennogo izmerenija vo vremja jeksperimentov s dvojnym mecheniem. Znachitel'naja rabota prodelana v oblasti aktivacionnogo analiza biologicheskih materialov, v chastnosti, po osushhestvleniju radiojekologicheskih programm Otdela. Opisyvajutsja special'nye metody prigotovlenija jetih materialov dlja aktivacionnogo analiza, a takzhe drugie radiohimicheskie metody. Poskol'ku problema razreshajushhej sposobnosti v al'fa-spektroskopii vse eshhe predstavljaet krajnjuju trudnost', gruppa po izucheniju problem okeanografii i okruzhajushhej sredy rabotaet nad sozdaniem ochen' tonkih obrazcov, s pomoshh'ju kotoryh mozhno poluchit' bolee vysokuju razreshajushhuju sposobnost' spektrov al'fa-izluchenij. Oni trebujut primenenija metodov jelektroosazhdenija iz smeshannyh rastvoritelej. Izmerenija proizvodjatsja s pomoshh'ju special'noj batarei setchatyh schetchikov Farshtejna-Frisha, soedinennyh s 512-kanal'nym analizatorom dlja odnovremennoj registracii neskol'kih spektrov. Ispol'zujutsja takzhe kristallicheskie detektory. Privodjatsja sravnitel'nye rezul'taty setchatyh i kristallicheskih detektorov. (author)

  5. A critical summary of microscopic fast-neutron interactions with reactor structural, fissile and fertile materials; Apercu critique des interactions microscopiques des neutrons rapides avec les materiaux de construction et les matieres fissiles et fertiles utilisees dans les reacteurs; Kriticheskij obzor mikroskopicheskog o vzaimodejstviya bystrykh nejtronov s konstruktsionnymi, rasshcheplyayushchimis ya i vosproizvodyashchim i reaktornymi materialami; Resumen critico de las interacciones microscopicas de los neutrones rapidos con los materiales estructurales fisionables y fertiles utilizados en los reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Smith, A B [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    reactions provoquees par des neutrons rapides, en insistant sur les conditions que doivent remplir, dans les reacteurs, les donnees nucleaires fondamentales. (author) [Spanish] El autor examina el estado actual de los conocimientos acerca de las reacciones inducidas por los neutrones rapidos que se utilizan en el proyecto de reactores nucleares. Estudia con particular atencion los metodos experimentales microscopicos, sus resultados y la precision de los mismos. Considera con detalle la dispersion de los neutrones rapidos, y da los resultados de mediciones experimentales de la dispersion en el caso del oxigeno, hierro, zirconio, niobio, wolframio, torio y uranio. Expone los resultados mas significativos de los estudios experimentales de la captura de neutrones rapidos y de la fision inducida por los mismos. Las mediciones estudiadas no solo conducen a resultados de gran utilidad practica, sino que sirven como ejemplos de la aplicacion de las tecnicas nucleares experimentales mas modernas. El autor indica los terrenos en que la informacion experimental es limitada, contradictoria o inexistente. Por ultimo, formula previsiones sobre el desarrollo de los conocimientos relativos a las reacciones de los neutrones rapidos, subrayando lo referente al cumplimiento de las condiciones necesarias para que el reactor proporcione datos nucleares basicos. (author) [Russian] V doklade rassmatrivaetsya primenenie shiroko rasprostranenny kh znanij o reaktsiyakh, vyzyvaemykh bystrymi nejtronami v yadernykh proektakh reaktornykh sistem. Osnovnoe znachenie pridaetsya mikroskopicheski m ehksperimental'ny m metodam, rezul'tatam i tochnosti. Podrobno rassmatrivaetsya rasseyanie bystrykh nejtronov, vklyuchaya rezul'taty ehksperimental'nogo opredeleniya rasseyaniya na kislorode, zheleze, tsirkonii, niobii, vol'frame, torii i urane. Privodyatsya dannye, poluchennye v rezul'tate ehksperimental'ny kh issledovanij zakhvata bystrykh nejtronov i deleniya, vyzvannogo nejtronami. Izmereniya, privedennye v

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  7. The Radioisotopic Determination of Diffusion Coefficients and Currents in Natural Waters. Surface Collection of Radioactive Fall-Out on a Large Alpine Lake; Determination par detection nucleaire des coefficients de diffusion et des courants dans les eaux naturelles. Evolution de la surface de collection d'un grand lac alpin pour les retombees radioactives; Opredelenie koehffitsienta diffuzii i skorosti techeniya estestvennykh vod pri pomoshchi yadernogo detektirovaniya. Ehvolyutsiya poverkhnosti sbora radioaktivnykh osadkov na bol'shom al'pijskom ozere; Determinacion por deteccion nuclear de los coeficientes de difusion y de las corrientes en las aguas naturales evolucion de la superficie de captacion de un gran lago alpino para las precipitaciones radiactivas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chesselet, R.; Nordemann, D. [Service d' Electronique Physique, Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France); Dussart, B. [Centre de Recherches Hydrobiologiques, CNRS, Gif-sur-Yvette (France)

    1963-08-15

    precipitacione s radiactivas debidas a las explosiones nucleares en la atmosfera (octubre de 1961-enero de 1962). Midieron diariamente la radiactividad en muestras de agua del lago Leman tomadas a 0, 10 y 20 m de profundidad y en un colector de precipitaciones atmosfericas secas y humedas. A pesar de la complejidad del regimen de aportaciones en funcion del tiempo, la inter- pretacion de los diagramas obtenidos puede contribuir a resolver el problema del destino de los productos radiactivos en las condiciones de difusion y de corriente que reinan en la practica. La difusion de productos radiactivos en cantidad muy pequena, unida a la utilizacion de diversas tecnicas de deteccion nuclear de alta sensibilidad, permitiran obtener mas datos sobre la difusion in situ y el movimiento de las masas de aguas naturales. (author) [Russian] Na pervom ehtape avtory vyzvali diffuziyu ''in situ'' na radioaktivnom izluchatele, natrii-22, v vide Na{sup +}, s aktivnost'yu nizhe 1 millikyuri. Zakony diffuzii, primenennye v ehtom sluchae, legko pozvolyayut predvidet' skorost' ''radioaktivnogo Oblaka'' vo vremya diffuzii. Takim obrazom, registratsiya aktivnosti v zavisimosti ot vremeni, izmerennaya s pomoshch'yu dvukh nadlezhashchim obrazom raspolozhennykh gamma- detektorov, privela k otsenke koehffitsienta diffuzii dlya ispol'zuemogo izluchatelya i k izmereniyu skorosti techeniya v toj tochke, gde proizvodilos' izmerenie (v dannom sluchae ozero Leman). Na vtorom ehtape v sootvetstvii s geofizicheskim issledovaniem obshchej problemy radioaktivnogo vypadeniya, avtory ispol'zovali nakoplenie radioaktivnykh osadkov, voznikshikh v rezul'tate yadernykh ispytanij, provedennykh v atmosfere v oktyabre 1961 - yanvare 1962 g. Kazhdyj den' bralis' proby vody Lemanskogo ozera na glubinakh O, 10 i 20 m, a takzhe sukhikh i vlazhnykh atmosfernykh vypadenij. Nesmotrya na slozhnost' rezhima nakopleniya v zavisimosti ot pogody, tolkovanie poluchennoj-diagrammy mozhet sposobstvovat' razresheniyu problemy vypadeniya

  8. Use of radioactive tracers in studying the transport of solids in watercourses; Emploi de traceurs radioactifs pour l'etude du transport solide dans les cours d'eau; Ispol'zovanie radioaktivnykh indikatorov dlya izucheniya peremeshcheniya tverdykh chastits v vodnykh potokakh; Empleo de indicadores radiactivos para el estudio del transporte de solidos en las corrientes de agua

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Courtois, G [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France); Jaeery, P; Heuzel, M [Laboratoire National d' Hydraulique de Chatou (France)

    1962-01-15

    aplicacion de los indicadores radiactivos a los estudios sobre modelos a escala reducida con el doble proposito de: a) disponer de un procedimiento de investigacion comun para los estudios efectuados sobre el terreno y en los modelos a escala reducida, con el objeto de poder controlar la fidelidad del modelo durante los ensayos de calibracion; b) aprovechar las ventajas que ofrecen los modelos a escala reducida en cuanto a facilidad de observacion y mediciones directas, para estudiar las posibilidades de mejorar el metodo de los indicadores, especialmente en lo que se refiere a la obtencion de datos cuantitativos. (author) [Russian] Natsional'naya gidravlicheskaya laboratoriya, vyrabotavshaya v sotrudnichestve s TSentrom yadernykh issledovanij v Sakle pribory i metody izucheniya dvizheniya donnykh otlozhenij pri pomoshchi metoda radioaktivnykh indikatorov, prilagaet v nastoyashchee vremya usiliya k tomu, chtoby osushchestvit' dejstvitel'no kolichestvennyj sposob issledovanij. Za poslednee vremya bylo provedeno dva opyta v prirodnykh usloviyakh v rekakh; pervyj iz nikh byl posvyashchen izucheniyu uvlecheniya gal'ki vodami Rony, a drugoj - izucheniyu peremeshcheniya peska v reke Niger. Parallel'no s poslednim opytom byli provedeny identichnye ispytaniya na makete reki Niger, sozdannom v laboratorii v SHatu. V ehtikh opytakh bylo ispol'zovano izluchenie margantsa-56 i natriya-24, vyzvannoe neposredstvennoj aktivatsiej tolchenoj kostochki abrikosa, izobrazhavshej v ispytaniyakh na makete prirodnye donnye otlozheniya Nigera. Sovmestnye usiliya laboratorii v SHatu i TSentra yadernykh issledovanij v Sakle napravleny v nastoyashchee vremya na primenenie metoda radioaktivnykh indikatorov k opytam na maketakh s dvojnoj tsel'yu: a) Vyrabotat' odinakovye metody issledovaniya v prirodnykh usloviyakh i na makete dlya proverki tochnosti maketa v stadii opytov po ehtalonirovaniyu; b) Ispol'zovat' legkost' vedeniya nablyudenij i proizvodstva neposredstvennykh izmerenij na maketakh dlya

  9. Properties of silicium n-i-p junctions - application to the detection of relativist particles; Propriete des jonctions nip de silicium - Application a la detection des particules relativistes; Svojstva perekhoda p-i-n v kremnii - primenenie k obnaruzheniyu relyativistskikh chastits; Propiedades de estructuras nip de silicio - Aplicacion a la deteccion de particulas relativistas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Koch, L; Messier, J; Valin, J [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1962-04-15

    . (author) [Spanish] Los autores describen la experiencia adquirida en el CENS, en lo que se refiere a la deteccion de particulas nucleares por medio de semiconductores. Han estudiado especialmente cierto tipo de detector, de estructura pin. Suponiendo que se trabaje con materiales de igual pureza inicial, este dispositivo presenta, con respecto a los aparatos de estructura corriente pn o npp{sup +}, la ventaja de poseer un mayor volumen sensible. En efecto: a) a igual diferencia de potencial aplicada al cristal, el espesor total de las barreras es mayor; b) a igualdad de la corriente inversa, la maxima diferencia de potencial que admiten es mayor; c) siendo iguales todas las demas condiciones, su capacidad por unidad de superficie es menor y la maxima superficie admisible es, pues, mas elevada. Los autores describen detalladamente ciertos procedimientos que permiten obtener estructuras pin en el silicio, con un espesor de zona intermedia que alcanza a 1 mm. Finalmente, describen algunas aplicaciones de estos detectores, tales como la espectroscopia {alpha} y {gamma}, y la medida de dE/dX en el caso de las particulas relativistas. (author) [Russian] V dannoj rabote govoritsya ob opyte, provedennom v TSentre yadernykh issledovanij v Sakle, v oblasti obnaruzheniya yadernykh chastits s pomoshch'yu poluprovodnikov. V chastnosti, izuchalsya tip detektora s perekhodom p-i-n. Po sravneniyu s obychnymi perekhodami p-n ili npp{sup +} i pri uslovii ravnoj chistoty iskhodnogo materiala, ehtot perekhod imeet preimushchestvo, zaklyuchayushcheesya v bolee vysokoj chuvstvitel'nosti ; dejstvitel'no: 1) pri ravnoj raznosti potentsialov, prilozhennoj k kristallu, samym vazhnym yavlyaetsya obshchaya tolshchina bar'erov; 2) pri ravnom obratnom toke maksimal'naya raznost' potentsialov, kotoruyu oni vyderzhivayut, bolee vysoka; 3) pri drugikh ravnykh velichinakh ikh emkost' na edinitsu poverkhnosti nizhe, a maksimal'no dopustimaya poverkhnost' vyshe. V rabote podrobno opisyvayutsya nekotorye

  10. A review of calculation methods for fast and intermediate reactors; Expose des methodes pour le calcul de reacteurs a neutrons rapides et intermediaires; Obzor metodov rascheta reaktorov na promezhutochnykh i bystrykh nejtronakh; Estudio panoramico de los metodos de calculo de los reactores rapidos e intermedios

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Marchuk, G I [Akademiya Nauk, Moskva, Union of Soviet Socialist Republics (Russian Federation)

    1962-03-15

    de ecuaciones fundamentales y conjugadas de la teoria de los multigrupos. Expone luego diversas aplicaciones de la teoria de la perturbacion a los problemas del calculo fisico del reactor. Examina los metodos numericos de resolucion de las ecuaciones fundamentales y conjugadas que expresan el funcionamiento del reactor sobre la base del metodo de los armonicos esfericos. Explica asimismo como se utiliza el metodo de las caracteristicas en la solucion de problemas relativos a la masa critica del reactor. Describe los metodos de calculo de los reactores con moderadores que contienen hidrogeno y, por fin, expone las bases de un modelo efectivo fundado en la teoria de un solo grupo, aplicable al reactor. (author) [Russian] Obsuzhdaetsya razvitie metodov rascheta yadernykh reaktorov na promezhutochnykh i bystrykh nejtronakh. Rassmatrivayuts ya razlichnye postanovki zadach fizicheskogo rascheta. Obsuzhdaetsya uchet rezonansnykh ehffektov. Vvodyatsya v rassmotrenie mnogogruppovy e sistemy 'osnovnykh i sopryazhennykh uravnenij. Daetsya razlichnoe primenenie teorii vozmushchenij k zadacham fizicheskogo rascheta reaktora. Rassmatrivayuts ya chislennye metody resheniya osnovnykh i sopryazhennykh uravnenij reaktora v priblizhenii metoda sfericheskikh garmonik. Daetsya primenenie metoda kharakteristik k resheniyu zadach na kriticheskuyu massu reaktora. Izlagayutsya metody rascheta reaktorov s vodorodsoderzhashchim i zamedlitelyami . Izlagayutsya osnovy ehffektivnoj odnogruppovoj modeli reaktora. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

    autores explican como han adaptado la clave AX-I para calculos neutronico-hidro-dinamicos al caso de un gas que se ajusta a la ecuacion de Van der Waals. Otra modificacion importante introducida en la ecuacion de estado utilizada en la clave, consiste en emplear una ecuacion del tipo de Mie-Gruneisen, derivada de la teoria del estado solido. Esta modificacion permite evaluar de manera mas satisfactoria del termino de presion para el caso de cuerpos de composicion variable. Dado que en un conjunto de potencia cero las placas de uranio fuertemente enriquecido en el isotopo-235, se calentaran con mas rapidez que las de uranio empobrecido, la posibilidad de que se produzca un efecto Doppler positivo neto es mucho mayor en un conjunto experimental que en el reactor de potencia reproductor equivalente. Se ha estudiado este peligro en el caso de diferentes conjuntos posibles. Los calculos indican que en un conjunto de potencia cero el coeficiente Doppler solo alcanza un valor peligroso en los sistemas que poseen un espectro de energias neutronicas muy blando, caracteristico de los grandes reactores de potencia reproductores, alimentados con oxido de uranio. (author) [Russian] Provedeno issledovanie vozmozhnosti, mekhanizma i posledstvij rasplavleniya, a takzhe drugikh krupnykh yadernykh intsidentov dlya ehksperimental'nog o reaktora nulevoj moshchnosti na bystrykh nejtronakh tipa ZPR-III dvukhpolovinchatog o tipa. V dopolnenie k ehtomu issledovaniyu provedena otsenka znacheniya ehffekta Dopplera dlya mnogikh yadernykh reaktornykh ustanovok takogo reaktora. V doklade budet pokazano, chto yavlenie rasplavleniya maloveroyatno vvidu ogranichennogo kolichestva yavlenij, kotorye nuzhno postulirovat'. Posle rassmotreniya mekhanizma razrusheniya budut dany rezul'taty raschetov, svyazannykh s nejtronnoj fizikoj i gidro-dinamikoj , dlya dvukh reaktornykh ustanovok nulevoj moshchnosti. Provedeno issledovanie aktivnoj zony emkost'yu 1200 litrov, kharakternoj dlya otnositel'no bol

  12. A general-purpose pulse amplifier; Amplificateur d'impulsions universel; Universal'nyj usilitel' impul'sov; Amplificador de impulsos para uso general

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hansen, K B [Forsogsanlaeg Riso, Roskilde (Denmark)

    1962-04-15

    'amplificateur satisfaisant aux conditions requises pour remplir le role d'amplificateur . Les specifications les plus importantes de cet appareil sont: gain de 90 dB a partir du courant continu jusqu'a 10 kHz, tombant ensuite a environ 20 dB par decade jusqu'a 15 MHz (gain de 30 dB). L'amplificateur comporte quatre tubes. Dans la plupart des cas, il n'est pas besoin d'une source de courant stabilisee, la stabilite dependant uniquement de celle du circuit de contre-reaction utilise. (author) [Spanish] En esta memoria se propone la utilizacion, para transformar la forma y tamano de impulsos nucleares segun se desee, de la tecnica de los ''amplificadores operacionales'', conocida en los trabajos con calculadoras analogicas. Este procedimiento permite, con un amplificador fundamental pero con diferentes circuitos de realimentacion, disponer de preamplificadores y de amplificadores de propiedades distintas y que presenten cualidades optimas con respecto al parametro de mayor interes, por ejemplo, linealidad, estabilidad o sobresaturacion. Como este metodo requiere la utilizacion de circuitos paralelos de realimentacion, se presta especialmente para los preamplificadores, pues en su mayor parte los detectores son generadores de corriente. Se describe un amplificador que satisface las condiciones necesarias para servir de amplificador operacional. Las especificaciones principales son: Amplificacion de 90 db desde O hasta 10 kHz, que disminuye approximadamente 20 db por decada hasta 15 MHz (amplificacion: 30 db). En el amplificador se emplean cuatro valvulas. En la mayor parte de las operaciones de transformacion de impulsos no hace falta una fuente de energia estabilizada; la estabilidad del sistema dependera unicamente de la del circuito de realimentacion. (author) [Russian] V doklade delayutsya predlozheniya o primenenii metoda, ispol'zuemogo pri analogichnykh vychisleniyakh, dlya prevrashcheniya yadernykh impul'sov v impul'sy zhelaemogo vida i razmera pri pomoshchi ''operatsionnykh

  13. Resonance absorption of nuclear gamma radiation; Absorption par resonance des rayons gamma; Rezonansnaya absorbtsiya i rasseyanie yadernogo gamma-izlucheniya; Absorcion por resonancia de las radiaciones gamma en los nucleos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hanna, S S; Perlow, G J [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-01-15

    radiacion do resonancia con y sin polarizacion. Estos estudios les han conducido a una interpretacion de la estructura hiperfina en funcion de las propiedades de los estados nucleares y de la interaccion hiperfina en el hierro. Tambien han investigado los efectos de un campo magnetico externo sobre la estructura hiperfina. Por otra parte, la absorcion por resonancia en el {sup 57}Fe permitio estudiar la relacion entre la cronologia de la desintegracion de im estado nuclear y el espectro de la radiacion observada. Se realizaron observaciones detalladas sobre el espectro de las radiaciones de resonancia filtradas, en funcion del tiempo, en condiciones muy diversas. (author) [Russian] Kak pokazal Messbauehr, ispuskanie i pogloshchenie yadernogo izlucheniya bez otdachi yadra obespechivaet prostoj metod izucheniya vzaimodejstviya yader s ehlektromagnitnym izlucheniem i, chto ochen' vazhno, yavlyaetsya chrezvychajno chuvstvitel'nym sredstvom issledovaniya bol'shogo kolichestva fizicheskikh zadach. V sluchae yader zheleza-57 sozdaetsya ves'ma blagopriyatnoe polozhenie, tak kak v ehtom sluchae rezonansnoe pogloshchenie mozhet ispol'zovat'sya v kachestve ochen' chuvstvitel'nogo detektora izmeneniya chastoty ehlektromagnitnogo izlucheniya. Detal'no izuchalos' rezonansnoe pogloshchenie v zheleze-57. Intensivnost' pogloshcheniya, forma i liniya sdviga nablyudalis' v zavisimosti ot temperatury. Polyarizatsiya radioaktivnogo izlucheniya nablyudalas' posredstvom ehksperimentov s namagnichennymi istochnikami i poglotitelyami. Sverkhtonkij spektr rezonansnoj radiatsii analizirovalsya s polyarizatsiej i bez nee. EHti issledovaniya priveli k tolkovaniyu sverkhtonkoj struktury v otnoshenii svojstv yadernykh sostoyanij i sverkhtonkogo vzaimodejstviya v zheleze. Bylo rassmotreno takzhe vliyanie vneshnego magnitnogo polya na sverkhtonkuyu strukturu. Rezonansnoe pogloshchenie v zheleze-57 bylo ispol'zovano dlya izucheniya svyazi mezhdu razvitiem raspada yadernogo sostoyaniya vo vremeni i spektrom

  14. Pointing Out Main Factors from Design, Construction and Operating Experience of Existing Nuclear Plants for Assisting in Shaping Future Nuclear Power Programmes; Les principaux criteres degages de l'etude, de la construction et de l'exploitation des centrales nucleaires existantes et leur interet pour l'elaboration des futurs programmes d'energie d'origine nucleaire; Ukazanie osnovnykh faktorov proektirovaniya, stroitel'stva i opyta ehkspluatatsii sushchestvuyutsikh atomnykh ehlektrostantsij, chto dolzhno pomoch' pri sostavlenii budushchikh programm atomnoj ehnergetiki; Principales consideraciones relativas al diseno, construccion y explotacion de centrales nucleares, encaminadas a facilitar la preparacion de programas futuros de energia nucleoelectrica

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dalla Volta, F. [Comitato Nazionale per l' Energia Nucleare, Rome (Italy)

    1963-10-15

    ehlektrostantsii mogut tselikom ili bol'shej chast'yu okupit'sya raskhody po razrabotke ochen' nadezhnykh obolochek. Rassmatrivaetsya sposobnost' oprobirovannykh tipov stantsij udovletvoryat' trebovaniya ehnergosistemy i ikh prigodnost' takzhe v svyazi s uvelichayushchejsya rol'yu yadernykh ehlektrostantsij. I,nakonets, podcherkivaetsya vazhnost' problemy sbora i interpretatsii dannykh o rabote trekh ehlektrostantsij, ehkspluatatsiya kotorykh nachinaetsya v Italii, chto dolzhno pomoch' pri proektirovanii novykh stantsij. (author)

  15. Technical Developments in the USAEC Process Radiation Development Program; Etudes technologiques dans le cadre du programme de mise au point d'applications industrielles des rayonnements de la CEA-EU; Issledovaniya v oblasti promyshlennogo primeneniya izluchenij, vkhodyashchie v programmu komissii po atomnoj ehnergii USAEC; Progresos tecnicos en el programa de la USAEC para el fomento de la irradiacion industrial

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    Machurek, J. E.; Stein, M. H. [Division of Isotopes Development, USAEC, Washington, DC (United States)

    1963-11-15

    ispol'zovanie ioniziruyushchikh izluchenij v promyshlennosti. Provedeno chetyrnadtsat' takikh issledovanij, rezul'taty nekotorykh iz nikh izlozheny v obshchikh chertakh v dannoj rabote, ostal'nye izlagayutsya bolee podrobno - v drugikh stat'yakh trudov. Temy issledovanij vklyuchayut: 1. Prigotovlenie kombinatsij derevo-plastik, ispol'zuya gamma-izluchenie dlya indutsirovaniya polimerizatsii. 2. Ispol'zovanie beta-izlucheniya produktov deleniya dlya gidrogenizatsii uglya, i ego produktov s tsel'yu polucheniya zhidkogo uglevodorodnogo topliva. 3. Poluchenie poluprovodnikovykh priborov s formirovaniem zadannogo prostranstvennogo raspredeleniya primesej v zavisimosti ot legirovaniya putem nejtronnykh prevrashchenij. 4. Vyzvannaya izlucheniem polimerizatsiya ehtilena i sopolimerov. 5. Osnovnye issledovaniya mekhanizmov i kinetiki reaktsij, vyzvannykh izlucheniem. 6. Radiatsionno-khimicheskie protsessy pri ftorirovanii razlichnykh aromaticheskikh soedinenij. 7. Ispol'zovanie polifunktsional'nykh monomerov dlya intensifikatsii radiatsionnogo sshivaniya poliehtilena, polipropilena, poliizobutilena i atsetattsellyulozy. 8. Vliyanie nabukhaniya, deformatsii i temperatury na fizicheskie i khimicheskie svojstva polimerov, poluchennykh s pomoshch'yu radiatsii. 9. Vliyanie strukturnykh faktorov na radiatsionnye izmeneniya v polimerakh, privodyashchie k graftsopolimerizatsii. 10. Ispol'zovanie yadernykh izluchenij dlya modifikatstsii tekstil'nykh materialov. 11. Reaktsii, vyzvannye izlucheniem kriptona-85. 12. Podgotovka ''Spravochnika po radiatsii''. 13. Ispol'zovanie metalloorganicheskoj svyazi dlya gamma-dozimetrii pri bol'shikh moshchnostyakh dozy. 14. Razrabotka dozimetra s solnechnym ehlementom. (author)

  16. Radiation-pulse transmission via a long cable without a preamplifier and/or a pulse transformer; Transmission d'impulsions de rayonnement par cable long sans l'adjonction d'un preamplificateur ou d'un transformateur d'impulsions; Peredacha impul'snykh izluchenij no kabelyu na dal'nie rasstoyaniya bez predvaritel'nogo usileniya i/ili bez preobrazovaniya impul'sov; Transmision de impulsos por cables de gran longitud sin preamplificador y/o transformador de impulsos

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    Miwa, H; Tohyama, T [Kobe Kogyo Corporation, Okubo, Akashi, Hyogo (Japan)

    1962-04-15

    impedancia de entrada. Este seria el tipo 3), que produce una amplitud de impulsos excelente pero, debido a la rapidez del impulso de corriente y a que la constante de tiempo de integracion del circuito de entrada es baja, se requiere que el amplificador pudiera operar a frecuencias superiores a los 10 MHz. El tipo 2) es u n a combinacion de 1) y 3). La salida de los detectores se conecta al amplificador de corriente de b a j a impedancia a traves de una resistencia de aproximadamente 10{sup 5} {Omega}. La resistencia modifica hasta un valor adecuado la constante de tiempo de integracion del circuito de entrada y permite reducir el limite maximo de frecuencia del circuito electronico hasta unos 2 MHz, conservando la proporcionalidad entre la amplitud de impulso y la energia de la radiacion. La resistencia actua tambien como dispositivo de seguridad para detectores de gas. El cable que une a la resistencia con el amplificador de corriente puede llegar a tener mas de 500 m de largo sin que aparezcan distorsiones en los impulsos, empleando cable coaxial con su impedancia caracteristica ajustada a la de entrada del amplificador del tipo 2 mediante una resistencia variable en serie. Los autores emplean con frecuencia circuitos del tipo 2) en instrumentos nucleares como un higrometro neutronico para suelos (contador de BF{sub 3}), un analizador de la composicion de suelos (espectrometro de centelleo), u n instrumento para medir el espesor de la nieve (contador G.M.) y en telemonitores. Como estos instrumentos n o llevan preamplificador ni transformador de impulsos, se pueden emplear bajo condiciones ambientes muy severas: a temperaturas altas o bajas, flujos neutronicos (gamma) elevados, etc. Un cable coaxial simple permite colocar el detector en u n punto alejado. Los espectros gamma de centelleo n o muestran variaciones aunque se transmitan los impulsos por un cable de mas de 500 m de longitud. (author) [Russian] Pri perevode yadernykh priborov na tranzistory, vvidu prisushchego

  17. Use of semiconductors in lieu of emulsions in nuclear spectroscopy; Utilisation de semi-conducteurs a la place d'emulsions en spectroscopie nucleaire; Primenenie poluprovodnikov vmesto ehmul'sij v yadernoj spektroskopii; Sustitucion de las emulsiones por semiconductores en espectroscopia nuclear

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    Bilaniuk, O M; Marsh, B B [University of Rochester, Rochester, NY (United States)

    1962-04-15

    schetchik, voznikayushchij v rezul'tate impul's peredaetsya v oba kontsa linii zaderzhki. Kazhdaya iz 20 stupenej linii sostoit iz dvukh induktivnostej v 35 {mu}H i dvukh kondensatorov v 60 {mu}{mu}F, odnim iz kotorykh yavlyaetsya sam schetchik i ego provoda. EHti komponenty obespechivayut zaderzhku v razmere t = 2 (LC){sup 1/2} = 90 m{mu}s na stupen'. Takim obrazom, razlichie vo vremeni mezhdu impul'- sami, dokhodyashchimi do kontsov linii zaderzhki, budet sostavlyat' 180 m{mu}leek. na dva sosednikh detektora. Oba kontsa linii zaderzhki sootvetstvenno prisoedinyayutsya k ''start''-usilitelyu i ,''stop''-usilitelyu, posle chego pridaetsya formiruyushchaya i puskovaya skhemy. Ikh vykhody privodyat v dejstvie vremenno-amplitudnyj preobrazovatel' impul'sov 6BN6. Ustanovlennaya zaderzhka v 2,5 {mu}s vklyuchena v ''stop''-usilitel', chto obespechivaet postoyannyj prikhod ,,stop''-impul'sa v vremenno-amplitudnyj preobrazo- vatel' posle ,,start''-impul'sa. Amplituda impul'sa, idushchego iz preobrazovatelya 6BN6, proportsional'na raznitse vo vremeni mezhdu ''start''- i ,''stop''-impul'sami. Takim obrazom, signaly, voznikayushchie v razlichnykh schetchikakh mozaiki, dekodiruyutsya amplitudoj impul'sa. Poluchaemye v rezul'tate gruppy scheta izobrazhayutsya na ehkrane 400-kanal'nogo analizatora amplitudy impul'sov, perepechatyvayutsya i izobrazhayutsya graficheski s pomoshch'yu samopistsa X-Y. Gruppy tselikom razlozheny, tak chto dekodirovanie yavlyaetsya polnym. Dekodiruyushchaya skhema mozhet prinimat' odin impul's cherez kazhdye 8 mikrosekund, i, takim obrazom, ogranichenie skorosti scheta iskhodit ne iz ehtogo pribora, a iz 400-kanal'nogo analizatora. Bylo obnaruzheno, chto dekodiruyushchij pribor udovletvoritel'no rabotaet v prisutstvii magnitnogo polya i pri rabote tsiklotrona na polnuyu moshchnost'. Predstavleny polnye skhemy dekodiruyushchego ustrojstva i pokazany obraztsy yadernykh dannykh, sobrannykh s ego pomoshch'yu. (author)

  18. A pulsed fast reactor; Un reacteur pulse a neutrons rapides; Impul'snyj reaktor na bystrykh nejtronakh; Reactor rapido pulsado

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Blokhin, G. E.; Blokhintsev, D. I.; Blyumkina, Yu. A.; Bondarenko, I. I.; Deryagin, B. N.; Zajmovskij, A. S.; Zinov' ev, V. P.; Kazachkovskij, O. D.; Krasnoyarov, N. V.; Lejpunskij, A. I.; Malykh, V. A.; Nazarov, P. M.; Nikolaev, S. K.; Stavisskij, Yu. Ya.; Ukraintsev, F. I.; Frank, I. M.; Shapiro, F. Ji.; Yazvitskij, Yu. S. [Akademiya Nauk, Moscow, SSSR (Russian Federation)

    1962-03-15

    los impulsos de potencia. Asimismo, se efectuaron mediciones del periodo de los neutrones instantaneos, de la fraccion efectiva de neutrones retardados y de los coeficientes de variacion de la reactividad en funcion de la temperatura. (author) [Russian] Impul'snyj reaktor na bystrykh nejtronakh (IBR) rabotaet na nominal'noj moshchnosti v Obedinennom institute yadernykh issledovanij s dekabrya 1960 goda. Reaktor ispol'zuetsya v kachestve impul'snogo istochnika nejtronov dlya fizicheskikh ehksperimentov, provodimykh metodom vremeni proleta. Provodyatsya izmereniya polnogo secheniya, secheniya zakhvata dlya promezhutochnykh nejtronov, issledo- vaniya vzaimodejstviya medlennykh nejtronov s tverdym telom i s zhidkost'yu, izmereniya spektrov nejtronov, ustanavlivayushchikhs ya v. razlichnykh sredakh. V doklade opisany osnovy konstruktsii reaktora i rezul'taty ego issledovanij. Osnovnoj rezhim raboty reaktora-rezhim periodicheskikh impul'sov. Impul'sy moshchnosti voznikayut pri bystrom peremeshchenii podvizhnoj chasti aktivnoj zony reaktora cherez ego nepodvizhnuyu zonu. Podvizhnaya chast' aktivnoj zony zakreplena vo vrashchayushchemsya diske i dvizhetsya so skorost'yu-230 m/sek. Chastota impul'sov moshchnosti mozhet izmenyat'sya s pomoshch'yu vspomogatel'noj podvizhnoj zony v diapazone 2,3-88 im/sek. Srednyaya moshchnost' reaktora - 1 kvt. Polushirina impul'sa moshchnosti - 36 mksek. Reaktor snabzhen sistemoj upravleniya i zashchity, obespechivayushchej avtomaticheskoe podderzhanie srednej moshchnosti reaktora i ego bystruyu ostanovku v sluchae narusheniya rezhima. Reaktor snabzhen sistemoj vakuumirovanny kh nektronovodov, ispol'zuemykh v ehksperimentakh po vremeni proleta. Glavnyj nejtronovod imeet dlinu 1000 m. V protsesse puska i fizicheskikh issledovanij reaktora izuchalos' vliyanie peremeshcheniya organov regulirovaniya i podvizhnykh chastej aktivnoj zony na reaktivnost', izmeryalas' dlitel'nost' impul'sa pri razlichnykh rezhimakh raboty reaktora, izuchalis

  19. The Technical Training Programme for Nuclear Power Station Personnel; Programme de formation technique du personnel des centrales nucleaires; Programma tekhnicheskoj podgotovki personala yadernoj ehlektrostantsii; El programa de formacion tecnica del personal de una central nucleoelectrica

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    Howey, G. R. [Hydro-Electric Power Commission of Ontario, Toronto, Ontario (Canada)

    1963-10-15

    ehnerdzhi of Kanada limited'', ehkspluatiruetsya i obsluzhivaetsya personalom Gidroehnergeticheskoj komissii Ontario, ona yavlyaetsya mestnym kommunal'nym predpriyatiem. Trudnost' v nabore i obuchenii personala stantsii zaklyuchalas' v tom, chto do nedavnego vremeni osnovnye potrebnosti v ehlektrichestve Ontario obespechivalis' gidroehlektrostantsiyami. Vozrosshee ispol'zovanie teplovoj ehnergii s nachala 1950 goda privelo k ostroj nekhvatke personala, obladayushchego opytom ehkspluatatsii teplovykh ehlektrostantsij. CHtoby vyjti, iz ehtogo polozheniya, byli predprinyaty sleduyushchie shagi dlya obespecheniya obsluzhivaniya atomnykh ehlektrostantsij opytnym personalom: (1) Pervonachal'no byla otobrana gruppa professional'nykh inzhenerov iz chisla lits, obladayushchikh znachitel'nym opytom v oblasti ehkspluatatsii yadernykh ustanovok, teplovykh ehlektrostantsij i v oblasti ehlektrotekhniki voobshche; (2) Byla otobrana eshche odna gruppa operatorov i ehkspluatatsionnikov, obladayushchikh bol'shim opytom raboty; (3) Dlya otobrannykh grupp byla sostavlena strogo ustanovlennaya uchebnaya programma podgotovki, zatragivayushchaya ehkspluatatsiya kak atomnykh stantsij, tak i stantsij, rabotayushchikh na ugle. Podgotovkoj rukovodili proektirovshchiki NPD. Zanyatiya prokhodili v auditoriyakh i po mestu raboty. (4) YAdernyj uchebnyj tsentr byl sozdan dlya togo, chtoby podobrat' i obuchit' dopolnitel'nyj personal, ustroit' ofitsial'nye ehkzameny i v posleduyushchem otvechat' za uroven' podgotovki personala. Personal sdaval ehkzameny, provodimye Byuro po upravleniyu atomnoj ehnergiej, kotoroe yavlyaetsya samostoyatel'nym federal'nym agentstvom, reguliruyushchim soblyudenie ustavnykh polozhenii. Podgotavlivayutsya pyat' obshchikh kategorij personala: (1) dozimetristy - inzhenery, otvetstvennye za ehkspluatatsiyu, ukhod i za administrativno-dozimetricheskij kontrol', smenyayushchiesya periodicheski s tsel'yu povysheniya ikh mnogostoronnej kvalifikatsii; (2) operatory - chetyre urovnya

  20. Radioautography in the Study of Radioisotopically-Tagged Substances in Insect Control; L'autoradiographie dans l'etude de substances marquees au moy en de radioisotopes utilisees dans la lutte contre les insectes; Primenenie radioavtografii pri izuchenii substantsij, mechennykh radioizotopami, v bor'be s nasekomymi; La autorradiografia en el estudio de las sustancias marcadas con radioisotopos utilizadas en la lucha contra los insectos

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    Joftes, D. L. [New England Deaconess Hospital, Boston, MA (United States)

    1963-09-15

    ''4 (kotorye zhelatel'ny, poskol'ku pochti kazhdyj insektitsid budet soderzhat' uglerod i vodorod) imeyut to preimushchestvo, chto dayut radioavtogrammy s vysokoj razreshayushchej sposobnost'yu i imeyut bol'shoj period poluraspada i poehtomu ne voznikaet trudnostej v tekh sluchayakh, kogda neobkhodim ochen' dlitel'nyj srok ehkspozitsii. Prodolzhitel'naya ehkspozitsiya mozhet potrebovat'sya, kogda predpolagaetsya nalichie ochen' nebol'shikh kolichestv radioaktivnykh veshchestv dazhe pri vysokoj udel'noj aktivnosti insektitsida. Neobkhodimo byt' uverennym v tom, chto insektitsid popadaet v tu chast' molekuly, gde radioaktivnyj indikator ostaetsya svyazannym s toj polovinoj, kotoruyu zhelatel'no izuchit'. Posle togo kak insektitsid pogloshchen ili vveden, podgotovka preparata osushchestvlyaetsya obychnymi gistologicheskimi metodami fiksatsii, zalivki, prigotovleniya srezov i nalozheniya na predmetnoe steklo. Zatem tkani mogut byt' deparafinirovany i gidratirovany, posle chego oni gotovy dlya pokrytiya yadernoj fotoehmul'siej. Esli radioaktivnye,sostavlyayushchie v tkanyakh nakhodyatsya v rastvorimom sostoyanii, to dlya izbezhaniya poteri ili mobilizatsii radioizotopa mogut byt' primeneny metody sushki zamorazhivaniem. Dlya takikh preparatov mozhno primenyat' sukhie ehmul'sionnye plenki. Okraska mozhet proizvodit'sya kak do, tak i posle primeneniya yadernoj fotoehmul'sii, v zavisimosti ot kharaktera trebuyushchejsya okraski. V obshchem, predpochtitel'nee okrashivat' posle togo, kak fotoehmul'siya nanesena i proyavlena. Pri primenenii izotopov s dostatochnoj ehnergiej izlucheniya radioaatografirovaniyu mogut podvergnut'sya rasteniya ili ikh chasti tselikom, i v ehtom sluchae gistologicheskaya obrabotka mozhet byt' isklyuchena; ta chast', kotoraya dolzhna podvergnut'sya radioavtografii, prizhimaetsya k plenke v presse dlya rastitel'nykh obraztsov ili v drugom, prigodnom dlya ehtogo ustrojstve. Naibolee udobnym metodom primeneniya yadernykh fotoehmul'sij dlya gistolicheskikh

  1. 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

  2. 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