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Sample records for planirovaniya remontov ispytanij

  1. The Economical Application of Non-Destructive Testing to Reactor Components, Especially Jacket Tubing; Avantages Economiques du Controle Non Destructif des Pieces de Reacteurs, Notamment des Tubes de Gainage; Ehkonomicheskoe primenenie nedestruktivnykh ispytanij dlya reaktornykh komponentov, v chastnosti obolochechnykh trub; Aplicacion en Condiciones Economicas de Ensayos No Destructivos a las Piezas de los Reactores, en Especial a los Tubos de Revestimiento

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Renken, C. J. [Metallurgy Division Argonne National Laboratory Argonne, IL (United States)

    1965-10-15

    varias fuentes indicadoras de falsos defectos que seuelen existir tanto cuando se aplican los metodos ultrasonicos como los electromagneticos. La experiencia adquirida en la aplicacion de esos dos metodos por el Argonne National Laboratory a cantidades relativamente grandes de tubo de diversas procedencias se estudia desde el punto de vista del costo mas bajo posible a que pueda efectuarse la inspeccion por unidad de longitud del tubo de que se trate. En la presente seccion se expone ademas en forma concisa la experiencia adquirida en Argonne con los modernos metodos de impulsos electromagneticos. Se examina la influencia critica, pero generalmente inapreciada, que tienen en el costo de la inspeccion el diametro y el espesor de pared del tubo. Teniendo en cuenta que el problema de la inspeccion en condiciones economicas guarda una estrecha relacion con el numero medio de defectos admisibles, se estudian asimismo los promedios y las normas que se aplican en Argonne. Por ultimo, se enumeran los obstaculos de orden teorico y practico para reducir el costo de la inspeccion de piezas sobre esa base, y se evaluan las posibles reducciones de costo que podrian lograrse en lo futuro aplicando los metodos de ensayo ultrasonicos y electromagneticos. (author) [Russian] Ideal'naja konstrukcija reaktora, pomimo drugih zhelatel'nyh dlja nee harakteristik, ne potrebuet provedenija ispytanij bez razrushenija obolochki obrazca. Takogo ideala, kak i mnogih drugih, verojatno, nikogda ne dobit'sja. Pri ljubom proektirovanii reaktora, kogda zatraty javljajutsja vazhnym faktorom, vopros otom, mogut liego komponenty ispytyvat'sja jekonomicheski vygodno, sleduet vydvigat' odnovremenno s rassmotreniem voprosov izgotovlenija. V nastojashhij razdel vkljucheny nekotorye momenty razrabotki jetih voprosov, a takzhe obsuzhdenie vazhnosti provedenija ispytanij bez razrushenija obolochki obrazca v pis'mennyh specifikacijah. Na izgotovitelja takzhe lozhitsja otvetstvennost' ispol'zovat' pomoshh

  2. New Frontiers for Non-Destructive Testing in the Nuclear Age; Perspectives des Essais Non Destructifs a l'Ere Nucleaire; ''Novye rubezhi'' nedestruktivnykh ispytanij v yadernyj vek; Nuevas Posibilidades de los Ensayos No Destructivos en la Era Nuclear

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ballard, D. W. [Sandia Laboratory Albuquerque, NM (United States)

    1965-10-15

    aplicarlas a la produccion si se quiere lograr un mayor nivel de seguridad en el empleo-del equipo nuclear. (author) [Russian] Posle vtoroj mirovoj vojny kolossal'no vozroslo chislo metodov nedestruktivnyh ispytanij chto mozhno v znachitel'noj stepeni ob'jasnit' tem, chto v jadernoj promyshlennosti pred{sup j}av- ljajutsja vse bolee strogie trebovanija k kachestvu i nadezhnosti oborudovanija. Slozhnost' sis- temy i obshhie rashody, svjazannye s povrezhdenijami, nastol'ko vozrosli, chto sushhestvuet na stojatel'naja neobhodimost' v razrabotke bolee jeffektivnyh metodov nedestruktivnyh ispy- tanij, a takzhe v ih ispol'zovanii na vsem protjazhenii proizvodstvennogo cikla. V nastojashhee vremja znachitel'no rasshirjajutsja vozmozhnosti primenenija horosho izvest- nyh metodov ispytanij, naprimer s pomoshh'ju radiografii, ul'trazvuka i jelektromagnitnyh kolebanij, dlja udovletvorenija vse vozrastajushhih trebovanij tehnicheskogo usovershenstvova- nija. Odnovremenno razrabatyvajutsja novye principy ispytanij special'no dlja togo , chto- by proverit' te trebovanija, kotorye pred{sup j}avljajutsja k staticheskim i dinamicheskim harakte- ristikam. Jeti bystrodejstvujushhie metody s vysokoj razreshajushhej sposobnost'ju, javljaju- shhiesja poistine ''novymi rubezhami'' nedestruktivnyh ispytanij, polozheny v osnovu nasto- jashhej raboty. V chislo novejshih metodov, kotorye rassmatrivajutsja v doklade, vhodit ispol'zovanie infrakrasnyh luchej dlja opredelenija prochnosti svarnyh soedinenij. Rassmatrivaetsja ispy- tanie struktur metodom kinoradiografii vo vremja vibracionnogo ispytanija s cel'ju izuche- nija ih dinamicheskogo povedenija. Drugoj oblast'ju, kotoraja imeet iskljuchitel'no vazhnoe zna- chenie dlja poluchenija nadezhnogo reaktornogo topliva, javljaetsja jeffektivnoe nahozhdenie mesta techi. Rassmatrivaetsja metod proverki zakljuchennyh v o''olochku komponentov, pri kotorom ispol'zuetsja radioaktivnyj gaz i kotoryj pozvoljaet izmerjat' skorosti utechki, sostavlja- jushhie 10

  3. Low-intensive proton generators for radiation testing; Nizkointensivnyj protonnyj generator dlya radiatsionnykh ispytanij

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Istomin, I V; Gurbich, A F; Semenov, A V

    1994-12-31

    Experiment is conducted and calculations are performed grounding the possibility of creating a low-intensity proton generator based on nuclear reaction. The necessity in such a proton source is defined by the need of conducting long-term testings and by the absence of appropriate equipment.

  4. The Staffing of Central Electricity Generating Board Nuclear Power Stations; Organigramme des centrales nucleaires du central electricity generating board; Politika v oblasti kadrov na atomnykh ehlektrostantsiyakh CEGB; El personal de las plantas nucleoelectricas de la central electricity generating board.

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bartlett, J. S.; Shepherd, G. T. [Central Electricity Generating Board, Western Division, Bristol (United Kingdom)

    1963-10-15

    An account is given of the staffing requirements and organization at a CEBG nuclear power station. The training of staff and licensing requirements for reactoroperating staff are discussed. Experience gained to data of the outcome of pre-operating training and detailed planning in the operational sphere is given. (author) [French] Le memoire donne un apercu de l'organigramme d'une centrale nucleaire du CEGB et des conditions auxquelles doit satisfaire le personnel (formation, qualifications requises pour la fonction d'operateur). Il rend compte egalement de l'experience acquise a ce jour quant a l'interet qu'il y a a former le personnel au prealable et a etablir des plans d'operation detailles. (author) [Spanish] La memoria informa sobre la organizacion de las centrales nucleoelectricas de la CEGB y sobre la plantilla de personal que estas requieren. Discute la formacion del personal y los requisitos para obtener la licencia de operador de reactores. Describe la experiencia adquirida hasta el presente en materia de formacion previa del personal y de organizacion detallada de las operaciones. (author) [Russian] Daetsya otchet o trebovaniyakh, pred{sup y}avlyaemykh k personalu, i organizatsiya nabora personala na atomnykh ehlektrostantsiyakh Tsentral'nogo upravleniya proizvodstva ehlektroehnergii (CEGB). Obsuzhdayutsya voprosy podgotovki personala i normativnykh trebovanij, pred{sup y}avlyaemykh k ehkspluatatsionnomu personalu. Izlagaetsya opyt, nakoplennyj k nastoyashchemu vremeni v rezul'tate osushchestvleniya predehkspluatatsionnoj podgotovki i podrobnogo planirovaniya v usloviyakh ehkspluatatsii. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

    investigacion Numero-Sign 3 (JRR-3). Ese reactor de 10 MW es moderado y refrigerado por agua pesada, y tiene elementos combustibles de uranio metalico revestidos de aluminio. Como entre el revestimiento y el alma hay solamente una union mecanica, puede producirse una tension en el tapon terminal como resultado del crecimiento del alma de uranio debido a la irradiacion. El ciclo termico produce tensiones analogas en las soldaduras. Como resultado de la diferencia de microestructura, las proximidades de estas que dan especialmente expuestas a la corrosion producida por el agua caliente. Mientras el reactor esta en servicio, es imprescindible asegurar su estanqueidad. Se han utilizado probetas especiales para estudiar la resistencia a la traccion, la fluencia a alta temperatura, los efectos del ciclo termico y la corrosion. Antes de hacer esos ensayos, y periodicamente durante su realizacion, se sometieron a examen no destructivo muchas clases de soldaduras y se verifico si habia escapes. La evaluacion de los resultados obtenidos puede servir para establecer normas de inspeccion, por ejemplo, mediante radiografia y examen visual de la soldadura del tapon. En la memoria se describen algunos otros resultados de ensayos efectuados con elementos combustibles revestidos de Magnox y Zircaloy. (author) [Russian] Ochen' vazhno ustanovit' sootnoshenie mezhdu rezul'tatami ispytanij i ispol'zovaniem ih v reaktore, a takzhe razrabotat' sami metody ispytanija bez razrushenija ispytyvaemogo ob{sup e}kta. Odnako sdelat' jeto dovol'no trudno, tak kak jeto svjazano s bol'shimi rashodami i bol'shoj radioaktivnost'ju. Bylo proizvedeno neskol'ko vidov ocenok vo vnereaktornom sostojanii s imitaciej vnutrireaktornyh uslovij. Opisyvajutsja nekotorye detali jetih ocenok v otnoshenii toplivnyh jelementov issledo- vatel'skogo reaktora JKK-3. V je t om reaktore ustanovlennoj moshhnost'ju 10 mgvt s tjazhe- loj vodoj v kachestve zamedlitelja i teplonositelja ispol'zujutsja toplivnye jelementy iz

  7. The First Two Years of Operating Experience of the Kahl Nuclear Power Station; Experience acquise pendant les deux premieres annees de fonctionnement de la centrale nucleaire de Kahl; Opyt pervykh dvukh let ehkspluatatsii atomnoj ehlektrostantsii v Kale; Experiencia adquirida en los primeros cuatro anos de funcionamiento de la central nucleoelectrica de Kahl

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bruchner, H. J. [Aeg-Kernenergieanlagen, Frankfurt-am-Main (Germany); Weckesser, A. [Versuchs-Atomkraftwerk Kahl Gmbh, Kahl (Germany)

    1963-10-15

    , une boucle experimentale destinee a l'etude de la surchauffe nucleaire. (author) [Spanish] La central de Kahl constituye la primera central nucleoelectrica europea de propiedad privada, y funciona en carga desde junio de 1961. Esta equipada con un reactor de agua hi que trabaja en ciclo indirecto por circulacion natural. Su capacidad electrica neta asciende a 15 MW y hasta febrero de 1963 habia producido 140 millones de kWh. La memoria revisara la experiencia adquirida durante su funcionamiento, ante todo con el extenso programa de ensayos sobre el comportamiento transitorio y la exploracion gamma. Presentara datos acerca del resultado que han dado en funcionamiento ciertas partes de la central, tales como el dispositivo de accionamiento de las barras de control, el sistema de purificacion de los gases de escape y la turbina. Una vez terminado el programa de ensayos, la planta se exploto en carga basica durante algun tiempo a fin de reunir datos sobre el rendimiento del combustible en la ptactica. Una vez completada esta fase, se instalara en el reactor de Kahl un circuito experimental de sobrecalentamiento nuclear. (author) [Russian] Atomnaya ehlektrostantsiya v Kale, pervaya v Evrope chastnaya atomnaya ehlektrostantsiya, ehkspluatiruetsya pod nagruzkoj s iyunya 1961 goda. Na ehlektrostantsii ustanovlen reaktor s kipyashchej vodoj, kosvennym tsiklom i estestvennoj tsirkulyatsiej. Chistaya ehlektricheskaya moshchnost' reaktora sostavlyaet 15 mgvt. Do fevralya 1963 goda kolichestvo poluchennoj ehnergii sostavilo 140 mln. kvt.ch. Rassmotren opyt ehkspluatatsii, v chastnosti rasshirennaya programma ispytanij: naprimer,povedenie reaktora pri perekhodnom protsesse i kontrol' gamma-izlucheniya. Budut predstavleny rezul'taty izucheniya ehkspluatatsionnoj kharakteristiki nekotorykh komponentov ustanovki, naprimer sistemy privoda reguliruptsikh sterzhnej, sistemy udaleniya gaza i turbiny. Posle osushchestvleniya ehtoj programmy ispytanij ustanovka v techenie nekotorogo vremeni

  8. Non-Destructive Testing in Reactor Pressure-Vessel Fabrication; Essais non Destructifs dans la Fabrication des Caissons Etanches de Reacteurs; Nedestruktivnoe ispytanie pri izgotovlenii reaktornykh bakov vysokogo davleniya; Ensayo no Destructivo Durante la Fabricacion de Recipientes de Presion para Reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    McGonnagle, W. J. [Fluids Dynamics Research, Iit Research Institute, Chicago, IL (United States)

    1965-09-15

    las tecnicas especializadas propias del ensayo no destructivo de recipientes de presion y sus componentes. Se da una idea general de las normas y especificaciones pertinentes, tales como el Codigo de Calderas y Recipientes de Presion, de la American Society for Mechanical Engineers, y de otras organizaciones de supervision. Se analiza la manera en que el ensayo no destructivo puede contribuir a satisfacer las especificaciones y requerimientos de esas diversas organizaciones, y tambien la conveniencia y posibilidad de aplicar las normas usadas en tales casos. Se sugieren criterios realistas, pero apropiados, de aceptacion y rechazo. Se esboza un procedimiento que permitira y ayudara al personal dedicado a estos ensayos, a cumplir adecuadamente sus funciones en el momento apropiado del ciclo de fabricacion. Se discute la relacion existente entre el grupo de ensayos no destructivos y los demas grupos que intervienen en la fabricacion de los recipientes de presion. (author) [Russian] Cel' raboty zakljuchaetsja v tom, chtoby dat' kratkoe opisanie programmy kontrolja kachestva konstrukcii i izgotovlenija reaktornogo baka vysokogo davlenija, kotoryj udovletvorjaet vsem trebovanijam s tochki zrenija jadernogo processa i bezopasnosti jekspluatacii, a takzhe pokazat' znachenie nedestruktivnogo ispytanija v dostizhenii jetoj celi. Defekty materialov, komponentov i sborki pokazali, chto nashi nyneshnie metody izgotovlenija javljajutsja nedostatochnymi dlja obespechenija mnogokratnoj nadezhnosti kriticheskih komponentov. Treshhiny i neodnorodnost' v strukture materiala byvajut dazhe togda, kogda ispol'zujutsja nailuchshie processy i dolzhnym obrazom kontroliruemye metody i procedury. Neobhodima bolee sovershennaja kompleksnaja programma nedestruktivnyh ispytanij dlja togo, chtoby obespechit' takoj uroven' kachestva, kotoryj trebuetsja dlja reaktornogo baka vysokogo davlenija. Izgotoviteli takih bakov ispol'zujut sledujushhie metody nedestruktivnyh ispytanij: vizual

  9. 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

  10. The Application of Various Nondestructive Testing Methods to Fuel Elements of the Orgel Type; Application des Differentes Methodes d'Essais Non Destructifs aux Elements Combustibles du Type Orgel; Primenenie razlichnykh nedestruktivnykh metodov ispytanij k toplivnym ehlementam tipa ''orgel''; Aplicacion de Distintos Metodos de Ensayo No Destructivo a los Elementos Combustibles de Tipo Orgel

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bonnet, P.; Jansen, J. [EURATOM, C.C.R., Ispra (Italy)

    1965-09-15

    experimentales para obtener una definicion satisfactoria. Para concluir, los autores presentan un proyecto de cadena de control semi-industrial, con las diferentes posibilidades de tratamiento existentes y formulan observaciones de validez general sobre los ensayos no destructivos aplicados e elementos combustibles. (author) [Russian] Izlagajutsja razlichnye metody obnaruzhenija defektov v obolochkah toplivnyh jelementov (defekty v razmerah ili strukture). Govoritsja takzhe ob okonchatel'nyh ispytanijah toplivnyh jelementov, v chastnosti o radiografii svarki i ob ispytanijah na germetichnost'. Jeta tema uzhe zatragivalas' chastichno. Izuchenie razmernyh harakteristik torcevogo sreza obolochki iz spechennogo aljuminievogo poroshka uzhe javljalos' temoj dovol'no razvernutyh issledovanij. V chastnosti izuchalis' sledujushhie voprosy: 1. Izmerenija vnutrennih i vneshnih diametrov na osnove primenenija pnevmaticheskih lovushek i registracii rezul'tatov. 2. Izmerenija tolshhiny na osnove ispol'zovanija libo ul'trazvuka po metodu rezonansa, libo luchej (kontrakt mezhdu Evratomom i Jeksperimental'nym institutom legkoj metallurgii) . 3. Kontrol' po strele progiba. 4. Ispytanija na rebristyh trubah. Obnaruzhenie defektov v obolochkah takzhe bylo temoj nauchnoj raboty, i kriterij neprigodnosti byl prinjat s uchetom budushhego primenenija obolochek. Daetsja opisanie sledujushhih ispytanij: a. Sozdanie iskusstvennyh treshhin i vyjavlenie zavisimosti ih vreda po sravneniju s dejstvitel'nymi treshhinami v spechennom aljuminievom poroshke. Jeto issledovanie v dejstvitel'nosti pokazalo bol'shuju chuvstvitel'nost' k prodol'nym treshhinam, voznikajushhim obychno v period prevrashhenij, vyzvannyh krupnymi vkraplenijami. b. Ispytanija ul'trazvukom. Prodol'nye treshhiny. Sravnenie metodov s dvumja i s odnoj lovushkoj svidetel'stvuet o predelah ispol'zovanija oboih metodov. Poperechnye treshhiny. Daetsja kratkoe opisanie metoda s odnoj lovushkoj, primenennogo v dannom issledovanii. Mehanicheskaja

  11. High-Volume Non-Destructive Test Applications at the Hanford Atomic Products Operation; Applications Industrielles des Essais Non Destructifs a l'Etablissement Nucleaire de Hanford; Provedenie bol'shogo chisla nedestruktivnykh ispytanii v ''khenford atomik prodakts opereishen''; Ensayos No Destructivos en Gran Escala Aplicados en Hanford

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Worlton, D. C. [Pacific Northwest Laboratory, Battelle Memorial Institute, Richland, WA (United States)

    1965-10-15

    resultados obtenidos con este metodo de ensayo, que se ha aplicado en condiciones dificiles a 250 000 m de tuberia instalada. (author) [Russian] Bezopasnost' i jeffektivnost' kriticheskih processov Henforda garantiruetsja bystrym, nadezhnym i avtomaticheskim sposobom ispytanija obrazcov bez razrushenija obolochki. Vysokochuvstvitel'nye toki Fuko i ul'trazvuk nahodjat svoe obychnoe primenenie v jetoj oblasti i v processah izgotovlenija izdelij dlja togo, chtoby obespechit' maksimal'nuju garantiju kachestva bol'shih kolichestv materiala za mini- mal'nyj period vremeni. Opisyvajutsja sistemy, ispol'zuemye dlja togo, chtoby obespechit' kachestvennost' processov Henforda po izgotovleniju izdelij jadernogo topliva. Dejstvujushhie kak obychnoe oborudovanie jeti sistemy ispol'zujut izmerenija ul'trazvukovogo zatuhanija dlja togo, chtoby prokontrolirovat' strukturu zerna aktivnyh zon nejekranirovannogo uranovogo topliva, a ul'trazvukovoj metod i metod tokov Fuko dlja togo, chtoby obespechit' sootvetstvujushhuju po- losnost' i tolshhinu 0,040 djujma aljuminievogo pokrytija jelementov ' kassetah, i novyj shirokopolosnyj metod s vysokorazreshajushhej sposobnost'ju ul'trazvukovogo obsledovanija dlja obnaruzhenija defektov v svarnyh shvah na stykah obolochki. Ob{sup e}dinenie ispytanij s pomoshh'ju ul'trazvuka i tokov Fuko primenjaetsja odnovremenno dlja togo, chtoby provesti polnoe obsledovanie toplivnogo jelementa v devjatisekundnom cikle. Jelementy s defektom avtomaticheski udaljajutsja s potochnoj linii proizvodstva. Osobyj upor delaetsja na usovershenstvovannye metody ispytanij s pomoshh'ju ul'trazvuka po obsledovaniju tonkostennyh obolochnyh trub dlja toplivnyh jelementov. Ispol'zujutsja special'nye preryvateli s vysokoj fokusirovkoj vmeste s shirokopolosnoj shemoj dlja togo, chtoby poluchit' chistyj srez volny v trubah tolshhinoj 0,015 djujma. Prostejshie i bolee slozhnye volnovye dvizhenija iskljuchajutsja, poskol'ku rezul'taty ispytanij legko istolkovyvajutsja i vosproizvodjatsja

  12. 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.

  13. Measurement of the Anisotropy of Diffusion Constant in Media with Empty Channels; Mesure de l'Anisotropie de la Constante de Diffusion dans des Milieux a Canaux Vides; Izmerenie anizotropii postoyannoj diffuzii v srede s pustymi kanalami; Medicion de la Anisotropia de la Constante de Difusion en Varios Sistemas con Canales Vacios

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Copic, M.; Kalin, T.; Pregl, G.; Zerdin, F. [Nuclear Institute Jozef Stefan, Ljubljana, Yugoslavia (Slovenia)

    1964-04-15

    medio de la constante de difusion a partir de mediciones efectuadas en cubos. La diferencia entre ambas constantes de difusion, D{sub Double-Up-Tack} y D{sub Up-Tack }, concuerda con los valores predichos teoricamente dentro de los limites de error experimental; sin embargo, la constante media de difusion es sistematicamente inferior a los valores calculados segun la teoria de Behrens. (author) [Russian] S pomoshh'ju istochnika impul'snyh nejtronov v sistemah s pustymi kanalami izmerjalas' postojannaja diffuzii. Organicheskoe steklo ispol'zovalos' v kachestve materiala dlja rasseivanija nejtronov. V rezul'tate provedenija razdel'nyh serij ispytanij na prjamougol'nyh blokah opredeljalis' postojannye diffuzii v napravlenijah parallel'no i perpendikuljarno kanalam. Srednee znachenie postojannoj diffuzii bylo polucheno takzhe opytnym putem v rezul'tate izmerenij na kubicheskih blokah. Razlichie mezhdu jetimi dvumja postojannymi diffuzii D{sub Double-Up-Tack} - D{sub Up-Tack} soglasuetsja s teoreticheskimi predpolozhenijami v predelah jeksperimental'nyh oshibok, tem ne meneee srednjaja postojannaja diffuzii sistematicheski lezhit nizhe predpolozhenij teorii Berensa. (author)

  14. Notes on the Start-Up of the Latina Power Station; Notes concernant le demarrage de la centrale nucleaire de Latina; Zapusk ehlektrostantsii Latina; Notas sobre la puesta en marcha de la central electrica de Latina

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Calabria, G.; Gualtieri, G. [AGIP Nucleare, Milano (Italy)

    1963-10-15

    desarrollo de los ensayos finales, sobre la carga del combustible y el orden en que se ejecutaron las operaciones de puesta en marcha y sobre las determinaciones y maniobras de regulacion posteriores al estado critico. Se resenan asimismo las operaciones iniciales de generacion y conexion de la central con la red electrica. Por ultimo, se mencionan los problemas de organizacion derivados de la explotacion de la central, incluyendo la preparacion y formacion profesional del personal y las medidas de seguridad adoptadas. (author) [Russian] Privoditsya informatsiya o zapuske pervoj ital'yanskoj atomnoj ehlektrostantsii Latina moshchnost'yu 200 mgvt. Reaktor rabotaet na prirodnom urane s grafitovym zamedlitelem i gazovym okhlazhdeniem. Posle kratkogo opisaniya osnovnykh kharakteristik ehlektrostantsii privodyatsya podrobnye dannye otnositel'no provedeniya zaklyuchitel'nykh ispytanij stantsii'', toplivnoj zagruzki i poryadka ehkspluatatsii, izmerenij i upravleniya s dovedeniem do kriticheskogo sostoyaniya. Daetsya ob''yasnenie raboty po zapusku i vklyucheniyu stantsii v ehlektroset'. Izlagayutsya takzhe problemy, svyazannye s ehkspluatatsiej stantsii, v tom chisle podgotovka personela i ego kvalifikatsiya, mery po bezopasnosti. (author)

  15. The Enrico Fermi Atomic Power Plant; La centrais nucleaire Enrico Fermi; Atomnaya ehlektrostantsiya im Ehnriko Fermi.; La central nucleoelectrica Enrico Fermi

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hartwell, R. W. [Power Reactor Development Company, Detroit, MI (United States)

    1963-10-15

    nejtronakh moshchnost'yu 100 mgvt (ehl.) bylo v osnovnom zakoncheno v dekabre 1961 goda. V techenie poslednikh 16 mesyatsev provodilis' shirokie ispytaniya sistem i komponentov. Ehta predpuskovaya programma ispytaniya okazalas' ochen' poleznoj dlya proverki konstruktsii i dlya opredeleniya neobkhodimykh izmenenij. Vse voznikshie problemy okazalis' razreshimymi. V doklade kratko osveshchayutsya naibolee vatnye izmeneniya. Grafitovaya zashchita. V dekabre 1960 goda pervyj kontur byl zapolnen natriem i byli nachaty shirokie ispytaniya. Kogda byl snova otkryt zashchitnyj bak pervogo kontura posle ispytaniya pervogo kontura pri temperature 1000{sup o}F, bylo obnaruzheno, chto bol'shaya chast' grafitovogo bloka zashchity, ustanovlennogo vokrug reaktora, povrezhdena. Vysokotemperaturnye bloki, nasyshchennye borom, uvelichilis' v ob''eme i poteryali prochnost'. Provedennyj tshchatel'nyj analiz pokazal, chto grafitovaya svyaz' povrezhdena. Bylo resheno zamenit' ves' grafit, ispol'zovat' karbid bora v kachestve soedineniya, soderzhashchego bor, ustanovit' blok s pomoshch'yu mekhanicheskogo krepleniya i dovesti vlazhnost' do minimuma. Izmeneniya v korpuse reaktora. Byl proveden remont i vneseny izmeneniya v konstruktsiyu dlya ustraneniya prichiny zaedaniya sborok, dlya likvidatsii povrezhdeniya, kotoroe yavilos' rezul'tatom ehtogo, i dlya ustraneniya v dal'nejshem neispravnosti v peremeshchayushchem mekhanizme upravleniya. Pered remontom byl udalen peremeshchayushchij mekhanizm upravleniya, korpus reaktora byl osushen ot natriya. Posle ehtogo podgotovlennyj peroonvl v spetsial'nykh zashchitnykh kostyumakh byl dopushchen vnutr' korpusa reaktora. Vkhod v rabochuyu zonu obespechivalsya s pomoshch'yu spetsial'nogo- vozdushnogo shl'za, poskol'ku v korpuse reaktora imelsya argon. Izmeneniya parogeneratora. Vo vremya gidrostaticheskikh ispytanij parogeneratora No. 2 byli obnaruzheny techi v neskol'kikh trubkakh. Prichinoj neispravnosti trubok bylo ikh rastreskivanie v rezul'tate korrozii ot

  16. Perspectives for the Use of Ionizing Radiation in the Decontamination (Salmonella Radicidation) of Some Frozen Proteinaceous Foods and Dry Mixed Feed Ingredients; Perspectives de l'Emploi des Rayonnements pour la Decontamination (Radicidation de Salmonella) de Certains Aliments Proteiques Congeles et des Constituants de Melanges Alimentaires Secs pour Animaux; Perspektivy ispol'zovaniya ioniziruyushchego izlucheniya dlya unichtozheniya bakterij (Gruppy Salmonella) nekotorykh zamorozhennykh belkovykh osnovnykh pishchevykh produktov i sukhikh komponentov smeshannogo'fura; Radiodescontaminacion (Radicidacion de la Salmonella) de Algunos Alimentos Proteicos Basicos Congelados y de Componentes de Alimentos Secos para Animales

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mossel, D. A.A. [Central Institute for Nutrition and Food Research T.N.O., Zeist (Netherlands)

    1966-11-15

    , pigmentirovannyh jenterobakterial'nyh vidov. Ni na odnom iz ispytannyh urovnej obluchenija ne bylo zafiksirovano postojannoe, radiacionno zavisimoe, neblagoprijatnoe'vozdejstvie na'po'dopytnyhzhivotnyh, naprimer,krysah i v men'shej stepeni - na porosjatah. Pojetomu delaetsja vyvod, chto teper' mozhno osushhestvit' tret'ju stupen' ocenki, kak-to: (probnye opyty po dezaktivacii na kommercheskoj osnove v rajone proizvodstva. Vozmozhno, chto latinoamerikanskie strany, kak, naprimer, Argentina i Peru, javljajutsja naibolee podhodjashhimi rajonami dlja provedenija pervyh ispytanij takogo roda, poskol'ku oni vhodjat v chislo samyh krupnyh jeksporterov nekotoryh predmetov potreblenija, kotorye chasto byvajut zarazheny salmonelloj (zamorozhennoe konskoe mjaso bez kostej, a takzhe rybnaja muka i muka iz semjan hlopka), i raspolagajut, kak pravilo, horosho oborudovannymi laboratorijami i otnositel'no horosho podgotovlennymi kadrami. Istochnik kobal't-60 v 50 000 kjuri ili rentgenovskaja ustanovka analogichnoj moshhnosti mogut uspeshno primenjat'sja pri provedenii takih ispytanij. Metody mikrobiologicheskoj ocenki dlja obychnogo kontrolja za dejstvennost'ju takoj obrabotki posredstvom obluchenija uzhe razrabotany i ispytany v opytnyh uslovijah. Nakonec, tam, gde jeto vozmozhno, v jeksperimental'nom porjadke sleduet sravnit' preimushhestva takoj obrabotki s preimushhestvami konkurentosposobnyh, obychnyh metodov obrabotki, kak, naprimer, granulirovaniem v sluchae dezaktivacii furazha; takoj podhod dast vozmozhnost' sootvetstvujushhim otrasljam promyshlennosti sdelat' svoi vyvody uzhe pri zavershenii pervyh ispytanij na kommercheskoj osnove. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

    de la pression de service et de toutes manieres, une augmentation notable des dimensions, ce qui permet d'envisager des solutions du type integre. (author) [Spanish] G3 de Marcoule y en el reactor EDF3, en construccion en Chinon. Los reactores se encuentran en servicio desde 1959 y 1960, respectivamente; el Comissariat a l'energie atomique indica los problemas que ha planteado la construccion de los recipientes de presion y las observaciones efectuadas durante el funcionamiento de los reactores, que ponen de manifiesto la gran seguridad de los mencionados recipientes. La construccion del recipiente de presion del reactor EDF3, que comenzo en Chinon en el segundo semestre de 1961, prosigue actualmente y quedara terminada a fines de 1963. L'Electricite de France expone los motivos de la eleccion de este tipo de recipiente, los resultados de los calculos y de los ensayos efectuados con maquetas, asi como los problemas planteados por sir construccion. Se han llevado a cabo varios estudios sobre las perspectivas del empleo del hormigon pretensado en los reactores. Al parecer, este material permite obtener un aumento de la presion de trabajo y de todas maneras, un incremento notable de las dimensiones, lo que a su vez permite tomar en consideracion soluciones de tipo integrado. (author) [Russian] Izlagaetsya vopros o primenenii predvaritel'no napryazhennogo betona dlya reaktorov G.2 i G.3 v Markule i dlya stroyashchegosya v Shinone reaktora EDF.3. Reaktory dostigli mosnosti sootvetstvenno v 1959 i 1960 godakh; KAEH otmechaet problemy, kotorye voznikli v protsesse stroitel'stva korpusa reaktora, i izlagaet filosofiyu nablyudenij, kotorye prodemonstrirovali vysokuyu bezopasnost' ehtikh ustanovok. K stroitel'stvu korpusa reaktora EDF.3 v SHinone pristupili vo vtoroj polovine 1961 goda; stroitel'stvo budet zaversheno k kontsu 1963 goda. ''Ehlektrisite de Frans'' ob{sup y}asnyaet prichiny vybora takogo korpusa, privodit rezul'taty raschetov i provedennykh na makete ispytanij, a

  18. The Problems of Controlling Defects in the Materials Used for the First Czechoslovak Nuclear-Power Station; Problemes de Controle des Defauts dans les Materiaux Utilises a la Premiere Centrale Nucleaire de Tchecoslovaquie; Problemy defektoskopicheskogo kontrolya stroitel'nykh materialov reaktora pervoj chekhoslovatskoj atomnoj ehlektrostantsii; Problemas de Control de Defectos en los Materiales Utilizados en la Primera Central Nuclear de Checoslovaquia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Radislav, Filipp [Zavody Im.V.I. Lenina, Pl' zen, Czechoslovakia (Czech Republic)

    1965-09-15

    . Igualmente, se compensa el efecto de la irregularidad del acoplamiento acustico; el dispositivo envia impulsos al dispositivo del registro a distancia. Las dimensiones del defecto se determinan con ayuda de un atenuador. En la actualidad, se esta montando una instalacion automatica que permitira proceder al control de la superficie de un cilindro vertical. En el caso de las soldaduras, es necesario efectuar el control en la parte exterior a temperatura elevada. Con esa finalidad, en la fabrica 'V.I. Lenin' d e Pilsen se ha construido un dispositivo especial que permite procecer a controles de gran exactitud a altas temperaturas. El control no destructivo de los elementos soldados se efectua igualmente por rayos X. La medicion de pequenosi espesores y del metal base de una soldadura se hace mediante rayos X caracteristicos, utilizando chasis especiales. En la radioscopia de piezas soldadas de gran espesor se recurre a un betatron de procedencia checoslovaca. En la memoria se describe la tecnica de los ensayos, los resultados obtenidos y se comparan las caracteristicas del mencionado betatron de 15 MeV con otro construido por la firma Siemens. (author) [Russian] Daetsja kratkoe opisanie korpusa reaktora pervoj chehoslovackoj atomnoj jelektrostancii. Vysokie tre- bovanija k konstrukcii i tehnologii izgotovlenija korpusa reaktora, vypolnennogo iz nizko- legirovannoj nestarejushhej stali (tolshhina stenok 650 mm), priveli k neobhodimosti razra- botki metoda 'svidetelej' dlja kontrolja prochnosti konstrukcii bez razrushenija osnovnogo materiala i svarnyh soedinenij. Dlja kontrolja kachestva osnovnogo materiala i svarnyh soedinenij v bol'shoj mere is- pol'zuetsja ul'trazvukovoj impul'snyj metod s primeneniem odnogo zonda. Daetsja opisanie metodiki ispytanij i ocenki pokazanij vo vremja issledovanija osnovnogo materiala, a takzhe metodiki ispytanija kachestva jelektroshlakovyh svarnyh soedinenij, svarnyh soedinenij, provedennyh v atmosfere uglekislogo gaza , i ruchnyh dugovyh

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

    The huge investment (well over $100 000 000) in the Nuclear Test Reactors at the National Reactor Testing Station and the need to operate them safely requires the highest order of quality control for reactor and test components, especially for fuel and control elements. Non-destructive testing has, therefore, assumed a very vital role in establishing the quality of these components before their use in the Test Reactors. Although many of these non-destructive tests follow well-established procedures, many unique techniques have been developed and new uses made of conventional equipment. Ultrasonic techniques have long been used at this site for detecting voids, non-bonding and internal cracking. More recently this work has been extended to the automated scanning of curved plates and to the inspection of irradiated fuel plates in the storage canals. A very interesting work has been the application of the ultrasonic technique to the detection of brittle core fracture which may occur in forming operations. A gamma-scanning technique to establish the U{sup 235} content of fuel elements has proved so reliable that it is the basis for assessing financial penalties for out-of-specification material. Radiographs of fuel plates provide core dimensions and, with densitometer scans, determine fuel distribution. Radiographing of welds is standard procedure for reactor and test loop components. Burnup of fuel and poison in test specimens may be determined each reactor cycle by the use of the Advanced Reactivity Measurement Facility (ARMF). A somewhat unusual application for a critical facility is the measurement of the boron content of fuel in the Engineering Test Reactor Critical Facility (ETRC). Eddy-current and mechanical probing of fuel-plate spacing and eddy-current gauging of oxide film thickness (corrosion) on irradiated plates have given excellent results. Additional techniques, which have proved valuable, include liquid penetrant inspection and liquid nitrogen tests for surface cracks, thermal anneal tests for blistering, and gamma-scanning of irradiated plates. Hydraulic testing of statistical sampling of fuel elements is used to confirm structural integrity, particularly the fuel plate-side plate-joint strength. A continuous effort is made to improve existing techniques and to develop new non-destructive inspection procedures. (author) [French] Les investissements tres importants (plus de 100 millions de dollars) consacres aux reacteurs d'essai du Centre national d'essais de reacteurs et la necessite d'exploiter ces reacteurs en toute securite exigent un controle extremement strict de la qualite des reacteurs et de leurs parties constitutives, notamment des elements combustibles et du dispositif de commande. Les essais non destructifs ont donc joue un role essentiel dans le controle de la qualite de ces pieces avant leur utilisation dans les. reacteurs d'essai. Bien qu'un grand nombre de ces essais non destructifs soient executes selon des procedures bien etablies, on a mis au point de nombreuses methodes inedites et introduit de nouvelles utilisations du materiel classique. On applique depuis longtemps au Centre d'essais les methodes ultrasonores pour la detection des cavites, des defauts de liaison et des craquelures internes. Recemment, on a etendu ces methodes a l'exploration automatique des plaques courbes et a l'inspection des elements combustibles irradies dans les canaux de stockage. Des travaux tres interessants ont permis d'appliquer la methode des ultrasons a la detection des fractures qui peuvent se produire dans l'ame lors du faconnement. Une methode d'exploration par rayons gamma, pour determiner la teneur d'elements combustibles en {sup 23}5{sup U}, s'est revelee tellement fiable qu'elle a ete adoptee pour calculer les penalisations financieres pour les articles non conformes aux specifications. Les radiographies de plaques de combustible donnent les dimensions de l'ame et, associees aux explorations'a l'aide d'un densimetre, permettent de determiner la distribution du combustible. On a habituellement recours a la radiographie des soudures pour les parties constitutives des reacteurs et des boucles d'essai. Le dispositif perfectionne de mesure de la reactivite (Advanced Reactivity Measurement Facility, ARMF) permet de determiner, pour chaque cycle de reacteur, l'irradiation du combustible et l'empoisonnement dans des specimens. Une application assez peu courante pour un assemblage critique est la mesure de la teneur en bore du combustible dans l'assemblage critique d'essai en genie des reacteurs (Engineering Test Reactor Critical Facility, ETRC). Le controle par courants de Foucault et par des procedes mecaniques de l'espacement des plaques de combustible et la mesure par courants de Foucault de l'epaisseur de l'oxydation (corrosion) sur les plaques irradiees ont donne d'excellents resultats. Des methodes complementaires qui ont fait leurs preuves sont l'inspection par liquide penetrant et les essais a l'azote liquide pour les craquelures superficielles, les essais par recuit thermique pour les souitlures et l'exploration par rayons gamma des plaques irradiees. On a recours a l'essai hydraulique d'un echantillon statistique d'elements combustibles pour verifier l'integrite structurale, notamment la resistance de la liaison entre les plaques de combustible et la gaine. Des efforts constants sont deployes pour ameliorer les methodes actuelles et mettre au point de nouveaux procedes de controle non destructif. (author) [Spanish] Los reactores de ensayo de la National Reactor Testing Station suponen una enorme inversion (superior a 100 millones de dolares) y la necesidad de explotarlos en condiciones de seguridad obliga a proceder a un control de calidad muy estricto de los componentes nucleares y de ensayo, especialmente en lo que respecta a los elementos combustibles y de control. Por tanto, los metodos no. destructivos son fundamentales para determinar la calidad de estos componentes antes de emplearlos en los reactores. Aunque muchos de estos ensayos no destructivos se efectuan segun procedimientos bien establecidos, se han desarrollado numerosas tecnicas especiales y se ha encontrado aplicaciones originales para diversos instrumentos clasicos. Desde hace tiempo se vienen aplicando tecnicas ultrasonicas a la deteccion de cavidades, uniones defectuosas y grietas internas. Mas recientemente, estos trabajos se han ampliado a la exploracion automatica de placas curvas y a la inspeccion de placas combustibles irradiadas que se encuentran en los canales de almacenamiento. Particular interes reviste la aplicacion de tecnicas ultrasonicas para detector fracturas en nucleos fragiles que se pueden producir durante las operaciones de conformado. Se ha observado que la tecnica de exploracion con rayos gamma para determinar el contenido en uranio-235 de los elementos combustibles es tan precisa que puede emplearse como la base para determinar la cuantfa de las indemnizaciones que se han de pagar por materiales que no cumplan ciertas especificaciones. Las radiografias de las placas combustibles indican las dimensiones del nucleo, y si se exploran densitometricamente, la distribucion del combustible. La radiografia de soldaduras constituye un procedimiento corriente para comprobar las piezas del reactor y de los circuitos de ensayo. El grado de combustion de las especies fisionables y de los venenos en las muestras a ensayar se pueden determinar en cada ciclo del reactor empleando la Advanced Reactivity Measurement Facility (ARMF). Una aplicacion poco corriente para una instalacion crftica es la medicion del contenido de boro del combustible en el Engineering Test Reactor Critical Facility (ETRC). Se han obtenido excelentes resultados con la aplicacion de corrientes de Foucault y del sondeo mecanico para determinar el espaciamiento de las placas combustibles, asi como en el calibrado del espesor de las peliculas de oxido (corrosion) de placas irradiadas empleando corrientes de Foucault. Otras tecnicas que han demostrado su utilidad son la inspeccion por penetracion de liquidos, los ensayos con nitrogeno liquido para detector grietas superficiales, los ensayos de recocido termico para determinar ampollas, y la exploracion gamma de placas irradiadas. Muestras de elementos combustibles tomadas estadisticamente se ensayan por metodos hidraulicos para confirmar su integridad estructural, especialmente la estabilidad de la union entre la placa combustible y la placa lateraL Constantemente se intenta mejorar las tecnicas actuales y perfeccionar nuevos procedimientos de inspeccion de caracter no destructivo. (author) [Russian] Bol'shie kapitalovlozhenija (bolee 100 mln. doll. ) v jadernye opytnye reaktory pri Nacional'noj labo- ratorii po ispytaniju reaktorov i neobhodimost' jekspluatirovat' ih bezopasno trebujut vyso- kokachestvennogo kontrolja za reaktorami i opytnymi komponentami v osobennosti za topli- vom i upravljajushhimi sterzhnjami. Pojetomu nedestruktivnye ispytanija igrajut ochen' vazhnuju rol' v opredelenii kachestva jetih komponentov do togo , kak oni ispol'zujutsja na opytnyh reaktorah. Hotja mnogie iz jetih opytov provodjatsja po horosho otrabotannym programmam, tem ne menee bylo razrabotano mnogo unikal'nyh sposobov i shiroko ispol'zuetsja obychnoe oborudovanie. Dolgoe vremja ispol'zovalis' ul'trazvukovye metody v celjah obnaruzhenija rakovin, nediffuzioznosti teplovydeljajushhih jelementov i vnutrennih treshhin. V poslednee vremja jeta rabota byla rasprostranena na avtomaticheskoe skennirovanie krivyh plastin i dlja o b - sledovanija obluchennyh toplivnyh plastin v kanalah dlja hranenija. Ves'ma interesnaja rabota byla provedena v dele primenenija ul'trazvuka dlja obnaruzhenija razryva hrupkih aktivnyh zon, kotoryj mozhet vozniknut' v prcesse izgotovlenija. Metod gamma-skennirovanija dlja opredelenija soderzhanija urana-235 v toplivnyh jele- mentah okazalsja nastol'ko nadezhnym, chto on javljaetsja osnovoj dlja podscheta finansovyh zatrat na material, chisljashhijsja vne specifikacii. Rentgenovskie snimki toplivnyh plasti- nok dajut razmery aktivnyh zon i s pomoshh'ju razvertki densitometra opredeljajut rasprede- lenie topliva. Rentgenovskaja s{sup e}mka svarnyh shvov javljaetsja standartnoj proceduroj dlja reaktorov i komponentov opytnyh petel'. Vygoranie topliva i otravlenie v opytnyh obrazcah mozhet byt' opredeleno v kazhdom cikle reaktora putem ispol'zovanija usovershenstvovannogo ustrojstva po izmereniju reak- tivnosti (ARMF). V kakoj-to stepeni neobychnoe primenenie dlja kriticheskogo ustrojst- va javljaetsja izmerenie soderzhanija bora v toplive na kriticheskoj ustanovke po tehnologii ispytatel'nyh reaktorov (ETNS). Toki Fuko i mehanicheskoe zondirovanie rasstojanija toplivnyh plastinok i izmerenie tolshhiny okisi plenki (korrozija) s pomoshh'ju tokov Fuko obluchennyh plastinok dali otlich- nye rezul'taty. Dopolnitel'nye sposoby, kotorye okazalis' ves'ma cennymi, vkljuchajut obsledovanie zhidkih proniknovenij i opyty po zhidkomu azotu dlja treshhin na poverhnostjah, opyty po teplovomu otzhigu dlja okalin i g a m m a - skennirovanie obluchennyh plastin. Gid- ravlicheskoe ispytanie stabil'nyh obrazcov toplivnyh jelementov ispol'zuetsja dlja t o g o , chtoby podtverdit' strukturnuju celostnost', v osobennosti, silu soedinenija.toplivnyh plastinok. Vedutsja dal'nejshie raboty po uluchsheniju sushhestvujushhih metodov i po razrabotke novyh nedestruktivnyh metodov obsledovanija. (author)

  20. Study and Construction of the Metal Vessels for the Reactors of the EDF1 and EDF2 Sectors at Chinon; Etude et construction des caissons metalliques des reacteurs des tranches EDF1 et EDF2 de la centrale de Chinon; Izuchenie i konstruktsiya metallicheskikh korpusov reaktorov pervoj i vtoroj chasti programm ehlektrostantsij; Estudio y construccion de los recipientes metalicos de los reactores EDF1 y EDF2 de la central de Chinon

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lamiral, G.; Millot, R.; Passerieux, P. [Electricite de France, Clamart, Seine (France)

    1963-10-15

    proektirovaniya i opredeleniya razmerov utolshchenij stenok otverstij. Voprosy utolshchenij stenok prokhodov upravlyayushchikh sterkhnej i stenok otverstij dlya zagruzki byli izucheny na maketakh, poluchennye rezul'taty provereny na okonchatel'nykh konstruktsiyakh v protsesse gidravlicheskikh ispytanij. Metod konstruirovaniya, pervonachal'no primenyaemyj k korpusu EDF. 1, byl otnositel'no prost; listovoj metall, kotoryj podlezhal svarke, predvaritel'no podogrevalsya v opredelennom meste; posle zaversheniya vsekh svarochnykh rabot korpus dolzhen byl projti tol'ko odnu teplovuyu obrabotku po otpusku. Ser'eznoe rastreskivanie obolochki v protsesse rabot vedet k polnomu povtoreniyu s nachala metoda konstruirovaniya, a takzhe bez proverki vsekh svarochnykh rabot pri obshchem podogreve i ralaksavdi napryazheniya putem obrabotok s neodnokratnymi otpuskami. Takoj metod raboty pozvolil postroit' korpusy reaktorov EDF. 1 i EDF. 2, no vmeste s tem vyyavilis' nekotorye ogranichivayushchie faktory, znachitel'no oslozhnivshie raboty pri stroitel'stve. (author)

  1. Shippingport Atomic Power Station Operating Experience, Developments and Future Plans; La centrale nucleaire de Shippingport, experience de son fonctionnement et plans pour l'avenir; Shippingportskaya atomnaya ehlektrostantsij, opyt ehkspluatatsii, usovershenstvovaniya i plany na budushchee; Central nucleoelectrica de Shippingport; experiencia adquirida con su explotacton y programa de desarrollo

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Feinroth, H. [Division of Reactor Development, United States Atomic Energy Commission, Washington, DC (United States); Oldham, G. M. [Shippingport Atomic Power Station, Duquesne Light Company, Pittsburgh, PA (United States); Stiefel, J. T. [Bettis Atomic Power.Labora Tory, Westinghouse Electric Corporation, Pittsburgh, PA (United States)

    1963-10-15

    'mennykh administrativnykh instruktsij, rukovodstv po ehnergeticheskoj ustanovke i t.d., chto yavilos' ochen' vazhnym faktorom v uspeshnom osushchestvlenii programmy ispytanij SHippingportskoj ehlektrostantsii. Rezul'taty ispytanij khorosho sovpadayut s raschetnymi dannymi. Rassmatrivayutsya rabota aktivnoj zony reaktora, stabil'nost' ustanovki, chuvstvitel'nost' k izmeneniyam nagruzki, rabota toplivnykh ehlementov i reguliruyushchikh sterzhnej, povyshenie takikh dlitel'nykh ehffektov, kak korroziya i intensivnost' izlucheniya, rabota komponentov i t.d. Rassmatrivaetsya osnovnaya tsel' tekushchej i budushchej programm Shippingportskogo proekta v otnoshenii usovershenstvovaniya osnovnoj tekhnologii reaktorov s vodyanym okhlazhdeniem. Ehta programma vklyuchaet prodolzhenie ehkspluatatsii Shippingportskoj ustanovki, razrabotku, konstruirovanie, izgotovlenie i opytnuyu ehkspluatatsiyu vtoroj aktivnoj zony (aktivnaya zona 2), imeyushchej dlitel'nyj srok sluzhby i vysokuyu plotnost' ehnergovydeleniya. Imeya proektnuyu ehlektricheskuyu moshchnost' brutto 150 mgvt i prodolzhitel'nost' sluzhby pervoj zapal'noj sborki 10 tys. chasov raboty na polnoj moshchnosti, aktivnaya zona 2 budet v pyat' s polovinoj raz moshchnee aktivnoj zony 1 i obladat' v dva raza bol'shej plotnost'yu ehnergovydeleniya, chem poslednyaya. Daetsya opisanie konstruktsii aktivnoj zony 2 i svyazannykh s nej osnovnykh usovershenstvovanij v fizike reaktora, metallurgii, teploperedache, podache teplonositelya i izgotovlenii toplivnykh ehlementov. Izlozheny plany v otnoshenii dezaktivatsii reaktornoj ustanovki i osushchestvleniya ee modifikatsii v svyazi s ustanovkoj bolee moshchnoj aktivnoj zony 2. (author)

  2. 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

    -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

  3. 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

  4. Tritium Content of Rainwater from the Eastern Mediterranean Area; Teneur en tritium des eaux de pluie dans la region de la Mediterranee orientale; Soderzhanie tritiya v dozhdevoj vode, vzyatoj iz vostochnogo rajona sredizemnogo morya; Contenido del tritio en las aguas de lluvia de la zona del Mediterraneo oriental

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gat, J R; Karfunkel, U; Nir, A [Weizmann Institute of Science, Rehovoth (Israel)

    1962-01-15

    del lugar de la explosion a la zona estudiada. Por lo tanto, la presencia de tritio en las capas inferiores de la atmosfera se debe a la difusion desde las capas superiores. Los tiempos medios de permanencia atmosferica del tritio han sido calculados para el tritio estratosferico procedente de distintas fuentes. Parece demostrado que el proceso de mezcla del tritio en la estratosfera es lento. Las diferencias entre las concentraciones de tritio que aparecen sistematicamente en distintos lugares se explican por las circunstancias variables que determinan la precipitacion pluvial. Se demuestra que el grado en que se mezclan las masas de aire maritimo y continental ejerce una influencia decisiva sobre el contenido de tritio de las aguas pluviales, y que las dimensiones del Mar Mediterraneo son pequenas en comparacion con la escala en que suceden los fenomenos meteorologicos que intervienen en dicho proceso. (author) [Russian] V techenie 1958-1960 gg. okolo 50 prob dozhdevoj vody bylo vzyato v Izraile i sosednikh stranakh i podvergnuto kolichestvennomu analizu na soderazhnie v nikh tritiya s pomoshch'yu gazovogoschetchika posle ehlektroliticheskogo obogashcheniya. Syuda vkhodili proby otdel'nykh livnej, vzyatye na dvukh stantsiyakh v Izraile i odnoj stantsii na Kipre, a takzhe proby vody, sobrannye v techenie kazhdogo sezona dozhdej v ryade mest v Izraile, na Kipre, Turtsii i Gretsii. Krome togo, byli takzhe proanalizirovany proby vody, vzyatoj iz vodoemov, kotorye sootvetstvuyut sezonam dozhdej v 1956/57 i v 1957/58 gg. Na osnovanii skhemy tsirkulyatsii vozdukha i vremeni provedeniya ispytatel'nykh termoyadernykh vzryvov v svyazi s mestnym sezonom dozhdej ustanovleno, chto ne proiskhodit pryamogo troposfernogo perenosa tritiya iz rajonov ispytanij v dannyj rajon. Sledovatel'no, izmerennye urovni tritiya vyzyvayutsya proniknoveniem tritiya iz bol'shikh vysot v nizkie sloi vozdukha. Opredelyaetsya srednee vremya prebyvaniya v atmosfere stratosfernogo tritiya iz razlichnykh

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

    tecnologicos. Se construyo una celda electrolitica de cloruro de polivinilo duro con catodo de mercurio de aproximadamente 2,5dm{sup 2} de superficie y anodos de platino. El catolito estaba separado del anolito por membranas de intercambio cationico. El catolito se hizo circular entre dos depositos de 50 1 y se dirigio hacia el catodo de mercurio sometido a una agitacion energica. El potencial del mercurio se mantuvo constante en -1,5 V comprobandolo con un electrodo patron de Ag/AgCl/KCl (sat.). El rendimiento de la corriente es aproximadamente el 90% y la energia consumida para el proceso de reduccion esde unos 0,8 kWh/kg de dioxido de uranio. Una vez terminada la electrolisis, se inicio la precipitacion calentando simplemente a 70 deg. C la solucion limpida de color verde obscuro, en otro recipiente de vidrio de 60 1 de capacidad. A partir de 50 1 de solucion de catolito se obtuvo por centrifugacion 1 kg de producto (conteniendo alrededor de un 20% de agua). El analisis por culombimetria de la razon O/U dio resultados siempre comprendidos entre 2,04 y 2,09. El procedimiento descrito permite precipitar selectivamente el oxido hidratado de uranio (IV) observandose que la razon O/U en el precipitado es independiente del grado que haya alcanzado la reduccion. Analizando el polvo por difraccion de rayos X , se pudo identificar el producto como la fase alfa del dioxido de uranio. Se estan realizando experimentos de sinterizacion y caracterizacion del dioxido de uranio obtenido de esta manera a fin de comprobar en que medida responde a las especificaciones para combustibles nucleares ceramicos. (author) [Russian] Dlya polucheniya bol'shego kolichestva materiala, neobkhodimogo dlya tekhnologicheskikh ispytanij, sdelana popytka rasshirit' masshtab protsessa. Byl skonstruirovan ehlektrolizer iz tverdogo polivinil- khlorida s rtutnym katodom okolo 2,5dm''2 i platinovymi anodami. Katodnyj rastvor otdelyalsya ot anodnogo kationoobmennymi membranami. Katodnyj rastvor tsirkuliroval mezhdu

  7. Manufacture of Wood-Plastic Combinations by Use of Gamma Radiation; Fabrication de combinaisons bois-matiere plastique a l'aide des rayons gamma; Proizvodstvo drevesno-plastmassovykh sostavov s pomoshch'yu gamma-izlucheniya; Impregnacion de maderas con materiales plasticos en presencia de radiaciones gamma

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kent, J. A.; Winston, A.; Boyle, W.; Updyke, L. [Engineering Experiment Station, West Virginia University, Morgantown, West Virginia (United States)

    1963-11-15

    polimerizovali. Ustanovleno, chto pronitsaemost' myagkikh sortov drevesiny znachitel'no otlichaetsya ot pronitsaemosti tverdykh sortov. V nekotorykh predelakh mozhno regulirovat' soderzhanie monomera v drevesine, chtoby poluchat' trebuemuyu kontsentratsiyu polimera v razlichnykh obraztsakh drevesiny. Privedeny krivye konversii dlya radiatsionnoj polimerizatsii metilMetakrilata, vinilatsetata i stirola v drevesine beloj sosny, belogo duba, krasnogo dereva, chernogo topolya, berezy, buka, eli i tverdogo klena. Pokazano vliyanie moshchnosti dozy na skorost' polimerizatsii v vysheprivedennykh sistemakh. Nekotorye sistemy nesovmestimy. Tak, naprimer, v drevesine krasnogo dereva ne prokhodit polimerizatsiya vinilatsetata i metidmetakridata, v to vremya kak ona proiskhodit v beloj sosne. Izuchen ryad sshivayushchikh agentov s tsel'yu ustanovit' ikh ehffektivnost' v uvelichenii skorosti polimerizatsii i proverit', nel'zya li dostich' bolee korotkogo tsikla. Rezul'taty ispytanij privedeny dlya allilakrilata, ehtilenglikolya, dimetakrilata, poliehtilenglikol'dimetakrilata, tetraizopropiltitanata, allilmetakrilata i (v sluchae stirola) divinilbenzola. Fiziko-mekhanicheskie ispytaniya, provedennye na drevesno-polimernykh kombinatsiyakh, pokazali, chto tverdost', predel uprugosti pri szhatii, razmernaya stabil'nost' i pokazateli nekotorykh drugikh svojstv vozrastayut. Obychno nablyudaetsya povyshenie khrupkosti po sravneniyu s nemodifitsirovannoj drevesinoj. Predstavleny dannye po tverdosti, predelu uprugosti pri szhatii, razmernoj stabil'nosti, staticheskomu izgibu i srezu. (author)

  8. 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

    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

  9. Desirable New Geologic Research in Support of Radioactive Waste Disposal as Indicated by Hanford Experience; Nouvelles Recherches Geologiques Souhaitables au Sujet de l'Elimination des Dechets Radioactifs, Selon les Indications Fournies par l'Experience de Hanford; 041f 0420 041e 0412 0415 0414 ; Nuevas Investigaciones Geologicas que Convendria Hacer para Facilitar la Evacuacion de Desechos Radiactivos Siguiendo las Indicaciones Proporcionadas por las Experiencias Efectuadas en Hanford

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Brown, Randall E. [Hanford Laboratories, Hanford Atomic Products Operation, General Electric Company, Richland, WA (United States)

    1960-07-01

    estudios de los geologos, hidrologos, geoquimicos y matematicos ha contribuido mucho a asegurar la evacuacion sin riesgos de los desechos en el subsuelo de Hanford. No obstante, todavia queda mucho camino por recorrer. (author) [Russian] Ves process udalenija radioaktivnyh othodov zavisit ot geologicheskoj struktury okruzhajushhej sredy. No udalenie v jetu sredu ne javljaetsja okonchatel'nym, poskol'ku nikakoj material ne javljaetsja sovershenno nepronicaemym, nenas'ncajushhimsja ili nekorrozijnym s tochki zrenija geologicheskogo vremeni. Opyt v Hjenforde po udaleniju radioaktivnyh othodov podcherkivaet neobhodimost' sopostavlenija geologicheskih osobennostej, sushhestvujushhih v rajone udalenija otohodov i v blizhajshem rajone, gde vozmozhno obluchenie naselenija. Problemy, voznikshie v Hjenforde v svjazi s udaleniem radioaktivnyh othodov, vkljuchajut: 1. kolichestvennuju netochnost' geologii, 2. nedostatok izotopnyh, gomogennyh geologicheskih struktur, 3. opredelenie kolichestvennogo znachenija otklonenija geologicheskih i gidrologicheskih osobennostej ot normal'nogo polozhenija i 4. opredelenie i izmerenie parametrov, predstavljajushhih interes. Privodjatsja primery dlja illjustracii vysheukazannyh sluchaev. Bylo otryto 557 kolodcev obshhej glubinoj 33000 metrov, no dannye, poluchennye v rezul'tate jetoj bol'shoj raboty, nedostatochno tochny. Cennost' standartnyh akvifer- nyh ispytanij v rabochih uslovijah ogranichena, poskol'ku neobhodimye vvodnye dannye slishkom obobshhajutsja. Izuchenie ionnogo obmena daet kolichestvennye znachenija, kotorye predstavljajut neposredstvennyj interes i pomogajut istolkovat' geologicheskie osobennosti. Gidrologicheskie issledovanija, uvjazannye s rabotoj po himii pochvy i imejushhimisja geologicheskimi dannymi, okazyvajut pomoshh' v ob'jasnenii processa dvizhenija gruntovyh vod. Udalenie radioaktivnyh othodov v grunt ne javljaetsja ni panaceej, ni chem- to inym, chego sleduet bojat'sja. Obobshhenie dannyh, poluchennyh v rezul

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

  11. United Kingdom Food Irradiation Programme - Wholesomeness Aspects; Programme du Royaume-Uni Relatif a l'Irradiation des Aliments: Comestibilite; Programma oblucheniya pishchevykh produktov v soedinennom korolevstve - problemy sokhraneniya vkusovykh i pitatel'nykh kachestv; Programa del Reino Unido Relativo a la Irradiacion de Alimentos: El Problema de la Comestibitidad

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hickman, J. R. [Wantage Research Laboratory (A.E.R.E.), Wantage, Berks. (United Kingdom)

    1966-11-15

    irradiacion es diferente. Las perdidas de vitaminas B producidas por irradiacion y cochura son acumulativas. No se ha observado efecto alguno en el valor nutritivo de las proteinas. En 1962, el Ministerio de Sanidad Publica del Reino Unido constituyo un Grupo de trabajo encargado de estudiar los efectos de las radiaciones en los alimentos y de presentar un informe sobre la necesidad de controles oficiales. En la memoria se examina el informe del Grupo de trabajo, publicado en 1964, en relacion con las pruebas de comestibilidad efectuadas en el Reino Unido. (author) [Russian] Daetsja opisanie ispytanij, provedennyh v Soedinennom Korolevstve, na sohranenie pishhevymi produktami vkusovyh i pitatel'nyh kachestv. Ispytanija velis' po programme obluchenija produktov pitanija. Kratkosrochnye issledovanija kormlenija krys, kur i svinej i dlitel'nye issledovanija kormlenija krys i myshej obluchennym kormom ne pokazali kakogo-libo vrednogo vlijanija jetogo korma na organizm. Opyty s kormleniem zhivotnyh byli prednaznacheny dlja vyjavlenija specificheskih processov obluchenija, i vse jeti processy ohvatyvajut ispol'zovanie nizkih ili umerennyh doz radiacii. Tak, zerno, obrabotannoe gamma-luchami dozoj v 20 000 i 200 000 rad, i zamorozhennye jajca (obluchennye dlja togo, chtoby ubit' salmonellae), obluchennye dozami 0,5 i 1,0 megarad, skarmlivali zhivotnym. Ispytyvalas' vetchina, obluchennaja dozoj 250 000 rad dlja prodl nija srokov ee hranenija, a takzhe vetchina, obluchennaja dozoj 2 megarada. V nastojashhee vremja provodjatsja dlitel'nye issledovanija po izucheniju voprosa sohranenija vkusovyh i pitatel'nyh kachestv ryby, obrabotannoj dozoj 0,6 megarada (maksimal'naja doza, kotoraja, verojatno, budet ispol'zovat'sja dlja obespechenija dlitel'nogo hranenija v zamorozhennom so- stojajii (0 Degree-Sign - 4 Degree-Sign C)). Kratkosrochnye opyty provedeny takzhe s kartofelem (10 00O rad) i koninoj (0,65 megarada). Pitatel'nye kachestva obluchennogo zerna, jaic, ryby i nekotoryh kormov dlja

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

    , obychno ispuskayut al'fa- ili beta-luchi. Al'fa-izluchateli kak toplivo predstavlyayut bol'shuyu tsennost', no oni stoyat doroge i v to zhe vremya menee dostupny, chem beta-izluchateli, poehtomu ikh, kak pravilo, ispol'zuyut dlya kosmicheskikh zadach. Beta-goryuchee, vydelennoe iz otkhodov reaktora, v nastoyashchee vremya primenyaetsya isklyuchitel'no dlya nazemnykh ili morskikh tselej. Odnako sleduet ozhidat', chto takie beta-izluchateli, kak strontsij-90, v kontse kontsov budut primenyat'sya i v kosmose. V nastoyashchee vremya vedutsya issledovatel'skie raboty s generatorami, v kotorykh v kachestve goryuchego budut primenyat' smeshannye produkty deleniya. Ehto goryuchee budet deshevle, chem chistye radioizotopy, poskol'ku sokratyatsya zatraty na razdelenie izotopov i na ikh ochistku. Prototipom termoehlektri- cheskikh generatorov, pitaemykh strontsiem-90 i tseziem-137, yavlyayutsya uzhe funktsionirujte ili razrabatyvaemye generatory na meteorologicheskikh stantsiyakh, v navigatsii i v glubokovodnykh ustrojstvakh obnaruzheniya. Termoehlektricheskim generatorom, rabotayushchim na plutonii-238, osnashchen iskustvennyj sputnik ''Tranzit'', razrabotannyj voennomorskim vedomstvom SSHA. Razrabatyvayutsya generatory dlya ispol'zovaniya v kosmose Upravleniem po natsional'noj aehronavtike i issledovaniyu kosmicheskogo prostranstva. Vysokaya aktivnost' radioizotopnykh istochnikov ehnergii trebuet, chtoby voprosam bezopasnosti bylo udeleno osoboe vnimanie. Sleduet ustanovit' strogij kontrol' za soblyudeniem tekhniki bezopasnosti i provesti ryad shirokikh ispytanij, chtoby udostoverit'sya, chto radioaktivnye sistemy mogut funktsionirovat', ne nanosya ushcherba okruzhayushchim. (author)

  13. Some Recent Applications of Short Half-Life Radioisotopes in Australia; Quelques Applications Recentes des Radioisotopes a Courte Periode En Australie; НОВЕЙШИЕ СПОСОБЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В АВСТРАЛИИ КОРОТКОЯИВУЩИХ РАДИОИЗОТОПОВ; Algunas Recientes Aplicaciones de los Radioisotopos de Periodo Corto en Australia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Watt, J. S. [Australian Atomic Energy Commission Research Establishment, Lucas Heights, NSW (Australia)

    1963-03-15

    sostoit v tom, chto bol'shaja chast' radioaktivnogo gaza udaljaetsja posle ispytanij i mozhet byt' ispol'zovana snova. Nakonec, kratko opisyvaetsja ispol'zovanie zolota-198 dlja nabljudenija peremeshhenij nanosov jeffljuentov i vody. (author)

  14. Effects of Ionizing Radiation on Insects and Other Arthropods; Effet des rayonnements ionisants sur les insectes et autres arthropodes; Vozdejstvie ioniziruntsej radiatsii na nasekomykh i drugikh chlenistonogikh; Efectos de las radiaciones ionizantes sobre los insectos y otros artropodos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Stone, William E. [United States Department of Agriculture Laboratories, Mexico City, D.F (Mexico)

    1963-09-15

    razvedeniya nasekomykh v massovykh kolichestva. S drugoj storony, nekotorye vidy nasekomykh yavlyayutsya nastol'ko mnogochislennymi, chto primenenie ehtogo metoda mozhet okazat'sya neosushchestvimym bez predvaritel'noj obrabotki zarazhennogo rajona drugimi sredstvami istrebleniya dlya privlecheniya na dostupnoe rasstoyanie populyatsij nasekomykh. Nesmotrya na ehti zatrudneniya, pri blagopriyatnykh obstoyatel'stvakh vryad li kakie-libo drugie metody istrebleniya vrednykh nasekomykh predstavlyayutsya stol' zhe perspektivnymi. Metod sterilizatsii pri pomoshchi radiatsii mozhet sluzhit' sposobom otdaleniya invazii do okonchaniya sbora urozhaya. V doklade soobshchaetsya o vozdejstvii gamma-izlucheniya na potentsial razmnozheniya, polovuyu agressivnost', silu i zhivuchest' vostochnoj plodovoj mukhi Rasiv dorsalis (Hendel), dynnoj mukhi Dacus cucurbltae (Coq.), sredizemnomorskoj plodovoj mukhi Ceratltla capitata (Wied.), meksikanskoj plodovoj mukhi Anastrepha ludens (Loew) i malyarijnogo komara Anopheles quadrlmaculatus (Say); v doklade privodyatsya takzhe rezul'taty prakticheskikh ispytanij vypuske sterilizovannykh samtsov na opytnoe pole dlya istrebleniya populyatsij. Daetsya opisanie dal'nejshego khoda kampanii po istrebleniyu bych'ego ovoda Cochliomyla homlnlvorax (Cqrl.) v Soedinennykh Shtatakh Ameriki i izucheniya razvedeniya sil'nykh, geneticheski markirovannykh osobej, kotorye pozvolyat legko vyyavlyat' vypushchennykh na votgyu sterilizovannykh ovodov. Obsuzhdayutsya takzhe rezul'taty issledovanij po oblucheniyu 6 dopolnitel'nykh vidov vreditelej, porazhayushchikh frukty, ovoshchi, polevye i lesnye kul'tury, 3 vidov, porazhaptsikh skot, i 3 vidov, napadayushchikh glavnym obrazom na cheloveka, a takzhe vozdejstvie oblucheniya ka skorpionov Centruroides limpidus (Karsch), odnozvezdchatogo kleshcha AshYuovdaa americanum (L.); dalee obsuzhdaetsya vozmozhnost' ispol'zovaniya ioniziruitsego izlucheniya v kachestve vozmozhnogo garantijnogo sredstva dlya dezinfestatsii ovoshchej i

  15. Fuel location, homogeneity and amount in flat and tubular configurations; Repartition, Homogeneite et Quantite du Combustible dans les Elements a Configuration Plate ou Tubulaire; Polozhenie, gomogennost' i kolichestvo topliva v ploskikh i trubchatykh konfiguratsiyakh; Disposicion, Homogeneidad y Cantidad de Combustibles en Configuraciones Planas y Tubulares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Meester, P. de [Studiecentrum voor Kernenergie, Mol (Belgium)

    1965-10-15

    'no pri 80-90 kehv, avtoradiografiya i gammagrafiya. Pri radiografii toplivnykh Trubok svintsovuyu oprav- ku s prikreplennoj k nej rentgenovskoj plenkoj pomeshchayut vnutr' trubki. . Zatem pod razlichnymi uglami delayut rentgenovski snimki. Radioaktivnyj istochnik, skenniruyushchij toplivnuyu trubku vdol' ee tsentral'noj linii, v sochetanii s plenkoj vokrug trubki pokazyvaet zapisi, imeyushchie bol'shuyu razreshayushchuyu sposobnost'. Gomogennost' topliva neobkhodimo kontrolirovat' dlya obespecheniya bezopasnoj raboty reaktora, t.e., s odnoj storony, s tsel'yu izbezhat' izbytochnykh kontsentratsij topliva, koto- rye mogut vyzvat' paroobrazovanie pri rabote reaktora, okhlazhdaemogo vodoj pod davleniem, a s drugoj - obespechit' dostatochnuyu i ravnomerno raspredelennuyu toplivnuyu zagruzku. Ra- diografy mozhno ispol'zovat' dlya vizual'noj proverki. Esli neobkhodimo sdelat' kolichest- vennyj analiz, to luchshim priborom yavlyaetsya stsintillyatsionnyj gamma-spektrometr, izmerya- yushchij sobstvennoe izluchenie, kotoroe ispuskaet uran-235. Privoditsya analiz rezul'tatov, svyazannykh priblizitel'no s 400 toplivnymi plastinkami i pervoj partiej toplivnykh tru- bok. Mozhno kontrolirovat' kharakteristiki formirovaniya i tipichnye kontseviki. Rezul'- taty absorbtsionnykh izmerenij s pomoshch'yu aktivirovannogo istochnika yavlyayutsya neskol'ko khudshimi. Rassmatrivayutsya tsifrovye rezul'taty staticheskikh izmerenij i nepreryvnoj zapisi. Dlya raschetov fakticheskoj raboty reaktora dolzhno byt' izvestno kolichestvo top- liva, kak absolyutnoe kolichestvo, na kazhduyu zonu i na kazhdyj polnyj ehlement v tselyakh ucheta topliva i sravneniya s otsenkoj vygoraniya posle oblucheniya. Rassmatrivayutsya izgotovlenie i ispol'zovanie razlichnykh standartov, a takzhe tochnost' i ustranenie pogreshnostej. Predlagayutsya nekotorye uluchsheniya pri provedenii ispytanij v bud. (author)

  16. Operating Experience with Indian Point Nuclear Electric Generating Station; Experience d'exploitation de la centrale nucleaire d'Indian point; Opyt ehkspluatatsii Indian-pojntskoj yadernoj ehlektrostantsii; Experiencia adquirida con la explotacion de la central nucleoelectrica de Indian point

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Beattie, W. C.; Freyberg, R. H. [Consolidated Edison Company of New York, Inc., New York, NY (United States)

    1963-10-15

    'taty ispytanij ochen' khorosho soglasuyutsya s raschetnymi kharakteristikami raboty reaktora. Sleduyushchie ispytaniya chuvstvitel'nosti reaktora k perekhodnym kolebaniyam nagruzki dolzhny byt' prodolzheny vesnoj 1963 goda. (author)

  17. Power Reactor Design at Zero Power; Etudes de Reacteurs de Puissance, au Moyen de Machines de Puissance Zero; Konstruktsiya ehnergeticheskogo reaktora nulevoj moshchnosti; Diseno de Reactores Generadores con Ayuda de Reactores de Potencia Nula

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Redman, W. C.; Plumlee, K. E.; Baird, Q. L. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1964-02-15

    revela que el Laboratorio de Argonne ha venido basindose ampliamente en los sistemas exponenciales y criticos para llevar a cabo sus trabajos en materia de estudio de reactores. Los autores sugieren el papel futuro de estos sistemas al resumir brevemente los programas de trabajo, en curso de ejecucion o en proyecto, mediante los reactores de potencia nula que actualmente existen en Argonne y los que ese Laboratorio proyecta construit. (author) [Russian] Rjalis- sledovatel'skih reaktorov dlja central'nyh jelektrostancij, reaktorov v kachestve dvigate- lej, reaktorov dlja proizvodstva izotopov i ispytatel'nyh reaktorov byl issledovan na Argonskih reaktorah nulevoj moshhnosti, a svjazannye jeksponencial'nye i chisto kriticheskie sborki pozvolili poluchit' osnovnye dannye. Dlja togo, chtoby dat' nagljadnoe predstavle- nie o poslednih jeksperimentah i prodemonstrirovat' bol'shoe raznoobrazie dannyh o kon- strukcii reaktora, kotorye mozhno poluchit' v sistemah s maloj plotnost'ju nejtronnogo poto- ka, rassmatrivajutsja sledujushhie jeksperimental'nye programmy: 1. Izuchenie svojstv torievo-uranovogo topliva v tjazheloj vode s osobym uporom na trebova- nija, pred{sup j}avljaemye k konstrukcii vtoroj aktivnoj zony dlja Argonskogo jeksperimental'- nogo kipjashhego reaktora. 2. Maket predpologaemogo issledovatel'skogo reaktora s vysokoj plotnost'ju nejtronnogo potoka dlja podtverzhdenija raschetov konstrukcii, vybora optimal'noj geometrii i ocenki vlijanija vygoranija topliva. 3. Opredelenie harakteristik raspredelenija jenergii i vlijanija na reaktivnost' zatoplenija toplivnogo jelementa dlja kombinirovannyh ispytanij kipjashhego reaktora s peregrevom. 4. Konstrukcija aktivnoj zony proizvodjashhego plutonij reaktora-razmnozhitelja na bystryh nejtronah na urane - 235 s natrievym ohlazhdeniem kak pervoj zagruzki dlja Argonskogo jeksperimental'nogo reaktora-razmnozhitelja II. 5. Issledovanie harakteristik reaktora s vzaimodejstvujushhimi zonami na teplovyh i byst- ryh nejtronah. Pri

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

    sistemah izmerenija j otbora prob rud i koncentratov, pri jetom osoboe vnimanie udeljaetsja verojatnosti i tochnosti kazhdoj stupeni. V techenie 1948 - 1964 gg. bylo otobrano prob v obshhej slozhnosti iz 58 millionov tonn rudy priblizitel'no na 40 razlichnyh mehanicheskih analiticheskih ustanovkah na zapade Soedinennyh Shtatov. Na vseh jetih ustanovkah neobhodimo bylo vzvesit', otobrat' proby i proanalizirovat' rudu v sootvetstvii s praktikoj, priemlemoj dlja Komissii po atomnoj jenergii. Sobljudalis' obychnye principy otbora prob rudy, kotorye uzhe v techenie mnogih let ispol'zujutsja v gornorudnoj promyshlennosti. Odnako bylo proizvedeno dostatochnoe kolichestvo kontrol'nyh otborov prob i drugih ispytanij s tem, chtoby soderzhanie urana v razlichnyh otobrannyh probah rudy opredeljalos' s takoj stepen'ju tochnosti, kotoraja javljaetsja jekonomicheski osushhestvimoj. . Za poslednie 17 let u otechestvennyh proizvoditelej byli priobreteny koncentraty, soderzhashhie okolo 129 000 t U{sub O8}. Jetot uran soderzhalsja priblizitel'no v 10000 partijah, kazhdaja iz kotoryh byla vzveshena, oprobovana i proanalizirovana v sootvetstvii s tshhatel'no kontroliruemymi procedurami. Jeti partii postupali na ustanovki dlja otbora prob, kotorye prinadlezhat Komissii po atomnoj jenergii i jekspluatirujutsja po kontraktu, i nahodjatsja v Grand-Dzhankshine i Ujelden-Springe (shtat Missuri). Srednjaja partija sostoit priblizitel'no iz 50 metallicheskih bochek (ob'emom v 55 gallonov) i vesit okolo 35 000 funtov. Poskol'ku fizicheskie i himicheskie svojstva koncentrata sil'no razlichajutsja, neobhodimo vzjat' probu iz kazhdoj metallicheskoj bochki. Na protjazhenii mnogih let ispol'zovalis' razlichnye sistemy otbora prob, naprimer s pomoshh'ju trub,otkrytyh i zakrytyh burov i putem oprobovanija padajushhego potoka. Metod oprobovanija padajushhego potoka javljaetsja samym tochnym pri uslovii, chto predprinjaty mery predostorozhnosti dlja predotvrashhenija izmenenija vesa v rezul'tate atmosfernogo

  19. The Time Analysis and Frequency Distribution of Caesium-137 Fall-Out in Muscle Samples; Analyse en Fonction du Temps et Distribution des Frequences de Cesium 137 du aux Retombees de Cesium 137 Contenues dans des Echantillons de Tissu Musculaire; 0410 041d 0414 ; Analisis Temporal y Distribucion de Frecuencias del Cesio-137 Procedente de la Precipitacion Radiactiva en Muestras de Tejido Muscular

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ellett, W. H.; Brownell, G. L [Physics Research Laboratory, Massachusetts General Hospital, Boston 14, MA (United States)

    1964-11-15

    mnogo raz prevyshaet srednij uroven'. Dostovernaja ocenka opasnosti ot vypadenija radioaktivnyh osadkov mozhet byt' sdelana tol'ko togda, kogda izvestna chastota raspredelenija radioaktivnosti u naselenija. Popytki opredelit' formu krivoj raspredelenija iz dannyh Kal'pa po koncentracii stroncija-90 v kostjah u detej imeli ogranichennyj uspeh iz-za malogo razmera obrazca i otsutstvija ravnovesija stroncij-90-kalij v kosti. Dlja preodolenija jetih nedostatkov avtory izmerjali soderzhanie cejeija-137 priblizitel'no v 900 obrazcah myshc. Obrazcy tkanej byli vzjaty vo vremja vskrytija trupov s janvarja 1959 po avgust 1963 goda. Ispol'zovanie cezija-137 v kachestve indikatora produktov delenija pokazyvaet, chto vse chleny gruppy, nezavisimo ot ih vozrasta, nahodjatsja v ravnovesii s radioaktivnoj sredoj vo vremja smerti. Period issledovanija sovpal so vremenem pervogo moratorija na ispytanija jadernogo oruzhija i vozobnovlenija ispytanij v bol'shom masshtabe osen'ju 1961 goda. Srednee soderzhanie cezija-137 v obrazcah bylo sravnitel'no postojannym na protjazhenii 1959 goda, ono sokratilos' na dcr porjadka v 1960 godu i ostavalos' sravnitel'no ustojchivym do nachala leta 1962 goda. S serediny 1962 goda srednij uroven' radioaktivnosti cejeija-137 v obrazcah, vzjatyh u naselenija, nepreryvno uvelichivalsja i k letu 1963 goda byl v chetyre raza vyshe minimuma 1962 goda. Byli sostavleny nezavisimye ot vremeni gistogrammy dannyh putem podborki mnogochlenov k priblizitel'nym dannym (obrazec radioaktivnosti kak funkcija daty smerti). Jeti sobrannye vmeste dannye proverjalis' statisticheski pri sravnenii s normal'noj, lognormal'noj i gamma-chastotoj raspredelenija. Rezul'taty pokazyvajut, chto jeksperimental'noe raspredelenie otnjud' ne javljaetsja gaussianom i bolee vsego soglasuetsja s gamma-raspredeleniem. S pomoshh'ju jeksperimental'no poluchennogo gamma-raspredelenija mozhno opredelit' tu chast' naselenija, kotoraja imeet v N chislo raz bol'shuju radioaktivnost', chem srednjaja

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

    el desplazamiento transversal de tubos ha permitido, mediante una combinacion de tecnicas, instalar un dispositivo de ensayo que puede ser manejado por personal semiespeciali- zado. Las necesidades del Laboratorio en cuanto a datos de precision sobre las dimensiones de los tubos pueden satisfacerse con un sistema automatico que registra los datos y permite prescindir del metodo laborioso y algo inexacto de anotacion manual de los resultados. En el caso de la localizacion de fallas en las varillas de combustible, el metodo expuesto en el parrafo a) puede utilizarse en general para examinar los tubos de revestimiento despues de haber efectuado la carga del combustible y de haber cerrado los extremos del tubo; ademas, la integridad del cierre se comprueba radiograficamente. Para verificar adecuadamente el estado de una soldadura circular, se toman varias radiografias. Utilizando una tecnica panoramica puede tambien registrarse con exactitud la disposicion del combustible. Se estudia ademas la posibilidad de utilizar la radiografia cromatica. La deteccion de escapes en las varillas de combustible suele realizarse utilizando un espectrometro de masas despues de haber procedido al rellenado con helio. Si este no es posible, puede aplicarse un procedimiento de contrapresion. Para localizar los escapes se utilizan los metodos ordinarios de sondeo o 'rastreo'. Un procedimiento sencillo y poco oneroso aplicable cuando se trata de lfquidos, es el de burbujeo. Se estudia la posibilidad de utilizar el kripton-85. como gas indicador. (author) [Russian] Opisyvajutsja metody ispytanij, kotorye razrabotany v laboratorijah reaktornyh teplovydeljajushhih jelementov v porjadke osushhestvlenija programmy reaktornoj gruppy po razrabotke teplovydeljajushhih jelementov v vide tonkih sterzhnej dlja rjada reaktornyh sistem. Obolochka jetih sterzhnej predstavljaet soboj trubku diametrom 5-15 mm i izgotavlivaetsja iz nerzhavejushhej stali i splavov cirkonija. a. Defektoskopija v trubkah Ul

  1. Shipment of Gross Quantities of Radiostrontium; Transport de Grandes Quantites de Radiostrontium; 0422 0420 0410 041d 0421 041f 041e 0420 0422 0418 0420 041e 0412 041a 0410 0411 041e 041b 042c 0428 0418 0425 041a 041e 041b 0418 0427 0415 0421 0422 0412 0420 0410 0414 0418 041e 0418 0417 041e 0422 041e 041f 041e 0412 ; Transporte de Grandes Cantidades de Radioestroncio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Zahn, L. L.; Smith, C. W.; Junkins, R. L. [Hanford Laboratories General Electric Co., Richland, WA (United States)

    1963-02-15

    vodosnabzhenija; pojetomu fizicheskie i himicheskie svojstva materiala, v kotoryj vveden transportiruemyj produkt, imejut bol'shoe znachenie. V avarijnyh sluchajah rassejanija dolgozhivushhih radioizotopov v naselennyh rajonah pridetsja proizvodit' shirokuju dezaktivaciju imushhestva i jevakuirovat' naselenie. Vvidu tjazhelyh posledstvij avarijnogo vybrosa radioaktivnogo veshhestva, hotja verojatnost' takih sluchaev i ne velika, bylo sochteno umestnym vvodit' objazatel'nye administrativnye mery kontrolja, chtoby preduprezhdat' takie avarii, a v sluchae, esli oni proizojdut - svodit' do minimuma ushherb ot nih. Ocenka ushherba ot podobnyh avarij vyjavila nekotorye oblasti, v kotoryh trebuetsja dal'nejshee uluchshenie uslovij transportirovki. V nastojashhee vremja vedutsja raboty po izyskaniju sposobov transportirovki, kotorye ne ugrozhajut zagrjazneniem produktov shirokogo potreblenija i obespechivajut bol'tuju ustojchivost' v avarijnyh uslovijah. Ispytyvajutsja na udar kontejnery obychnoj konstrukcii, i rezul'taty jetih ispytanij analizirujutsja dlja vyjavlenija optimal'nyh dannyh otnositel'no zhestkosti kontejnera i sootvetstvujushhej amortizacii v celjah povyshenija nadezhnosti konstrukcii. (author)

  2. Effect of Decontamination of Feed Mixtures by Heat Treatment and Gamma Radiation on Growth and Feed Conversion in Fattening Pigs; Effet de la Decontamination de Melanges Alimentaires par Traitement Thermique et Irradiation Gamma sur la Croissance et sur la Conversion des Aliments Chez les Porcs d'Elevage; Vliyanie obezzarazhivaniya kormovykh smesej teplovoj obrabotkoj i gamma-oblucheniem na rost i.konversiyu pishchi u otkarmlivaemykh svinej; Efecto de la Descontaminacion por Tratamiento Termico e Irradiacion Gamma de Piensos Compuestos Sobre el Desarrollo y Engorde de Cerdos Cebones

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dammers, J.; Kampelmacher, E. H.; Edel, W.; Van Schothorst, M. [Research Institute for Animal Nutrition, Hoorn (Netherlands); National Institute of Public Health, Utrect (Netherlands)

    1966-11-15

    odnoj svin'i v den' sostavljal: 767 g - dlja gruppy, poluchavshej neobrabotannye korma', 770 g - dlja gruppy, kotoraja poluchala korma, podvergnutye teplovoj obrabotke, i 800 g - dlja gruppy, poluchavshej obluchennye korma. Na 1 kg privesa sootvetstvenno poshlo 2,85, 2,81 i 2,74 kg korma. V drugom institute svin'i otkarmlivalis' v techenie priblizitel'no 155 dnej, i ih ves dostig pochti 116 kg. Srednij prives odnoj svin'i v sutki sostavljal dlja grupp, poluchavshih neobrabotannye, podvergshiesja teplovoj obrabotke i obluchennye korma, sootvetstvenno 627, 643 i 625 g. Na 1 kg privesa poshlo sootvetstvenno 3,30, 3,23 i 3,24 kg korma. Na osnove jetih rezul'tatov mozhno sdelat' vyvod o tom, chto ni obluchenie, ni teplovaja obrabotka ne okazyvali nikakogo otricatel'nogo vozdejstvija na pitatel'nuju cennost' kormov vo vremja provedenija jetih ispytanij. Vo vseh sluchajah posle obezzarazhivanija v korm dobavljali neobhodimye vitaminy. V porjadke dal'nejshego izuchenija vlijanija bakteriologicheskogo svojstva kormov na pomet, soderzhashhij salmonellu, dvazhdy v nedelju u kazhdoj svin'i brali probu pometa i issledovali na salmonellu. V otnoshenii gruppy svinej, poluchavshih neobrabotannye korma, salmonella byla vydelena v 13 sluchajah. V pomete svinej, poluchavshih obluchennye ili podvergshiesja teplovoj obrabotke korma, ne bylo obnaruzheno salmonelly na vsem protjazhenii jeksperimentov. Vmeste s tem jeto svidetel'stvuet o dejstvennosti ispol'zuemyh metodov obezzarazhivanija, a takzhe ob jeffektivnosti takih metodov obrabotki v dele predotvrashhenija rasprostranenija sredi svinej zdorovyh nositelej salmonelly. (author)