WorldWideScience

Sample records for razrabotka tekhnologii izvlecheniya

  1. Improving extraction technology of level seams. Sovershenstvovanie tekhnologii razrabotki pologikh plastov

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Shetser, M G; Spitsyn, Yu G

    1985-01-01

    This report deals with conditions and prospects for intensifying extraction of level and inclined seams and improving extraction technology. Reviews mechanization of excavation of stables with automatic cutter-loaders (KA80 in conjunction with KD80); coal extraction using two cutter-loaders in seams 0.9 - 1.9 m thick and up to 20 degrees inclination (pillar mining); reciprocating method of coal cutting; one-sided method of coal extraction (KMK97 cutter loaders). Discusses strengthening of junctions of faces with gate roads (KSU and KSU3M props); improved types of props (hydraulic props SUG-30, SUG-V and GVD); roof control methods (induced caving, advance torpedoing or using KM87UMP and KMT power supports). Deals in detail with introduction of new extraction technology and strengthening of unstable rock by injecting polyurethene compounds, extraction of seams with wide-web cutter-loaders (Kirovets, IK101) and plowing. (3 refs.)

  2. Razrabotka novyh transgranichnyh vodnyh marshrutov v Jugo-Vostochnoj Baltike: metodika i praktika

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Kropinova E.

    2014-08-01

    Full Text Available This article offers an integrative approach to the development of trans-border water routes. Route development is analysed in the context of system approach as integration of geographical, climatic, meaning-related, infrastructural, and marketing components. The authors analyse the Russian and European approaches to route development. The article focuses on the institutional environment and tourist and recreational resources necessary for water route development. Special attention is paid to the activity aspect of tourist resources. At the same time, the development of all routes included an analysis of physical geographical, technological, infrastructural, economic, political, and social aspects. The case of water routes developed in the framework of the Crossroads 2.0 international project is used to describe the practical implementation of the theoretical assumptions. The work also tests the methodology of point rating for objects that can be potentially included in the route. The creation of trans-border water routes is presented as an innovative technology of identifying a territory’s potential and its further development. The authors stress the trans-border nature of water routes is their essential characteristic based on the natural properties of water routes.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-06-15

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

  4. 3. International Symposium 'Vacuum Technology and Equipment'. ISVTE-3; 3. Mezhdunarodnyj Simpozium 'Vakuumnye tekhnologii i oborudovanie'. ISVTE-3

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kogan, V S; Shulaev, V M [eds.

    1999-07-01

    The reports of the 3th International Symposium 'Vacuum Technology and Equipment', which was held in Kharkov at 22-24 September 1999 are presented. In this issue such subject are published: equipment and technology for thin and coating preparation. Studies of their surface layer and material modification by corpuscular effect and light.

  5. The effect of information processing technology on its economic indicators in the oil industry. O vliyanii tekhnologii obrabotki informatsii na yeye ekonomicheskiye pokazateli v usloviyakh neftyanoy promyshlennosti

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Obidnov, B I; Maksimova, T N

    1984-01-01

    The issues of the dependence of the economic indicators of information acquisition in the oil industry on its processing technology are examined. Different variants in a technology for processing information are examined and the characteristics for increasing the cost of information within an oil extracting enterprise are analyzed in detail. The economic indicators of information providing it is processed in a computer center are also disclosed.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

  7. Interesting Developments in UO{sub 2} Technology; Progres interessants dans la technologie du bioxyde d'uranium; Interesnye usovershenstvovaniya tekhnologii UO{sub 2}; Recientes progresos en la tecnologia del UO{sub 2}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Robertson, J. A.L. [Atomic Energy of Canada Ltd., Chalk River, Ontario (Canada)

    1963-11-15

    Now that several UO{sub 2}-fuelled reactors are operating routinely, good irradiation performance of UO{sub 2} is taken for granted. It is therefore stimulating to find that significant developments are still occurring. Most exciting was the recent discovery by Battelle Memorial Institute workers that a particular single crystal of UO{sub 2} had a very high thermal conductivity at elevated temperatures. Following controversy over the matter, an irradiation at Chalk River demonstrated that the large grains formed in operating fuel elements do not necessarily exhibit this enhanced conductivity. Our laboratory experiments have shown that the enhancement is only present in hypostoichiometric compositions and depends little, if any, on the absence of grain boundaries. Indeed, the high conductivity can be obtained in polycrystalline sinters by controlling the stoichiometry. It has long been known that sheath elongation could be reduced by fabricating the UO{sub 2} pellets with depressions in their end faces. Later it was shown that movement of the fuel into a void at the end of the pellet stack was impeded by diametral expansion of the fuel and its mechanical interaction with the sheath. The biggest advance in minimizing sheath distensions has been the realization that longitudinal and diametral expansions are interrelated through the volume expansion of the fuel whose hot core is appreciably plastic. Our empirical knowledge of the factors determining the release of fission-product gases from UO{sub 2} has improved. In particular, increasing the irradiation exposure from 10{sup 15} to 10{sup 18} fissions/cm{sup 3} can reduce the apparent diffusion rates for xenon in UO{sub 2} during subsequent anneals by a factor of 10{sup 3}. The gas is probably immobilized in minute traps, some existing in the original material and some generated by irradiation damage. Detailed analysis indicated slow escape from the traps, presumably from the finite solubility of the xenon in UO{sub 2}. With the ability to perform in-reactor measurements a new phase of more meaningful experiments is just starting. These will determine whether any potential economic advantage lies in novel forms of fuel. Meanwhile, continuing development of sintered UO{sub 2} in the simple rod geometry will provide stiff competition. (author) [French] Maintenant que plusieurs reacteurs alimentes au bioxyde d'uranium sont en exploitation normale, on peut considerer que les performances nucleaires de cette matiere sont satisfaisantes et il faut se rejouir de voir se realiser encore de nouveaux progres dans cette branche de la technologie. L'evenement le plus remarquable dans ce domaine est assurement la decouverte des chercheurs de Battelle qui ont observe recemment qu'a haute temperature un monocristal de UO{sub 2} etait doue d'une tres forte conductivite thermique. A la suite d'une controverse sur ce point, une experience d' irradiation faite a Chalk River a montre que les grains de grande dimension formes dans des elements combustibles en fonctionnement ne presentent pas necessairement cette conductivite accrue. Les experiences de laboratoire ont revele que cette augmentation de la conductivite ne se presente que dans les compositions hypostoechiometriques et ne depend guere de l'absence de joint de grain. En fait, la forte conductivite peut etre obtenue dans des frittes polycristallins, si l'on maintient la composition stoechiometrique optimum. On sait depuis longtemps qu' il est possible de reduire rallongement des gaines en menageant des depressions sur chacune des bases des pastilles de UO{sub 2}; on a montre par la suite que si on laissait un vide aux extremites de l'empilement des pastilles, la tendance du combustible a remplir ce vide etait entravee par la dilatation diametrale des pastilles et leur interaction mecanique avec la gaine. On a realise un tres grand progres en vue de reduire los distensions de la gaine lorsqu'on s'est rendu compte que les dilatations longitudinales et diametrales etaient liees entre elles et etaient l'expression de la dilatation cubique du combustible dont le noyau chaud a une plasticite sensiblement elevee. Les connaissances empiriques sur les facteurs qui conditionnent le degagement de produits de fission gazeux liberes par UO{sub 2} ce sont ameliorees. On a constate notamment qu'en portant de 10{sup 15} a 10{sup 18} le nombre de fissions par cm{sup 3}, on peut abaisser d' un facteur de 10{sup 3} les vitesses apparentes de diffusion du xenon dans UO{sub 2}, au cours de recuits subsequents. Le gaz est probablement immobilise dans des pieges minuscules, les uns preexistant dans le materiau original, les autres resultant des dommages dus a l'irradiation. Une analyse minutieuse montre que le gaz s'echappe lentement des pieges, peut-etre en raison de la valeur finie de la solubilite du xenon dans UO{sub 2}. La possibilite que l'on a maintenant de faire des mesures en pile marque le debut d'une nouvelle serie d'experiences plus interessantes, qui permettront dorenavant de se rendre compte directement si la mise au point de nouveaux types de combustible offre des avantages economiques. En attendant, les efforts se poursuivront, suscitant une competition serree, pour ameliorer les elements en bioxyde d'uranium fritte, composes de barreaux en geometrie simple. (author) [Spanish] Ahora que funcionan regularmente varios reactores alimentados con UO{sub 2}, el buen rendimiento de este material frente a la irradiacion se da por supuesto. Por ello, es estimulante observar que todavia se producen novedades significativas en este terreno. Una de las mas interesantes fue el descubrimiento, recientemente realizado por los investigadores del Instituto Battelle, de que determinados monocristales de UO{sub 2} poseen gran conductibilidad termica a temperaturas elevadas. A raiz de la controversia habida sobre la materia, un experimento de irradiacion efectuado en Chalk River demostro que los granos de gran tamafio que se forman en el curso de la irradiacion de los elementos combustibles no presentan necesariamente ese aumento de conductibilidad. Los experimentos realizados en el laboratorio del autor han demostrado que dicho aumento se produce solamente en las composiciones hipoestequiometricas y es independiente, o depende escasamente, de la inexistencia de bordes de los granos. En efecto, esa conductibilidad elevada puede obtenerse en cuerpos poiicristalinos sinterizados por modincacion de sus proporciones estequiometricas. Se sabe desde hace tiempo que el alargamiento de las vainas podia aminorarse elaborando pastillas de UO{sub 2} con depresiones en las caras de los extremos. Mas tarde se demostro que la dilatacion diametral del combustible y su interaccion mecanica con la vaina impedia el desplazamiento del combustible hacia el hueco existente en e l extremo del paquete de pastillas. El progreso mas decisivo para reducir al minimo las distensiones de las vainas ha sido advertir que las dilataciones longitudinales y diametrales estan mutuamente relacionadas por la dilatacion volumetrica del combustible, cuyo nucleo caliente es sensiblemente plastico. Ha mejorado nuestro conocimiento empirico de los factores que determinan el escape de productos de fision gaseosos del UO{sub 2}. En particular, si el grado de irradiacion aumenta de 10{sup 15} a 10{sup 18} fisiones/cm{sup 3}, los indices de difusion aparente del xenon en el UO{sub 2} pueden presentar un valor mil veces inferior en el curso de recocidos subsiguientes. El gas queda probablemente inmovilizado en diminutas trampas de las cuales algunas existen ya en el material original, mientras que otras se deben a loe danos provocados por las radiaciones. Un analisis minucioso permite apreciar pequeflos escapes de las trampas, debidos probablemente a la solubilidad finita del xenon en el UO{sub 2}. Ahora que se da la posibilidad de realizar mediciones en el reactor, se esta iniciando una nueva fase de.experimentos mas significativos, que permitiran determinar si las nuevas formas de combustible pueden ofrecer alguna ventaja economica. Mientras tanto, el continuo perfeccionamiento de las barras combustibles de UO{sub 2} sinterizado en geometrias simples dara lugar a una renida competencia. (author) [Russian] Sejchas, kogda neskol'ko reaktorov, v kotorykh toplivom sluzhit UO{sub 2}, nakhodyatsya v postoyannoj ehkspluatatsii, khoroshie radiatsionnye -svojstva UO{sub 2} ne nuzhdayutsya v dokazatel'stve. Priyatno uznavat' o tom, chto vazhnye usovershenstvovaniya eshche poyavlyayutsya. Naibolee znachitel'nom za poslednee vremya yavilos' otkrytie sotrudnikami istituta Behttely ochen' vysokoj teploprovodnosti otdel'nogo odinochnogo kristalla UO{sub 2} pri povyshennykh temperaturakh. Provedennoe v svyazi s raskhozhdeniem mnenij po ehtomu voprosu obluchenie v Chok-Rivere pokazalo, chto bol'shie zerna, obrazuyushchiesya v rabotavshikh toplivnykh ehlementakh, ne obyazatel'no obladayut ehtoj povyshennoj provodimost'yu. Ehksperimenty nashej laboratorii pokazali, chto povyshenie imeet mesto tol'ko v podstekhiometricheskikh soedineniyakh i malo zavisit, esli voobshche zavisit, ot otsutstviya granits zeren. Bezuslovno, vysokaya provodimost' mozhet byt' poluchena v polikristallicheskikh spekshikhsya materialakh putem regulirovaniya stekhiometrii. Davno izvestno, chto udlinenie obolochki mozhno umen'shit', esli izgotovit' tabletki ieh UO{sub 2} s uglubleniyami na tortsovykh poverkhnostyakh. Pozzhe bylo pokazano, chto smeshcheniyu topliva v pustoe prostranstvo v kontse trubki s tabletkami meshaet diametral'noe rasshirenie topliva i ego mekhanicheskoe vzaimodejstvie s obolochkoj. Samym bol'shim dostizheniem v otnoshenii svedeniya k minimumu rasshireniya obolochki yavilos' uyasnenie togo, chto prodol'noe, i diametral'noe rasshireniya vzaimosvyazany cherez posredstvo ob{sup e}mnogo rasshireniya topliva, goryachaya serdtsevina kotorogo dovol'no plastichna. Rasshirilis' nashi prakticheskie znaniya faktorov, opredelyayushchikh vydelenie iz UO{sub 2} gazov, yavlyayushchikhsya produktami deleniya. V chastnosti, uvelichenie oblucheniya s 10{sup 15} do 10{sup 18} delenij/cm{sup 2} mozhet snizit' ochevidnye skorosti diffuzii dlya ksenona v UO{sub 2} pri posleduyushchikh obzhigakh na koehffitsient 10{sup 3}. Gaz, po-vidimomu, uderzhivaetsya v mel'chajshikh lovushkakh, chast' iz kotorykh sushchestvuet v iskhodnom materiale, a chast' obrazuetsya v rezul'tate radiatsionnogo povrezhdeniya. Tshchatel'nyj analiz pokazal sushchestvovanie medlennoj utechki iz lovushek, chto, veroyatno, ob''yasnyaetsya ogranichennoj rastvorimost'yu ksenona v UO{sub 2}. Vozmozhnost' osushchestvleniya izmerenij v reaktore otkryvaet novuyu fazu eshche bolee vazhnykh ehksperimentov. Oni pokazhut, imeyutsya li kakie-libo potentsial'nye ehkonomicheskie preimushchestva v novykh formakh topliva. V to zhe vremya budut prodolzhat'sya nastojchivye razrabotki spechenoj UO{sub 2} v prostoj geometrii sterzhnya. (author)

  8. Using the hot carrier injection into sub gate oxide and the x-radiation effect for forecasting the working capacity of MOS-technology microcircuits; Ispol`zovanie inzhektsii goryachikh nositelej v podzatvornyj okisel i vozdejstvii rentgenovskogo izlucheniya dlya prognozirovaniya mikroskhem, izgotovlennykh po MOP-tekhnologii

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pershenkov, V S; Cheredko, S V

    1994-12-31

    Analysis of the method of forecasting the threshold strain degradation during active functioning of MOST using ionizing radiation is conducted. Problems of practical application of the method and its modification for determining the MOST working capacity under low-intensity radiation effect are discussed.

  9. Development of Non-Metallic Fuel Elements for a High-Temperature Gas-Cooled Reactor; Mise au point d'elements combustibles non metalliques pour un reacteur a haute temperature, refroidi par un gaz; Razrabotka nemetallicheskikh teplovydelyashchikh ehlementov dlya vysokotemperaturnogo reaktora s gazovym okhlazhdeniem; Elementos combustibles no metalicos para un reactor de temperatura elevada refrigerado por gas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Liebmann, B.; Schafer, L.; Spener, G. [NUKEM, Nuklear-Chemie und -Metallurgie G.m.b.H., Wolfgang bei Hanau, Federal Republic of Germany (Germany)

    1963-11-15

    In connection with fuel element development work for the high-temperature gas-coolcd reactor of the Brown-Boveri/Krupp Reaktorbau G.m.b.H., two different fuel element concepts were considered and developed. In both cases the fuel element consists of a graphite ball of 6 cm in diam. which contains the fuel insert, a cylindrical pellet of about 20 mm in diam. and 16 mm in height. The two concepts differ in the type of the.fuel insert as well as in the preparation of the graphite ball. In the first concept the fuel insert consists of a mixture of UC{sub 2} and graphite which is prepared by blending U{sub 3}O{sub 8} and graphite, pressing them into pellets and reacting the two components in a vacuum furnace at 1800{sup o}C. The atomic ratio of U : C is 1:45. Since this type of fuel pellet does not retain the fission products completely the surrounding graphite sphere had to be made impervious to fission products by impregnation in order to obtain a fission-product retaining element. Permeabilities of the order of 10{sup -6}cm{sup 2}/s could be achieved. In the second concept the fuel insert consists of a solid solution of UC in ZrC and is coated with a layer of ZrC. The molar ratio of UC to ZrC is 1 : 20. The fuel pellet preparation was accomplished by the following procedure: UO{sub 2}, ZrO{sub 2}, and graphite were mixed and pressed into pellets. The pellets were reacted to the carbides. Ball milling of the carbides was followed by hot pressing at temperatures o f 2000{sup o}C. Densities of more than 95% of the theoretical density could be achieved. A full description of the preparation and of some physical properties of the fuel pellets is given in the paper. A sufficient fission gas retention behaviour of this type of fuel insert which allows it to be put into unimpregnated graphite balls is expected. Other advantages of this kind of fuel are discussed. (author) [French] Dans le cadre des etudes de combustibles destines au reacteur a haute temperature, refroidi par un gaz, de la societe Brown-Boveri/Krupp Reaktorbau GmbH, on a retenu et mis au point deux types differents d'elements combustibles. Dans les deux cas, l'element combustible est constitue par une sphere en graphite de 6 cm de diametre enrobant un noyau de matiere combustible ayant la forme d'une pastille cylindrique d'environ 20 mm de diametre et de 16 mm de hauteur. Les deux types different par le noyau aussi bien que par la preparation de la sphere en graphite. Dans le premier type, le noyau est un melange d'UO{sub 2} et de graphite. La preparation consiste a melanger U{sub 3}O{sub 8} et du graphite, a les comprimer en pastilles et a faire reagir les deux composants du melange dans un four sous vide a 1800{sup o}C. Le rapport atomique U : C est 1:45. Etant donne que ce type de pastille ne retient pas completement les produits de fission, il a fallu impregner la sphere en graphite, de maniere a la rendre etanche aux produits de fission. On a pu realiser des permeabilites de l'ordre de 10{sup -6}cm{sup 2}/s . Dans le deuxieme type, le noyau est une solution solide de UC dans ZrC; il est revetu d'une couche de ZrC. Le rapport molaire UC : ZrC est 1 : 20. La preparation de la pastille de combustible s'effectue de la maniere suivantes UO{sub 2}, ZrO{sub 2} et le graphite sont melanges et comprimes en pastilles. On fait reagir le melange pour obtenir les carbures. Le broyage des carbures est suivi d'un pressage a chaud a des temperatures de l'ordre de 2000{sup o}C. On est parvenu a des densites egales a 95% de la densite theorique. Les auteurs decrivent en detail la preparation des pastilles de combustible et mentionnent un certain nombre de leurs proprietes physiques. On pense qu'en raison de leur capacite de retention des gaz de fission, des noyaux de ce type pourront etre enrobes dans des spheres en graphite non impregne. L'etude fait encore etat d'autres avantages de ce genre de combustible. [Spanish] En relacion con el perfeccionamiento de los elementos combustibles destinados al reactor de alta temperatura refrigerado por gas de la Brown-Boveri/Krupp Reaktorbau GmbH, se investigaron y desarrollaron dos conceptos de elemento combustible. El elemento consiste en ambos casos en una esfera de grafito de 6 cm de diametro que encierra una pastilla cilindrica de combustible de unos 20 mm de diametro y 16 mm de altura. La diferencia entre ambos conceptos estriba en el tipo de combustible y en la forma de preparar las esferas de grafito. En el primero, el combustible se prepara mezclando U{sub 3}O{sub 8} y grafito, prensando esta mezcla en pastillas y haciendo que ambos componentes reaccionen en un horno al vacio a 1800{sup o}C. La razon atomica U : C es 1:45. Como este tipo de pastilla combustible no retiene cuantitativamente los productos de fision, fue necesario impregnar la esfera de grafito para hacerla impermeable y mejorar su poder de retencion. De este modo, se lograron permeabilidades del orden de 10{sup -6}cm{sup 2}/s . Con arreglo al segundo concepto, el combustible consiste en una solucion solida de UC en ZrC recubierta de una capa de ZrC. La razon molar UC : ZrC asciende a 1 : 20. La pastilla combustible se preparo del modo siguiente: se mezclaron UO{sub 2}, ZrO{sub 2} y grafito y se prensaron en pastillas que se hicieron reaccionar para obtener los carburos, que a su vez se trituraron en un molino de bolas, para volver a prensarse a 2000{sup o}C. De este modo, se alcanzaron densidades superiores al 95% del valor teorico. La memoria describe en detalle la preparacion y algunas de las propiedades fisicas de las pastillas combustibles. Se espera que este tipo de combustible retenga suficientemente los gases de fision y permita el empleo de esferas de grafito no impregnadas. La memoria examina tambien otras ventajas de esos combustibles. [Russian] V svyazi s rabotami po sovershenstvovaniyu seplovydelyayushchikh ehlementov dlya vysokotemperaturnogo reaktora s gazovym okhlazhdeniem ''Obshchestvom stroitel'stva reaktorov Braun- Boveri/Krupp'' byli rassmotreny i razrabotany dva razlichnykh vida teplovydelyayushchikh ehlementov. Oba varianta ispol'zuyut grafitovyj sharik diametrom b sm, soderzhashchij tsilindricheskuyu tabletku topliva diametrom okolo 20 mm i vysotoj 16 mm. Oba vida teplovydelyayushchikh ehlementov razlichayutsya po tipu toplivnoj tabletki, a takzhe po metodu izgotovleniya grafitnogo sharika. Tabletka pervogo vida sostoit iz smesi UO{sub 2} i grafita, poluchennoj smeshivaniem U{sub 3}O{sub 8} s grafitom, pressovaniem tabletok i posleduyushchim vzaimodejstviem komponentov v vakuumnoj pechi pri 1800{sup o}C. Atomnoe otnoshenie U : C ravnyaetsya 1:45. Vvidu togo, chto takoj tip toplivnoj tabletki ne uderzhivaet polnost'yu produktov delenii, prishlos' obespechit' nepronitsaemost' grafitnogo sharika putem propitki, chtoby poluchit' teplovydelyayushchij ehlement, uderzhivayushchij produkty deleniya. Udalos' dostich' koehffitsientov fil'tratsii poryadka 10{sup -6} cm{sup 2}/sek. Toplivnaya tabletka vtorogo vida sostoit iz tverdogo rastvora UC v ZrC i pokryta sloem ieh ZrC. Molyarnoe otnoshenie UC:ZrC ravnyaetsya 1:20. Izgotovlenie toplivnykh tabletok provodilos' sleduyushchim sposobom: iz smesi UO{sub 2},ZrO{sub 2} i grafita otpressovyvalis' tabletki, v kotorykh komponenty vzaimodejstvovali do obrazovaniya karbidov. Izmolotye v sharovoj mel'nitse karbidy podvergalis' goryachej pressovke pri temperaturakh okolo 2000{sup o}C. Pri ehtom dostigalis' plotnosti bolee chem 95% teoreticheskoj. V rabote dano podrobnoe opisanie metoda izgotovleniya, a takzhe ukazany nekotorye fizicheskie svojstva toplivnykh tabletok. Ehtot tip toplivnykh tabletok udovletvoritel'no uderzhivaet gazoobraznye produkty deleniya, tak chto okazalos' vozmozhnym vklyuchit' ikh v nepropitannye grafitnye shariki. Obsuzhdayutsya i prochie preimushchestva reaktornykh topliv podobnogo roda. (author)

  10. Development of Geiger-Mueller counters for operation at high temperatures; Mise au point de compteurs Geiger-Mueller fonctionnant a haute temperature; Razrabotka schetchikov Gejgera-Myullera, rabotayushchikh pri povyshennoj temperature; Contadores Geiger-Mueller que funcionan a temperaturas elevadas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Draghicescu, M [Institut de Physique Atomique, Bucarest (Romania)

    1962-04-15

    Counters of this type are necessary for radioactive logging at great depths; they have to operate normally at temperatures up to 180{sup o}C. In order to preserve their characteristics under such conditions, the work function of the cathode has been improved by a special treatment. Tests have been made on counters with graphite, copper and wolfram cathodes in a glass envelope. The method is simple, and can easily be employed in industry. (author) [French] De tels compteurs sont necessaires pour le sondage radioactif aux grandes profondeurs; ils doivent fonctionner dans des conditions normales jusqu'a la temperature de 180{sup o}C. Afin qu'ils puissent conserver leurs caracteristiques jusqu'a cette temperature, on a agi sur le travail de sortie de la cathode par un traitement adequat. On a fait l'essai sur des compteurs avec cathode de graphite, de cuivre ou de tungstene, dans un ballon de verre. La methode proposee est simple et peut etre appliquee facilement dans l'industrie. (author) [Spanish] Se requiere este tipo de contador para la determinacion de la radiactividad a grandes profundidades; debe ser capaz de funcionar normalmente a temperaturas hasta de 180{sup o}C. A fin de que sus caracteristicas se conserven inalteradas hasta tales temperaturas, se ha modificado la funcion de trabajo del catodo mediante un tratamiento adecuando. Se han ensayado contadores con catodo de grafito, de cobre o de wolframio en un balon de vidrio. El metodo propuesto es simple y puede aplicarse facilmente en la industria. (author) [Russian] Podobnye schetchiki neobkhodimy dlya radioaktivnogo karottazha na bol'shikh glubinakh; oni dolzhny funktsionirovat' v normal'nykh usloviyakh pri temperature do 180{sup o}C. Nakonets, dlya togo, chtoby oni mogli sokhranyat' svoi osobennosti pri ehtoj temperature, bylo obrashcheno vnimanie na rabotu katodnogo vykhoda pri pomoshchi sootvetstvuyushchej obrabotki. Byl proveden opyt na schetchikakh s grafitovym, mednym ili vol'framovym katodom v steklyannom sosude. Predlagaemyj metod prost i mozhet byt' legko ispol'zovan v promyshlennosti. (author)

  11. The Development of Materials for Application to Control Rod Systems in Graphite moderated Reactors; Mise au Point de Materiaux pour les Dispositifs de Controle a Barres, Utilbes dans les Reacteurs Ralentis au Graphite; Razrabotka materialov , primenyaemykh v sistemakh upravlyayushchikh sterzhnej v reaktorakh s grafitovym zamedlitelem; Perfeccionamiento de Materiales Aplicables a las Barras de Control en los Reactores Moderados por Grafito

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wade, G. E.; Kempf, F. J. [Hanford Atomic Products Operation, General Electric Company, Richland, WA (United States)

    1964-06-15

    Material problems associated with the control- and safety-rod systems for graphite moderated, tube-type reactors can be divided into two categories: control materials and operating-channel liner materials. The control materials, such as boron or gadolinium, can be integral with the rod sheath, as in the boron stainless steel used for safety rods. Another approach is the enclosure of a boron-containing sintered compact, such as B{sub 4}C-graphite or B{sub 4}C-aluminium, in a metallic sheath. Rods of the latter type are adaptable for control purposes because of the increased percentages of boron that can be included. Test and fabrication experience indicate that a wide range of satisfactory rod designs is possible with any of these materials. The rod operating channels in the reactor often require liners to protect the surrounding graphite moderator from rod-insertion impact loads and wear and to help maintain channel alignment. Abrasion- and impact resistant, high-strength, low cross-section materials that will operate uncooled are required for these liners. Pyrolytic graphite, pyrolytic graphite composites, aluminium oxide and silicon carbide have been tested for such applications. Physical and irradiation damage data indicate that some of these materials are suitable for lining rod-operating channels. (author) [French] Les problemes de materiaux lies aux dispositifs de controle a barres de reglage et de securite pour les reacteurs tubulaires ralentis au graphite sont doubles et concernent les materiaux absorbants d'une part et les materiaux de garnissage des canaux d'autre part. Les materiaux absorbants tels que le bore ou le gadolinium peuvent former un tout avec le materiau de gainage comme dans le cas ou les barres de securite sont en acier inoxydable au bore. Une autre technique consiste a enfermer un melange presse et fritte contenant du bore, tel que B4C-graphite ou B4C-aluminium, dans une gaine metallique. Les barres de ce dernier type peuvent etre adaptees aux fins du controle parce qu'il est possible d'augmenter leur teneur en bore. L'experience acquise au cours d'essais et d'operations de fabrication ont montre que ces divers materiaux peuvent permettre de fabriquer toute une serie de modeles de barres possedant les caracteristiques voulues. A l 'interieur du reacteur, les canaux des barres exigent souvent un garnissage que protege le ralentisseur en graphite qu'ils traversent contre les effets des chocs au moment de l 'insertion des barres et contre l 'usure et contribue a maintenir l 'alignement. Pour ce garnissage, if faut des materiaux qui soient tres resistants, particulierement a l 'abrasion et aux chocs, qui possedent une faible section efficace et qu'on ne soit pas oblige de refroidir. Les auteurs ont donc procede a des essais sur du graphite pyrolytique, des composes de graphite pyrolytique, de l 'oxyde d'aluminium et du carbure de silicium. Les donnees concernant les dommages physiques et les dommages radioinduits indiquent que certains de ces materiaux conviennent pour le garnissage des canaux des barres. (author) [Spanish] Los problemas de materiales relacionados.con, los sistemas de barras de control y seguridad en los reactores moderados por grafito pueden clasificarse en dos categorias: los inherentes a los materiales de control y los de los materiales de revestimiento de los canales de trabajo. Los materiales de control, tales como el boro o el gadolinio, pueden estar incorporados a la camisa de la barra, como ocurre en el caso del acero inoxidable al boro que se usa para las barras de seguridad. Otra solucion consiste en encerrar en una camisa metalica un material sinterizado compacto que contenga boro, tal como el grafito con B{sub 4}C o el aluminio con B{sub 4}C. Las barras de este ultimo tipo se prestan para fines de control, porque admiten mayores' proporciones de boro. La experiencia adquirida en los ensayos y en la produccion indica que es posible diseflar una amplia serie de modelos de barras utilizando cualquiera de los materiales mencionados. Los canales de las barras requieren a menudo un revestimiento para proteger el moderador de grafito que los circunda contra los impactos y el efecto de desgaste debidos a la insercion de las barras y para asegurar que el canal conserve la alineacion correcta. Tales revestimientos deben consistir en materiales capaces de soportar la abrasion y el impacto, dotados de gran resistencia mecanica, de reducida seccion eficaz y aptos para trabajar sin refrigeracion. Se ha ensayado con ese fin el grafito pirolitico puro y en forma de mezclas, el oxido de aluminio y el carburo de silicio. Los datos obtenidos acerca de los danos fisicos y de irradiacion indican que algunos de estos materiales se prestan para el revestimiento de los canales de las barras en los reactores. (author) [Russian] Materialy, primenjaemye v sistemah upravljajushhih i avarijnyh sterzhnej reaktorov s grafitovym zamedlitelem i teplonositelem v trubkah, mogut byt' podrazdeleny na dve kategorii: materialy dlja izgotovlenija upravljajushhih sterzhnej i materialy dlja izgotovlenija rubashek rabochih kanalov sterzhnej. Materialy dlja izgotovlenija upravljajushhih sterzhnej, naprimer bor ili gadolinij, mogut sostavljat' edinoe celoe s obolochkoj sterzhnja, kak pri ispol'zovanii boristoj nerzhavejushhej stali, primenjaemoj dlja izgotovlenija avarijnyh sterzhnej. Drugoj metod sostoit v zakljuchenii spechennogo bloka, soderzhashhego bor, naprimer B{sub 4}C -grafit ili B{sub 4}C -aljuminij, v metallicheskuju obolochku. Sterzhni poslednego tipa podhodjat dlja celej regulirovanija vvidu povyshennogo procenta soderzhanija bora. Ispytanija i opyt izgotovlenija pokazyvajut, chto pri ispol'zovanii jetih materialov mozhno skonstruirovat' razlichnye tipy udovletvoritel'nyh sterzhnej;. V kanalah sterzhnej v reaktore chasto trebujutsja rubashki dlja zashhity okruzhajushhego grafitovogo zamedlitelja ot vozdejstvija nagruzok pri vvedenii sterzhnja i iznosa i dlja podderzhanija polozhenija kanala. Dlja izgotovlenija takih rubashek neobhodimy materialy, obladajushhie ustojchivost'ju protiv iznosa i udarnyh vozdejstvij, vysokoj prochnost'ju i nizkim poperechnym secheniem zahvata pri uslovijah jekspluatacii bez ohlazhdenija. Dlja jetoj celi ispol'zovalis' piroliticheskij grafit, soedinenija piroliticheskogo grafita, okis' aljuminija i karbid kremnija. Dannye po fizicheskim povrezhdenijam i povrezhdenija v rezul'tate obluchenija svidetel'stvujut o tom, chto nekotorye iz jetih materialov prigodny dlja izgotovlenija rubashek sterzhnevyh kanalov. (author)

  12. Developing reports on safety analysis and probabilistic analysis of safety for operating power units at nuclear power stations with WWER reactors in Russia; Razrabotka otchetov po analizu bezopasnosti i VAB dlya ehkspluatiruyushchikhsya ehnergoblokov AEhS s WWEhR v Rossii

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Malyshev, A B; Morozov, V B [ATOMENERGOPROEKT Institute, Moscow (Russian Federation)

    1999-06-01

    Report presents the current state-of art in developing safety reports and probabilistic safety analyses for WWER NPPs operated in Russia. Development of these reports and implementation of PSA is done according to the requirements outlined in the basic document `General Statement on Ensuring safety (OPB). At present submitting safety reports to the regulatory authority GAN RF is mandatory for licensing NPPs. Current state of safety reports for the operating WWER type NPPs meets generally the effective Russian standard engineering documents which are approaching the international standards. A mechanism ensuring correspondence of the safety documentation to the current state of operating units is determined. Modernization of the operating units is underway, it is aimed to eliminate existing deviations from requirements of the modern standards in the field of NPP safety

  13. Reactor Physics Development for Advanced Gas-Cooled Reactors; Recherches en Physique des Reacteurs, pour des Reacteurs Perfectionnes Refroidis par un Gaz; Razrabotka metodov v oblasti reaktornoj fiziki dlya usovershenstvovannogo reaktora s gazovym okhlazhdeniem; Progresos de la Fisica de los Reactores de Tipo Avanzado Refrigerados por Gas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Moore, J. [United Kingdom Atomic Energy Authority (United Kingdom)

    1964-04-15

    The paper is a general one reviewing the detailed experimental and theoretical work that has been done during design, development and commissioning of the Windscale AGR. and in general support of development of Advanced Gas-Cooled Reactors for civil power production. The main purpose of the paper is to describe die considerable amount of work that has been necessary to develop adequate theoretical methods for calculating (a) flux distribution and reactivity balance in a complex reactor core, (b) power distribution in complex fuel geometries, and (c) the effect of irradiation on fuel cycles and power distribution. As an introduction reference is made to experimental information and theoretical methods available from work on uranium Magnox systems and the experimental information obtained from the British Industries Collaborative Experimental Programme (BICEP) both of which provided the starting point for development of theoretical methods applicable to AGRs. The approach to critical facility APEX and the zero energy reactor HERO have been used with regular lattice arrangements and with combinations of perturbers such as control rods in them to determine lattice parameters for AGR and to check the theoretical methods developed for dealing with heterogeneous reactor cores. The theoretical methods that have been developed and used to date are known as hetrecontrol and FTD2. Experiments were designed to check detailed features of these methods and measurements on a number of different sized ''reactor'' cores in APEX and HERO were analysed to determine a self-consistent set of lattice constants that fitted the experimental results. These purely empirical constants were the used in hetrecontrol and FTD2 to successfully plan commissioning and choice of the loading pattern for the Windscale AGR. Reference is made to experimental techniques that have been tested and those developed for the particular problems encountered. The methods examined for measurement of reactivity effects in APEX, HERO and AGR and for determining fine structure data and power distribution in the complex fuel assemblies are of particular interest. Current and future theoretical work is concentrated primarily on development of an alternative method to hetrecontrol and FTD2 for dealing with reactor cores after considerable burn-up of the fuel. The experimental programme on HERO is designed to test these methods with complex cores including plutonium bearing fuel. Additional information on the effect of plutonium will be derived from operation of AGR and physics measurements on fuel after irradiation. (author) [French] Le memoire relate les recherches experimentales et theoriques auxquelles on a procede lois de l'etude, de la realisation et de la mise en service du reacteur perfectionne refroidi par un gaz (AGR) de Windscale et, d'une facon generale, pour la mise au point d'un filiere de ce type en vue de la production d'energie electrique industrielle. Il decrit l'important volume de travail qui a ete necessaire en vue d'elaborer les methodes theoriques voulues pour calculer: a) la repartition du flux et l'equilibre de la reactivite dans un coeur complexe; b) la repartition de la puissance dans des geometries de combustible complexes-, c) les effets de l'irradiation sur le cycle du combustible et la repartition de la puissance. A titre d'introduction, le memoire resume la documentation experimentale et les methodes theoriques qui sont le resultat des recherches sur la filiere a uranium gaine de magnox et decrit la documentation experimentale obtenue par le programme commun des industries britanniques (BICEP); toutes ces donnees ont servi de point de depart pour l'elaboration de methodes theoriques applicables a l'AGR. On s'est servi de l'ensemble critique APEX et du reacteur HERO de puissance zero avec des configurations de reseau regulieres et diverses combinaisons de perturbateurs (notamment des barres de commande) pour calculer les parametres de reseau de l'AGR et verifier les methodes theoriques elaborees pour etudier des coeurs de reacteurs heterogenes. Ces methodes theoriques, utilisees jusqu'a ce jour, sont connues sous les noms dr 'hetrecontrol' et de 'FTD2'. Les experiences avaient pour but de verifier dans le detail les caracteristiques de ces methodes; on a analyse les mesures faites sur plusieurs coeurs de 'reacteur' de differentes dimensions dans les installations APEX et HERO pour determiner une serie coherente de constantes de reseau concordant avec les resultats des experiences. A ces constantes purement empiriques, on a applique ensuite les methodes <> et 'FTD2' pour preparer la mise en service sans accord d'AGR et le choix du regime de chargement de ce reacteur. Le memoire enumere les techniques experimentales qui ont ete essayees et celles qui ont ete elaborees pour resoudre certains problemes qui se presentaient. Particulierement interessantes sont les methodes ayant pour but de mesurer les effets sur la reactivite dans les installations APEX, HERO et AGR, et de determiner les donnees relatives a la structure fine ainsi que la repartition de la puissance dans les assemblages complexes. Les recherches theoriques actuelles et futures sont axees principalement sur la mise au point d'une methode capable de remplacer 'hetrecontrol' et 'FTD2' pour les etudes sur des coeurs de reacteur apres qu'une bonne partie du combustible a 'brule'. Le programme d'experiences avec l'installation HERO a pour but de verifier ces methodes au moyen de coeurs complexes contenant du plutonium. On compte obtenir des renseignements supplementaires sur l'effet du plutonium au cours du fonctionnement d'AGR et a la suite de mesures de physique sur le combustible irradie. (author) [Spanish] La memoria describe los trabajos experimentales y teoricos que se han ejecutado durante el diseno, el desarrollo y la puesta en marcha del reactor AGR de Windscale y para facilitar el desarrollo de nuevos tipos de reactores refrigerados por gas para la produccion de energia nucleoelectrica con fines civiles. La principal finalidad de la memoria es describir el considerable trabajo que entrano el desarrollo de metodos teoricos adecuados para calcular: a) la distribucion del flujo y el balance de la reactividad en un cuerpo complejo, b) la distribucion de la potencia en geometrias complejas del combustible, y c) el efecto de la irradiacion sobre los ciclos del combustible y la distribucion de la potencia. A modo de introduccion se menciona la informacion experimental y los metodos teoricos que constituye el resultado de los trabajos con sistemas uranio-magnox, y los datos experimentales comunicados por el British Industries Collaborative Experimental Programma (BICEP), en los que se baso el desarrollo de los metodos teoricos que se han aplicado a los reactores AGR. Con el fin de determinar loe parametros del reticulado del AGR y comprobar los metodos teoricos establecidos para cuerpos de reactor heterogeneos, se ha empleado el conjunto critico APEX y el reactor HERO de energia nula, tanto con reticulados normales como con combinaciones de perturbadores tales como barras de control. Los metodos teoricos desarrollados y empleados hasta ahora se conocen por el nombre de 'hetrecontrol' y 'FTD2'. Se prepararon experimentos para comprobar algunos detalles de las caracteristicas de estos metodos y se han analizado mediciones efectuadas en las instalaciones APEX y HERO con varios cuerpos de 'reactor' de diversos tamanos con el fin de determinar series coherentes de constantes reticulares que concuerden con los resultados experimentales. Seguidamente, a estas constantes puramente empiricas se aplicaron los metodos 'hetrecontrol' y 'FTD2' para planear la puesta en marcha y elegir el esquema de carga del reactor AGR de Windscale. La memoria menciona las tecnicas experimentales comprobadas y las que se han desarrollado para resolver los problemas particulares que se presentaron. Reviste particular interes el examen de los metodos de medicion de los efectos de la reactividad en APEX, HERO y AGR, y para determinar los datos relativos a la estructura fina y a la distribucion de la potencia en los conjuntos combustibles complejos. Los trabajos se concentran principalmente en el desarrollo de un metodo capaz de sustituir al 'hetrecontrol' y al 'FTD2' , para los cuerpos de reactor cuando el combustible haya alcanzado un grado de combustion considerable. La finalidad del programa experimental con la instalacion HERO es precisamente comprobar estos metodos con cuerpos complejos, inclusive con combustible que contenga plutonio. La explotacion del reactor AGR y las mediciones fisicas que se realicen con el combustible despues de la irradiacion permitiran obtener datos adicionales sobre el efecto del plutonio. (author) [Russian] Rassmatrivaetsja tshhatel'naja jeksperimental'naja i teoreticheskaja rabota, provedennaja pri konstruirovanii, stroitel'stve i vvode v jekspluataciju Uindskejlskogo usovershenstvovannogo reaktora s gazovym ohlazhdeniem i pri okazanii obshhej pomoshhi pri razrabotke usovershenstvovannogo reaktora s gazovym ohlazhdeniem (AGR) dla proizvodstva jenergii dlja grazhdanskih celej. Daetsja opisanie znachitel'nogo ob{sup e}ma rabot, kotorye byli neobhodimy dlja razrabotki prigodnyh teoreticheskih metodov rascheta: 1) raspredelenija potoka i balansa reaktivnosti v slozhnoj aktivnoj zone reaktora; 2) raspredelenija jenergii v toplive so slozhnoj geometriej i 3) vlijanija obluchenija na toplivnye cikly i raspredelenie jenergii. V kachestve vvedenija delaetsja ssylka na jeksperimental'nye dannye i teoreticheskie metody, poluchennye v rezul'tate rabot nad uranovo-magnoksovymi sistemami, i na jeksperimental'nye dannye, poluchennye v rezul'tate Sovmestnoj jeksperimental'noj programmy Britanskoj promyshlennosti (BICEP), kotorye javilis' otpravnym momentom v razrabotke teoreticheskih metodov, primenimyh k usovershenstvovannym reaktoram s gazovym ohlazhdeniem. Dlja opredelenija parametrov reshetki dlja reaktora AGR i proverki teoreticheskih metodov, razrabotannyh dlja geterogennyh aktivnyh zon reaktorov, ispol'zovalis' kriticheskaja ustanovka APEX i reaktor nulevoj moshhnosti HERO s obychnymi raspolozhenijami reshetok , i kombinacijami izmenjajushhih rabotu reaktora jelementov, naprimer regulirujushhih sterzhnej. Teoreticheskie metody, razrabotannye i primenjavshiesja do nastojashhego vremeni, izvestny kak ''getrekontrol'' i FTD2. Jeksperimenty imeli cel'ju podrobno proverit' osobennosti jetih metodov, i dlja opredelenija soglasovannogo mezhdu soboj rjada konstant reshetki, sootvetstvujushhih rezul'tatam jeksperimentov, byli proanalizirovany rezul'taty izmerenij, vypolnennyh na rjade ''reaktornyh'' aktivnyh zon razlichnogo razmera v ustanovkah APEX i HERO. Jeti chisto jempiricheskie konstanty byli zatem ispol'zovany v metodah getrekontrol' i FTD2 dlja uspeshnogo planirovanija vvoda v jekspluataciju i vybora vida nagruzki dlja Uindskejlskogo AGR. Daetsja ssylka na jeksperimental'nye metody, kotorye byli provereny ilj special'no razrabotany dlja reshenija vstretivshihsja problem. Osobyj interes predstavljajut metody, ispol'zovavshiesja dlja izmerenija jeffektov reaktivnosti v reaktorah APEX, HERO i AGR i dlja opredelenija dannyh tonkoj struktury i raspredelenija jenergij v slozhnyh toplivnyh sborkah. Osushhestvljaemye v nastojashhee vremja teoreticheskie raboty skoncentrirovany, glavnym obrazom, na razrabotke al'ternativnogo metoda v otnoshenii ''getrekontrolja'' i FTD2 dlja rascheta aktivnyh zon reaktora posle znachitel'nogo vygoranija topliva. Na jetom zhe budut skoncentrirovany raboty i v budushhem. Zadachej programmy jeksperimentov na ustanovke HERO javljaetsja ispytanie jetih metodov na slozhnyh aktivnyh zonah, vkljuchaja aktivnye zony s toplivom, proizvodjashhim plutonij. Dopolnitel'nye dannye o vlijanii plutonija bydut polucheny blagodarja jekspluatacii reaktora AGR i fizicheskim izmerenijam obluchennogo topliva. (author)

  14. Construction and Operation of a Commercial Gamma-Ray Package-Sterilizing Plant; Construction et fonctionnement d'une installation industrielle pour la sterilisation d'articles sous emballage par les rayons gamma; Razrabotka i ehkspluatatsiya sbornoj ustanovki gamma-izlucheniya promyshlennogo tipa dlya sterilizatsii meditsinskikh materialov; Construccion y funcionamiento de una instalacion industrial para la esterilizacion gamma de articulos medicos empaquetados

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Crawford, C. G. [Johnson' s Ethical Plastics Ltd., Slough (United Kingdom)

    1963-11-15

    The purpose of the paper is to describe the Co{sup 60} sterilizing plant now being operated commercially by Johnson's Ethical Plastics Limited, at Slough, England. This is a continuous process plant with a source of 72000 c and completely automatic operation. Based on experience gained by U.K.A.E.A. in their Package Irradiation Plant at Wantage, the present plant was designed specifically for sterilization of disposable plastic syringes and other medical products of similar bulk density. The plant has been in operation since November 1962. A description is given of the main features of its construction, including personnel safety devices, and method of loading the source rods. Operating experience is described including dosimetry, integration of the plant into a commercial undertaking as a production process, and bacteriological results. A short discussion on the economics of sterilizing by gamma radiation is given and an assessment of possible future applications of a plant of this type. (author) [French] Le memoire est consacre a la description de l'installation de sterilisation au cobalt-60, actuellement exploitee industriellement par la Johnson Ethical Plastics Ltd., a Slough (Angleterre). Cette installation, equipee d'une source de 72 000 c, fonctionne en continu et toutes les operations y sont automatiques. Fondee sur l'experience acquise par l'Autorite de l'energie atomique du Royaume-Uni dans son installation d'irradiation d'articles sous emballage, de Wantage, l'installation decrite est specialement destinee a la sterilisation de seringues en matieres plastiques et d'autres instruments medicaux non recuperables de densite apparente analogue. L'installation est en service depuis novembre 1962. Le memoire decrit ses principales caracteristiques, y compris les appareils de protection du personnel et les dispositifs de chargement des barreaux utilises comme sources. L'auteur fournit des donnees d'ordre pratique, notamment sur la dosimetrie, l'integration de l'installation dans une unite d e production exploitee par une entreprise commerciale et la bacteriologie. Il etudie brievement la rentabilite de la sterilisation par les rayons gamma et examine quelles sont les autres possibilites d'utilisation d'une installation de cette nature. (author) [Spanish] En la memoria se describe una instalacion de esterilizacion a base de {sup 60}Co, explotada comercialmente por la Johnson's Ethical Plastics Limited en Slough (Reino Unido). Se trata de una instalacion de tratamiento continuo totalmente automatica equipada con una fuente de 72 000 c. Aprovechando la experiencia adquirida por la Junta de Energfa Atomica del Reino Unido en su Package Irradiation Plant de Wantage, dicha instalacion fue concebida para esterilizar jeringas de material plastico y otros articulos medicos no recuperables de analoga densidad aparente. La instalacion viene funcionando desde noviembre de 1962. En la memoria se indican las principales caracteristicas de construccion, en especial los dispositivos para la seguridad del personal, y el metodo de carga de las varillas de cobalto. Se describe la experiencia adquirida, en particular en lo que atauee a la dosimetria, la integracion de la instalacion en el proceso productivo de una empresa comercial y los resultados bacteriologicos. Por ultimo, se examinan brevemente los aspectos economicos de la esterilizacion por irradiacion gamma y se evaluan las posibles aplicaciones de una instalacion de este tipo en el futuro. (author) [Russian] Tsel' nastoyashchej stat'i - opisanie ustanovki dlya oblucheniya s pomoshch'yu Co{sup 60}, na kotoroj v nastoyashchee vremya proizvoditsya v promyshlennykh masshtabakh sterilizatsiya meditsinskikh materialov (firma ''Dzhonsons ehtikal plastike'' v Slou, Angliya). Ustanovka nepreryvnogo dejstviya snabzhena istochnikom v 72 000 kyuri; vse operatsii polnost'yu avtomatizirovany. Na osnove opyta, poluchennogo v ehtoj oblasti pri ehkspluatatsii sbornoj radiatsionnoj ustanovki v Uontidzhe (pri Upravlenii po atomnoj ehnergii Soedinennogo Korolevstva), nastoyashchaya ustanovka byla sproektirovana spetsial'no dlya sterilizatsii plastmassovykh shpritsev i drugikh meditsinskikh materialov analogichnoj plotnosti. Ustanovka nachala funktsionirovat' s noyabrya 1962 goda. Dano opisanie osnovnykh kharakteristik i osobennostej e konstruktsii, priborov, obespechivayushchikh zashchitu obsluzhivayushchego personala, i metoda zagruzki sterzhnej. Opisan opyt ehkspluatatsii, vklyuchaya dozimetriyu, vklyuchenie ustanovki v edinyj tekhnologicheskij tsikl; privedeny rezul'taty bakteriologicheskikh issledovanij. Kratko obsuzhdeny ehkonomicheskie pokazateli pri sterilizatsii gamma-izlucheniem; dana otsenka vozmozhnosti primeneniya ustanovok podobnogo tipa v budushchem. (author)

  15. Development of UO{sub 2}-Stainless Steel Fuel Plates Containing 30-50 Vol. % Oxide; Fabrication de plaques de combustible en acier inoxydable-UO{sub 2} contenant 30 a 40% d'oxyde (en volume); Razrabotka toplivnykh ehlementov iz nerzhaveyushchej stali i UO{sub 2}, soderzhashchikh 30 - 50 OB.% okisi; Elaboracion de placas de combustible de acero inoxidable UO{sub 2} conteniendo 30 a 40% de oxido (en volumen)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lloyd, H. [Atomic Energy Research Establishment, Harwell (United Kingdom)

    1963-11-15

    This paper describes developments associated with the fabrication of UO{sub 2}-stainless steel plate type fuel elements containing up to 50 vol.% UO{sub 2}. The preparation of high-density spherical UO{sub 2} sintered particles in the 100- to 500-{mu}m size range and the compacting and sintering of cermet plate cores with the particles uniformly distributed in the stainless steel matrix are described together with procedures for hot roll-bonding the fuel plates. Rolling at temperatures up to 1300{sup o}C using total deformations in the 40% to 90% range were studied to establish optimum conditions for the production of high-density cores and to achieve good bonding between the plate components with minimum fragmentation and stringering of the UO{sub 2} particles. The manufacture of large fuel plates utilizing multi-core plates which are bonded together during hot rolling is also described. Data are presented on the mechanical properties of 30, 40 and 50 vol.% UO{sub 2}-stainless steel cermets, prepared as described above, and tested in the as ''rolled'' and annealed condition at various temperatures up to 700{sup o}C, using specimens taken laterally and longitudinally to the direction of rolling. The influence of size and uniformity of distribution of the UO{sub 2} spheres on consistency of mechanical properties are discussed. The strength of bonding between core and cladding for similar cermets in the same temperature range was also assessed. Results are also included of thermal cycling tests between 50 and 800{sup o}C, which was done to study the effects on bond stability and cermet structure after 100, 500 and 1000 cycles. (author) [French] L'auteur expose le processus de fabrication d'elements de combustible UO{sub 2}-Inox en plaques contenant jusqu'a 50% en volume d'UO{sub 2}; il decrit la preparation de particules spheriques de UO{sub 2} frittees de densite elevee (taille dans la gamme de 100 a 500), le pressage et le frittage des plaques de cermet dans lesquelles les particules de UO{sub 2} sont reparties uniformement dans la matrice en acier inoxydable, ainsi que le procede de revetement des plaques de combustible par rechargement a chaud. On a etudie des operations de laminage comprenant des deformations allant de 40% a 90%, a des temperatures allant jusqu'a 1300{sup o}C pour determiner les conditions optimums de production des noyaux de densite elevee et pour realiser une bonne cohesion entre les elements constitutifs des plaques, la fissuration des particules de UO{sub 2} etant reduite au minimum. L'auteui decrit la fabrication de grandes plaques de combustible composees de plaques a plusieurs noyaux, liees ensemble par laminage a chaud. L'auteur donne des indications sur les proprietes mecaniques de cermets UO{sub 2}-Inox contenant 30, 40 et 50% de UO{sub 2}(en volume), fabriques comme on l'a indique plus haut et essayes bruts de laminage et recuits a diverses temperatures allant jusqu'a 700{sup o}C. Il a utilise a cet effet des echantillons preleves les uns perpendiculairement, les autres parallelement au sens du laminage. Il examine en outre l'influence de la taille des particules de UO{sub 2} et de l'uniformite de leur repartition sur les proprietes mecaniques. Il a determine egalement les forces de liaison entre le noyau et la gaine pour des cermets similaires dans la meme gamme de temperatures. Le memoire contient encore les resultats d'essais de cyclage thermique entre 50 et 800{sup o}C entrepris pour determiner les effets de ce cyclage sur la structure du cermet et la stabilite de la liaison, apres 100, 500 et 1000 cycles. (author) [Spanish] La memoria expone los recientes progresos en lo relativo a la elaboracion de elementos combustibles del tipo de UO{sub 2} y acero inoxidable en placas, que contienen hasta 50% de UO{sub 2} en volumen. Describe la preparacion de particulas esfericas de UO{sub 2} sinterizado, de elevada densidad, de granulome tria comprendida entre 100 y 500, y la compactacion y sinterizacion de nucleos de cermets constituidos por placas con las particulas uniformemente distribuidas en la matriz de acero inoxidable, asi como procedimientos para unir las placas de combustible por laminacion en caliente. Se ha estudiado la laminacion a temperaturas de hasta 1300{sup o}C, utilizando deformaciones totales del orden del 40 al 90%, para determinar las condiciones optimas de produccion de nucleos de elevada densidad y obtener una union satisfactocia entre los componentes de las placas, con fragmentacion y estiraje minimos de las particulas de UO{sub 2} . Tambien se describe la fabricacion de grandes placas de combustible utilizando materiales polinucleares que se unen por laminacion en caliente. Se facilitan datos sobre las propiedades mecanicas de cermets de UO{sub 2} y acero inoxidable de 30, 40 y 50% en volumen, elaborados como se ha indicado y ensayados tal como quedan despues de laminarlos, y despues de someterlos a recocido a diversas temperaturas que alcanzaron hasta 700{sup o}C, utilizando probetas tomadas transversal y longitudinalmente con respecto a la direccion de laminado. Se examina la influencia del tamaflo y uniformidad de la distribucion de las esferas de UO{sub 2} en la estabilidad de las propiedades mecanicas. Tambien se evalua la solidez de la union entre el nucleo y el revestimiento de cermets del mismo tipo, en identico intervalo de temperaturas. Asimismo, se incluyen los resultados de los ensayos de ciclado termico efectuados entre 50 y 800{sup o}C con objeto de estudiar los efectos en la estructura del cermet y en la estabilidad de la union, despues de 100, 500 y 1000 ciclos. (author) [Russian] Daetsya opisanie protsessov izgotovleniya toplivnykh ehlementov plastinchatogo tipa iz UO{sub 2} i nerzhaveyushchej stali, soderzhashchikh do 50 ob% UO{sub 2}. Opisyvaetsya izgotovlenie ochen' plotnykh spekshikhsya sharoobraznykh chastits iz UO{sub 2} v intervale razmerov ot 100 do 500, a takzhe pressovanie i spekanie kermetnykh plastinchatykh serdechnikov s ravnomerno raspredelennymi v matritse iz nerzhaveyushchej stali chastitsami; odnovremenno opisyvayutsya metody goryachej prokatki toplivnykh plastik. Dlya opredeleniya optimal'nykh uslovij izgotovleniya ochen' plotnykh toplivnykh serdechnikov i dlya dostizheniya khoroshej svyazi mekhdu otdel'nymi plastinami i minimal'nogo drobleniya i vytyagivaniya v niti chastits UO{sub 2} byl izuchen prokat pri temperaturakh vplot' do 1300{sup o}C s ispol'zovaniem obshchej deformatsii v predelakh ot 40 do 90%. Opisyvaetsya takzhe izgotovlenie bol'shikh toplivnykh plit, iskhodya ieh neskol'kikh plastin, svyazannykh mezhdu soboyu goryachim prokatom.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

    autores comunican los resultados de catorce de esas investigaciones, resumiendo algunos en la monografia y dando mas detalles sobre otros en las actas respectivas. Los temas tratados son los siguientes: 1. Preparacion de combinaciones madera-materiales plasticos utilizando las radiaciones gamma para inducir la polimerizacion. 2. Empleo de las radiaciones beta emitidas por los productos de fision para la hidrogenacion del carbono y sus derivados con miras a la produccion de hidrocarburos liquidos combustibles. 3. Preparacion de semiconductores en los cuales las impurezas se distribuyen con arreglo a un esquema espacial predeterminado, con ayuda de transmutaciones neutronicas. 4. Polimerizacion radioinducida del etileno y sus copolimeroe. 5. Estudios basicos de los mecanismos y la cinetica de las reacciones radioinducidas. 6. Aspectos radioquimicos de la fluoracion de diversos compuestos aromaticos. 7. Empleo de monomeros polifuncionales para acrecentar la radiorreticulacion en el polietileno, el polipropileno, el poliisobutileno y el acetato de celulosa. 8. Efectos de la turgencia, tension y temperatura sobre las propiedades fisicas y quimicas de los polimeros producidos con ayuda de las radiaciones. 9. Influencia de los factores estructurales sobre las modificaciones radioinducidas en polimeros que conducen a la copolimerizacion por injerto. 10. Utilizacion de las radiaciones nucleares para modificar las propiedades de los materiales textiles. 11. Reacciones radioinducidas en las que se utiliza el cripton-85. 12. Preparacion de un ''Manual de Radiaciones''. 13. Empleo de enlaces organometalicos en la dosimetria de radiaciones gamma de elevada intensidad. 14. Preparacion de un dosimetro de celula solar. (author) [Russian] V sootvetstvii s programmoj issledovanij radiatsionnykh protsessov Komissii po atomnoj ehnergii SSHA byli provedeny obshirnye izyskaniya. Glavnaya tsel' ehtikh issledovanij sostoit v sodejstvii razrabotke tekhnologii, kotoraya obespechila by ehffektivnoe

  17. Difficulties and Successes in the Mass Rearing of Insects in the Laboratory, and the Possibility of Autocidal Control of some Harmful Species; Trudnosti i uspekhi massovogo razvedeniya nasekomykh v laboratorii i vozmozhnosti samoistrebleniya nekotorykh vrednykh vidov

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Shumakov, E. M. [Rastenij, Vsesojuznyj Nauchno-Issledovatel' skij Institut Zashhity Leningrad, SSSR (Russian Federation)

    1968-06-15

    developing ways of overcoming the diapause in laboratory populations in order to ensure continuous rearing. This can be done either by reactivating the insects by temperature changes or by instituting a period of illumination which prevents die diapause from starting. A further possible method is that of selecting and crossing diapausing and non-diapausing strains of a given species. A number of species of Orthoptera having a fairly wide natural habitat have been used to show the possibility of autocidal control by adding to a natural population which normally has a diapause specimens of a non-diapausing population from other parts of the habitat. This possibility has been demonstrated for the cricket Teleogryllus corn modus Walk, in Australia and for sub-species of Locusta migratoria L. in the Old World. The development of this form of autocidal control of insects merits close attention. The work reported is devoted mainly to developing methods of autocidal control and techniques for mass laborarory breeding of such harmful species as Carpocapsa pomonella L., Eurygaster integriceps Put, and Locusta migratoria L. (author) [Russian] Prakticheskaja razrabotka metoda nypuska sterilizovannyh samcov, kak i voobshhe metodov samoistreblenija vrednyh nasekomyh, limitiruetsja trudnostjami massovogo razvedenija ih n iskusstvennyh uslovijah. Odnako, analiz uspeshnyh sluchaev reshenija jetoj problemy dlja rjada pidov Liplera, Lepidoptera i Orthoptera pozvoljaet nametit' vozmozhnye puti sozdanija tehniki massovogo razvedenija neobhodimyh ob{sup o}ktop. Naibolee trudnyj vopros obespechenija nasekomyh sootvetstvujushhim kormom v ljuboe vremja goda uspeshno razreshaetsja blagodarja progressu, dostignutomu v sozdanii sinteticheskih i polusinteticheskih pishhevyh sred dlja nasekomyh. Takie sredy razrabotany uzhe kak dlja polusaprofitiyh, tak i dlja rastitel'nojadnyh i hishhnyh vidov. Podbor receptov dlja takih sred opredeljaetsja pravil'nym vyborom neobhodimyh komponentov, v pervuju ochered

  18. Treatment of solutions of fission products - Separation of caesium-137; Traitement des solutions de produits de fission - Separation du cesium-137; Obrabotka rastvorov produktov deleniya - Razdelenie tseziya-137; Tratamiento de soluciones de productos de fision - Separacion del cesio-137

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Stiennon-Bovy, R [Centre d' Etude de l' Energie Nucleaire, Mol (Belgium); Gvion, R [Commission Israelienne de l' Energie Atomique, Tel-Aviv (Israel)

    1962-01-15

    appreciable de l'activite du cesium, sa realisation a la temperature ordinaire, et la possibilite d'exploitation en regime continu. Par ce procede, la recuperation du cesium peut etre faite avant l'elimination de certains produits de fission. (author) [Spanish] Los autores han adaptado el metodo analitico de determinacion del cesio por medio de la dipierilamina a la recuperacion en escala industrial del cesio-137 contenido en soluciones de productos de fision de elevada actividad. El procedimiento propuesto permite aislar el cesio en forma de cloruro en una sola operacion y recuperar el reactivo de precipitacion con facilidad. Los autores proponen un procedimiento basico. Han estudiado el efecto de las radiaciones sobre la dipierilamina y sus compuestos. Este efecto es practicamente nulo para los compuestos solidos, y despreciable para las soluciones. Ademas, los autores han estudiado el arrastre del cesio por el ion amonico. El procedimiento descrito presenta las ventajas siguientes: elevado grado de descontaminacion del cesio, sencillez del procedimiento y facilidad con que se puede recuperar y volver a emplear el reactivo, elevado rendimiento en la recuperacion del cesio y de la dipierilamina, concentracion apreciable de la actividad del cesio, posibilidad de trabajar a temperatura ambiente, posibilidad de trabajar en regimen continuo. Este procedimiento permite recuperar cesio antes de eliminar ciertos productos de fision. (author) [Russian] Dlya promyshlennogo izvlecheniya tseziya-137 iz rastvorov produktov deleniya avtory primenili analiticheskij sposob dozirovki tseziya pri pomoshchi dipikrilamina v promyshlennom masshtabe i s vysokimi aktivnostyami. Predlagaemyj sposob pozvolyaet odnoj operatsiej izolirovat' tsezij v vide khloristogo soedineniya i legko izvlech' reagent osadka. Avtory predlagayut printsipial'nuyu skhemu. Oni izuchili dejstvie izluchenij na dipikrilamin i ego soedineniya. EHto dejstvie okazyvaetsya prakticheski ravnym nulyu dlya tverdykh soedinenij i

  19. New processing techniques for radioisotopes at Oak Ridge National Laboratory; Production de radioisotopes: nouvelles techniques employees au Laboratoire national d'Oak Ridge; Novye tekhnologicheskie metody polucheniya radioizotopov v Okridzhskoj natsional'noj laboratorii; Nuevos metodos de preparacion de radioisotopos aplicados en el Oak Ridge National Laboratory

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Butler, T A; Lamb, E; Rupp, A F [Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

    1962-01-15

    combinacion de procedimientos de precipitacion y de extraccion con disolventes, se han podido recuperar cantidades de tecnecio-99 del orden de algunos gramos, a partir de desechos de productos de fision. La pureza quimica del tecnecio obtenido es superior al 99,9%, en tanto que su pureza radioquimica sobrepasa el 99.99%. Trabajando tambien con vestigios, se ha demostrado la posibilidad de separar y purificar por extraccion continua pequenas cantidades de estroncio contenidas en otros materiales. Se obtuvo estroncio de 98% de pureza a partir de un material contaminado por un 95% de calcio inerte. El estroncio se transforma en titanato de estroncio, con el que se elaboran elementos ceramicos. (author) [Russian] Novejshaya progressivnaya programma proizvodstva radioizotopov v Okridzhskoj natsional'noj laboratorii vklyuchaet novye tekhnologicheskie protsessy i uluchsheniya ikh dlya proizvodstva tseriya-144, prometiya-147, tekhnetsiya-99 i strontsiya-90. TSerij-144 byl proizveden v kolichestve neskol'kikh kilokyuri pri probnoj postanovke proizvodstva. Produkt byl rekuperirovan bolee chem na 98 protsentov pri chistote produkta svyshe 99 protsentov. Posle ehtogo tserij byl obrabotan dlya polucheniya chistoj okisi tseriya-144 v vide poroshka s kontsentratsiej aktivnosti v 235 kyuri na gramm. Poroshok spressovyvalsya v tabletki, kotorye spekalis' v vide plotnogo keramicheskogo tela. Prometij-147 byl proizveden v kolichestve neskol'kikh kilokyuri po metodu osazhdeniya sovmestno s metodom ionnogo obmena. Dlya otdeleniya prometiya-147 ot drugikh redkikh zemel' byl isprobovan v masshtabe indikatorov metod izvlecheniya rastvoritelem. Iz produktov deleniya v stoke otkhodnykh materialov bylo rekuperirovano neskol'ko grammov tekhnetsiya-99 pri pomoshchi protsessa osazhdeniya sovmestno s protsessom izvlecheniya rastvoritelem. Tekhnetsij byl poluchen bolee chem s 99,9-protsentnoj khimicheskoj chistotoj i s radiokhimicheskoj chistotoj bolee chem 99,99%. V masshtabe indikatorov byla dokazana

  20. Impregnation of Graphite with Liquid Silicon in a Vacuum; Impregnation du graphite avec du silicium llquide sous vide; Propitka grafita kremniem v vakuume; Impregnacion de grafito con silicio liquido en el vacio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ivanov, V. E.; Zelenskij, V. F.; Kolendovskij, M. K.; Kolomiets, L. D.

    1963-11-15

    }asnit' mekhanizm i prichiny razrusheniya izdelij v protsesse propitki. Na osnove provedennykh issledovanij vydvigaetsya ryad trebovanij k tekhnologii, pri vypolnenii kotorykh mozhno poluchat' izdeliya iz grafit-karbidkremnievykh materialov metodom propitki grafitov zhidkim kremniem v vakuume pri temperature 1450 - 1600 deg. C. (author)

  1. Study of pentane and cyclopentane radiolysis with the aid of radioactive iodine; Etude de la radiolyse du pentane et du cyclopentane a l'aide d'iode radioactif; Issledovanie radioliza pentana i tsiklopentana s pomoshch'yu radioaktivnogo joda; Estudio de la radiolisis del pentano y del ciclopentano con ayuda de yodo radiactivo

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dauphin, J [Laboratoire de Chimie-Physique, Faculte des Sciences de Paris (France)

    1962-03-15

    formacion de radicales libres. Es posible que el analisis de estos radicales permite explicar, por lo menos parcialmente, los fenomenos observados. El autor efectua el analisis por : el yodo empleado como receptor se marca con yodo-131, por lo que al final de la reaccion se obtiene toda una serie de yoduros marcados. Lleva a cabo la separacion por destilacion en una microcolumna despues de haber anadido portadores inactivos y extraido el yodo inorganico. La actividad de cada fraccion se mide directamente a la salida de la columna. Los valores absolutos del coeficiente G se determinan por recuento de la actividad de una muestra testigo. El autor adopta las precauciones necesarias para evitar el intercambio isotopico durante la separacion. El metodo se aplico al ciclopentano y al n-pentano, habiendose obtenido un espectro de radiolisis detallado. (author) [Russian] Uglevodorody, obluchennye ioniziruyushchimi luchami, takimi, kak gamma-luchi kobal'ta-60, sredi drugikh veshchestv dayut svobodnye radikaly. Analiz ehtikh radikalov mozhet privesti k chastichnomu ob{sup y}asneniyu yavlenij. CHtoby osushchestvit' ehtot analiz, primenyayut metod ''izotopnogo razbavleniya'': jod, sluzhashchij ulovitelem, metyat jodom-131, chto privodit k tomu, chto v kontse reaktsii poluchaetsya tselaya seriya mechenykh jodidov. Razdelenie osushchestvlyaetsya peregonkoj na mikrokolonnom apparate posle dobavleniya neaktivnykh nositelej i izvlecheniya svobodnogo joda. Aktivnost' kazhdoj fraktsii izmeryaetsya pryamo posle vykhoda iz kolonki. Znak daet vozmozhnost' poluchit' absolyutnye znacheniya G ot nachala scheta. Byli prinyaty mery predostorozhnosti, chtoby izbezhat' izotopnogo obmena vo vremya razdeleniya. EHtot metod primenyalsya k tsiklopentanu i k p-pentanu i pozvolil poluchit' podrobnyj spektr radioliza. (author)

  2. Ultimate Disposal of High-Level Radioactive Wastes - Fixation in Phosphate Glass with Emphasis on the Continuous Mode of Plant Operation; Elimination Definitive de Dechets de Haute Activite - Fixation dans du Verre au Phosphate en Vue d'une Exploitation de l'Installation en Continu; ОКОНЧАТЕЛЬНОЕ УДАЛЕНИЕ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ - ФИКСАЦИЯ В ФОСФАТНОМ СТЕКЛЕ НА НЕПРЕРЫВНО РАБОТАПЦЕЙ УСТАНОВКЕ; Evacuacion Definitiva de Desechos de Elevada Radiactividad. Fijacion en Vidrio al Fosfato Atendiendo Particularmente a la Continuidad de la Marcha de la Instalacion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hatch, L. P.; Weth, G. C.; Tuthill, E. J. [Brookhaven National Laboratory, Upton, Long Island, NY (United States)

    1963-02-15

    en la explotacion de una instalacion experimental de una capacidad de elaboracion de 0,5 pies{sup 3} (14 dm{sup 9}) de vidrio por dia, con alimentacion continua de desechos inactivos simulados. (author) [Russian] Pri izuchenii metodov okonchatel'nogo udalenija vysokoaktivnyh othodov v Brukhejvenskoj nacional'noj laboratorii osoboe vnimanie udeljaetsja poluchenie fosfatnyh stekol kak sposobu vkljuchenie produktov delenija v ustojchivuju sredu. Glavnyj interes predstavljaet razrabotka processa, pri kotorom vodnye othody prevrashhalis' by v okonchatel'nyj steklovidnyj produkt v polnost'ju zhidkoj sisteme. Metod poluchenija fosfatnogo stekla predstavljaet celyj rjad vazhnyh v jetom otnoshenii preimushhestv i, v chastnosti, daet vozmozhnost' razrabotat' nepreryvnyj process* v kotorom zhidkaja sreda mozhet legko napravljat'sja iz odnoj stadii processa v druguju. V doklade privodjatsja rezul'taty provodimyh v laboratornom masshtabe issledovanij po nepre ryvnomu polucheniju fosfatnyh stekol s ispol'zovaniem raznogo roda vodnyh othodov. Jeti issledovanija prodolzhalis' v techenie oklo 20 mesjacev, ih cel'ju bylo opredelenie vazhnejshih rabochih parametrov, prichem osoboe vnimanie udeljalos' korrozionnoj stojkosti i fizicheskoj sohrannosti tiglja. rabotajushhego pri vysokoj temperature. Pomimo jetogo, v doklade obsuzhdaetsja razrabotka tehnologicheskoj shemy, a takzhe konstrukcija i rezul'taty raboty promyshlennoj ustanovki s proizvoditel'nost'ju v 0,5 kubicheskih futov stekla v sutki pri nepreryvnoj podache neradioaktivnogo rastvora, imitirujushhego othody. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-15

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

  4. Diagnosis by Liver Scintigraphy; Gepatoskennograficheskaya semiotika

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Zubovskij, G. [Nauchno-Issledovatel Skij Rentgeno-Radiologicheskij Institut M3 RSfSR, Moskva, SSSR (Russian Federation)

    1969-05-15

    zavisimosti ot konstitucionnyh osobennostej individuuma. Razrabotka osnov gepatoskennograficheskoj semiotiki daet vozmozhnost' uluchshenija diagnosticheskoj jeffektivnosti skennirovanija pri razlichnyh zabolevanijah pecheni. (author)

  5. Investigations of the chemical states of carrier-free phosphorus-32 as extracted into water from pile-irradiated sulphur; Recherches sur les etats chimiques du phosphore-32 sans entraineur obtenu par extraction aqueuse a partir de soufre irradie dans un reacteur; Issledovanie khimicheskogo sostoyaniya svobodnogo ot nositelya fosfora-32 pri izvlechenii ego v vodu iz obluchennoj v yadernom reaktore sery; Estudio de los estados quimicos del fosforo-32 libre de portador que se obtiene por extraccion acuosa del azufre irradiado en un reactor

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dahl, J B; Birkelund, O R [Institutt for Atomenergi, Kjeller, Lillestrom (Norway)

    1962-01-15

    nastoyashchem doklade dayutsya svedeniya otnositel'no khimicheskogo sostoyaniya fosfora-32 v vodnykh rastvorakh na razlichnykh stadiyakh prinyatogo v praktike protsessa polucheniya ehtogo ehlementa. Byli rassmotreny takzhe izmeneniya khimicheskogo sostoyaniya slozhnykh soedine- nij fosfora-32 v konechnykh produktakh v funktsii ot vremeni khraneniya. Bylo obnaruzheno, chto glavnym sostavlyayushchim veshchestvom yavlyaetsya fosfor-32, svyazan- nyj v vide ortofosfata. Po mere khimicheskoj obrabotki kolichestvo ortofosfata uvelichi- los' priblizitel'no s 70% pri nachale izvlecheniya i priblizitel'no do 98% v konechnom produkte svobodnogo ot nositelya fosfora-32. Ostatok sostoyal iz smesi piro-, tri-, tetra- i polifosfatov s dlinnoj tsep'yu (chislo P {>=} 5). Ni vo vremya obrazovaniya, ni vo vremya khraneniya v rastvorakh ne bylo obnaruzheno (kol'tseobraznykh) metafosfatov. EHti rezul'taty pokazyvayut, chto polifosfornye slozhnye soedineniya obrazovalis' v materiale misheni vo vremya oblucheniya. Osoboe vnimanie bylo obrashcheno na adsorbtsiyu svobodnogo ot nositelya fosfora-32 steklyannoj laboratornoj posudoj pri sushchestvuyushchikh ehksperimental'nykh usloviyakh. (author)

  6. 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

    elevada densidad de potencia, el denominado cuerpo No. 2. Con una potencia nominal bruta de 150 MW(e) y una duracion equivalente a 10 000 h de funcionamiento a plena potencia, el cuerpo No. 2 dara una produccion de energia 5,5 mayor que la del cuerpo No. 1 y su potencia especifica sera el doble de la de este ultimo. Se describen las caracteristicas de diseflo del cuerpo No. 2 y se resumen los principales adelantos en materia de fisica de reactores, metalurgia, transmision de calor, circulacion de fluidos, y elaboracion de elementos combustibles. Por ultimo, se describen los planes para la descontaminacion de la central nuclear y para introducir en la misma las modificaciones exigidas por la instalacion del cuerpo No. 2, de mayor potencia. (author) [Russian] Daetsya otsenka pyati godam ehkspluatatsii i ispytanie Shippingportskoj ehlektrostantsii, a takzhe rassmatrivayutsya poslednie tekhnicheskie usovershenstvovaniya i programma na budushchee. Ehta programma napravlena na usovershenstvovanie osnovnoj tekhnologii reaktorov na obychnoj vode s tem; chtoby sozdat' osnovu dlya umen'sheniya v budushchem stoimosti yadernoj ehlektroehnergii. Shippingportskaya reaktornaya ustanovka, ehkspluatirovavshayasya pyat' let, priznana godnoj dlya legkogo podklyucheniya k sisteme ehnergosnabzheniya v kachestve ustanovki dlya bazovoj ili pikovoj nagruzok. Rabota komponentov ustanovki byla nadezhnoj. Ne voznikalo problem, svyazannykh s zagryazneniem ili udaleniem otkhodov. Dostup k komponentam pervichnoj sistemy okhlazhdeniya dlya ikh obsluzhivaniya 'byl khoroshim, chto pokazyvaet tselostnost' toplivnykh ehlementov. Kazhdaya iz trekh operatsij po zamene topliva v reaktore s momenta ego puska trebovala vse men'she i men'she vremeni. Nedavno byla ustanovlena tret'ya zapal'naya sborka, na chto potrebovalos' 32 rabochikh dnya, t.e. okolo odnoj chetverti vremeni, potrachennogo na pervuyu zamenu topliva. Opisany ofitsial'nye trebovaniya v otnoshenii podgotovki personala, pis

  7. Gamma-radiography of the bronze door of the royal cathedral at Gniezno; Gammagraphy de la porte en bronze de la cathedrale royale de Gniezno; Gamma-radiorentgenografiya bronzovykh dverej korolevskogo kafedral'nogo sobora v Gnezno; Gammagrafia de la puerta de bronce de la real catedral de Gniezno

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Godlewski, Z [Polska Akademia Nauk, Warsaw (Poland)

    1962-01-15

    parties et comment le metal liquide avait ete achemine vers le moule. De plus, les radiologues desiraient determiner dans quelle mesure les examens radiographiques peuvent contribuer a la solution de ce genre de probleme. Pour obtenir des radiographies de la porte tout entiere, on a du recourir a la gammagraphie. On a utilise a cet effet le {sup 137}Cs et l'on a pris une centaine de radiographies. (author) [Spanish] El conocimiento de la tecnologia empleada en la elaboracion de objetos de interes historico reviste considerable interes para la historia de la tecnica. En Polonia existe un objeto muy interesante: la puerta de la catedral de Gniezno, fundida en bronce en el siglo XII. Esta puerta consta de dos hojas que se diferencian por el caracter de sus bajorrelieves, por sus dimensiones y por el procedimiento empleado en su construccion. La cara exterior de cada hoja esta dividida en nueve paneles con figuras esculpidas. Todas las escenas en bajorrelieve estan rodeadas de una orla enmarcada a su vez por una moldura. La investigacion de la tecnologia empleada en el medioevo para conseguir tan importante obra de fundicion ofrecia interes tanto para la historia del arte como para la historia de la fundicion. En este caso, se trataba de confirmar si cada hoja de la puerta habia sido fundida en una sola pieza o en varias, asi como averiguar la forma en que el metal liquido habia sido llevado hasta el molde de fundicion. Ademas, los radiologos deseaban averiguar hasta que punto las investigaciones radiograficas permiten resolver este tipo de problemas. Para lograr radiografias de la totalidad de la puerta fue preciso recurrir a la gammagrafia. Con este objeto se utilizo el isotopo {sup 137}Cs, obteniendose un centenar de radiografias. (author) [Russian] Znanie tekhnologii istoricheskikh ob{sup e}ktov vazhno dlya izucheniya istorii tekhniki. V Pol'she imeetsya ochen' interesnyj ob{sup e}kt: dveri kafedral'nogo sobora v Gnezno, otlitye iz bronzy v 12 veke. EHti dveri sostoyat iz

  8. Radioisotopes as tracers for reactions in molten fluoride media; Les radioisotopes comme indicateurs des reactions se produisant dans des milieux de fluorures fondus; Ispol'zovanie radioizotopov v kachestve indikatorov dlya reaktsij v rasplavlennoj ftoristoj srede; Los radioisotopos como indicadores de las reacciones que tienen lugar en un medio de fluoruros fundidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Grimes, W R; Shaffer, J H; Strehlow, R A; Ward, W T; Watson, G M [Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

    1962-03-15

    . Dlya razlichnykh par ftoristykh soedinenij nablyudalis' ravnovesiya mezhdu rasplavlennym i tverdym rastvorami. Znachitel'nykh otklonenij ot prostogo printsipa massovogo dejstviya ne nablyudalos'. Byla pokazana vozmozhnost' izvlecheniya pri pomoshchi izbiratel'nogo osazhdeniya okisej razlichnykh grupp iz rastoplennykh ftoristykh rastvorov. (author)

  9. Use of Neutron Irradiations in the Brookhaven Mutations Programme; Irradiation Neutronique dans le Cadre du Programme de Mutations Radioinduites de Brookhaven; Primenenie nejtronnogo izlucheniya v brukkhejvenskoj programme po ispol'zovaniyu mutatsij; La Irradiacion Neutronica en el Marco del Programa de Mutaciones Radioinducidas de Brookhaven

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Miksche, J. P.; Shapiro, S. [Biology Department, Brookhaven National Laboratory, Upton, NY (United States)

    1964-03-15

    colaboracion con expertos de Australia, Belgica, Costa Rica, Chile, Dinamarca, Ecuador, Formosa, Grecia, Guatemala, India, Irlanda, Italia, japon, Kenia, Mexico, Paises Bajos, Pakistan, Peru, Filipinas, Rumania, Sudafrica, Tailandia, Venezuela, Alemania Occidental y Yugoeslavia. Los autores presentaran una resefla de los proyectos precitados, deteniendose ante todo en el uso de los neutrones para inducir mutaciones. EBR, por ejemplo, la capacidad de restablecimiento y la manifestacion del efecto oxigeno, principalmente para dosis correspondientes a valores reducidos de la TLE. Si bien esta interpretacion debe considerarse provisional, la distribucion de la dosis en funcion de la TLE proporciona una base para la realizacion de nuevos experimentos sobre la relacion existente entre la EBR y la TLE. (author) [Russian] Programma sotrudnichestva po ispol'zovaniju radiomutacij byla razrabotana v Brukhejvenskoj nacional'noj laboratorii primerno desjat' let nazad, chtoby predostavit' vozmozhnost' rastenievodam i agronomam primenjat' metody obluchenija po programme uluchshenija sortov rastenija. V kachestve ustanovki dlja obluchenija po programme ispol'zovalis' teplovaja kolonna v Brukhejvenskom grafitovom jeksperimental'nom reaktore, rentgenovskij apparat (pikovoe naprjazhenie 250 kv) biologicheskogo otdela jadernoj tehniki, gamma-istochnik moshhnost'ju 12 kjuri v teplicah i istochnik Co{sup 60}, raspolozhennyj v pole ploshhad'ju 13 akrov. V jetoj programme sotrudnichestva na dolju Brukhejvenskoj laboratorii prihoditsja razrabotka oborudovanija metodov i teoreticheskih polozhenij, v to vremja kak rastitel'nyj material i semena predostavljajutsja jekspertami po sel'skomu hozjajstvu, o t vetstvennymi za vyrashhivanie obluchennogo materiala i otbor mutacij. Bo le e 150 uchenyh iz 45 shtatov i Pujerto-Riko uchastvujut v vypolnenii programmy. Nachato takzhe vypolnenie proektov s Avstraliej, Bel'giej, Chili, Ko sta'Rika, Daniej, Jekvadorom, Tajvanem, Greciej, G vatem a loj, Indiej

  10. The Application of Non-Metallic Core Materials in a High-Temperature Reactor Experiment; Utilisation de materes non metalliques dans le coeur d'un reacteur experimental a haute temperature; Ispol'zovanie nemetallicheskikh materialov dlya aktivnoj zony vysokotemperaturnogo opytnogo reaktora; Empleo de materiales no metalicos en el nucleo de un reactor experimental de alta temperatura

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Huddle, R. A.U.; Shepherd, L. R. [Organization for Economic Co-Operation and Development, Dragon Project, Atomic Energy Establishment, Winfrith, Dorset (United Kingdom)

    1963-11-15

    comportamiento de estos materiales en condiciones de funcionamiento normales. Se comunican los resultados de las investigaciones sobre irradiacion, asi como de los trabajos efectuados en los circuitos del reactor. El objetivo principal de este programa es el perfeccionamiento de los reactores de elevada temperatura refrigerados por gas para aplicarlos a la generacion de electricidad en condiciones rentables. (author) [Russian] Proekt vysokotemperaturnogo reaktora (DRAGON)sozdan dlya razrabotki tekhnologii vysokotemperaturnykh reaktorov s gazovym okhladitelem; v nem predusmatrivalos' sooruzhenie i ehkspluatatsiya opytnogo reaktora na 20 mgvt (tepl.). Reaktor, sooruzhenie kotorogo budet vskore zakoncheno, predstavlyaet soboj sistemu, okhlazhdaemuyu geliem; temperatura na vykhode iz aktivnoj zony budet dostigat' 750{sup o}C. V nem budet ispol'zovat'sya U-235 v kachestve goryuchego i torij v kachestve vosproizvodyashchego materiala. Kharakternoj osobennost'yu sistemy yavlyaetsya otsutstvie kakogo-libo metalla v aktivnoj zone. Vvidu togo, chto v reaktore dolzhny razvivat'sya ves'ma vysokie temperatury,' a imenno, 1050{sup o}C na poverkhnosti teplovydelyayushchego ehlementa i do 1500{sup o}C v naibolee sil'no nagrevaemykh tochkakh topliva, dlya ego sooruzheniya ispol'zovany ogneupornye nemetallicheskie materialy. Vse veshchestvo aktivnoj zony sosredotocheno v teplovydelyayushchem ehlemente, blagodarya chemu sootnoshenie mezhdu poverkhnost'yu teploperedachi i ob{sup e}mom aktivnoj zony dostigaet bol'shogo znacheniya, i, sledovatel'no, pozvolyaet dostigat' vysokoj srednej plotnosti ehnergii v sravnitel'no kompaktnoj sisteme. Kazhdyj teplovydelyayushchij ehlement sostoit ieh gruppy grafitovykh trubok, zapolnennykh grafitovymi tabletkami, soderzhashchimi rasshcheplyayushcheesya i vosproizvodyashchee veshchestva v vide karbidov. Gelievyj okhladitel' prokhodit po osi. kazhdogo teplovydelyayushchego sterzhnya i vyvoditsya u ego osnovaniya, okhladitel' zatem napravlyaetsya v ochistitel

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

    de tipo bien conocido, la memoria estudia en que medida estas instalaciones pueden construirse sin dificultades y satisfacer la demanda de la red; tambien en este aspecto se refiere al creciente papel que cabe atribuir en Italia a la energia nucleoelectrica. Por ultimo, la memoria re calca hasta que punto el acopio y la interpretacion de los datos relativos a las tres centrales nucleares que ahora comienzan a funcionar en Italia facilitarian el proyecto de instalaciones futuras. Alude a la posibilidad de establecer desde ya ciclos de combustible mas extensos. (author) [Russian] Rassmatrivayutsya naibolee vazhnye tekhnicheskie i ehkonomicheskie faktory, kotorye vyyavilis' pri proektirovanii, stroitel'stve i ehkspluatatsii pervykh promyshlennykh atomnykh ehlektrostantsij i kotorye mogut byt' ochen' poleznymi pri sozdanii v budushchem novykh atomnykh ehlektrostantsij, uchityvaya osoben-nosti uslovij v Italii. Nyneshnee sostoyanie tekhnologii proizvodstva i ee postoyannoe razvitie v khode osushchestvleniya proektov pokazali sushchestvovanie opredelennoj tendentsii k snizheniyu kak stoimosti toplivnogo tsikla, tak i stoimosti komponentov stantsii. Ehtomu takzhe blagopriyatstvuyut vozrastayushchaya tendentsiya k uvelicheniyu razmerov ehlektrostantsii i tot fakt, chto analiz ehnergeticheskogo prognoza ehnergosistemy govorit o nalichii blagopriyatnykh uslovij dlya stroitel'stva ehlektrostantsij bol'shej moshchnosti na yadernom toplive vmesto stantsij na obychnom toplive, iskhodya iz predskazannykh izmenenij v stoimosti proizvodstva ehnergii, obuslovlennykh uvelicheniem kolichestva atomnykh ehlektrostantsij. Rassmatrivayutsya osnovnye faktory, kotorye dolrsny byt' uchteny v budushchem pri planirovanii ehlektrostantsij s uchetom takzhe grafikov stroitel'stva i ispytaniya. Opredelennyj upor sdelan na problemu protivoavarijnoj obolochki s uchetom takzhe spetsificheskikh uslovij Italii v otnoshenii nekotorykh aspektov ehtoj problemy; v rezul'tate udobnogo razmeshcheniya

  12. Research Applications of Beta-Particle Techniques: Back-Scattering and X-Ray Excitation; Applications de l'irradiation beta dans la recherche: retrodiffusion et excitation de rayons X; Primenenie metodov beta-chastits v issledovatel'skoj rabote: obratnoe rasseyanie i vozbuzhdenie rentgenovskikh luchej; Aplicacion de la irradiacion beta en la investigacion: retrodispersion y excitacion de rayos X

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mueller, R H [Los Alamos Scientific Laboratory, University of California, Los Alamos, NM (United States)

    1962-01-15

    vyvedeny tochnye uravneniya dlya vsekh ehtikh yavlenij; nekotorye iz nikh ehmpiricheskim putem, a nekotorye sushchestvenno na teoreticheskoj osnove. Interesno otmetit', chto ehti uravneniya pravil'no predusmatrivayut optimal'nye parametry istochnika, soglasno opredeleniyam drugikh issledovatelej, kak v SSHA, tak i zagranitsej. Nuzhno dumat', chto ehti metody ukreplyayut mnenie, chto radioaktivnym izotopam suzhdena gromadnaya nauchnaya i tekhnicheskaya budushchnost'. CHto zhe kasaetsya istochnikov rentgenovskikh luchej, nuzhno skazat', chto vse v tekhnologii rentgenovskikh luchej, za isklyucheniem vyyavleniya kristallicheskoj struktury, mozhet byt' bolee legko dostignuto ehtimi sposobami. Pri nalichii istochnikov moshchnost'yu v neskol'ko kyuri, veroyatno, mozhno budet razreshit' dazhe i ehtu poslednyuyu zadachu. (author)

  13. Technical and Administrative Considerations in the Management of Radioactive Wastes; Considerations Techniques et Administratives Relatives au Traitement des Dechets Radioactifs; 0422 0415 0425 041d 0418 0427 0415 0421 041a 0414 ; Aspectos Tecnicos y Administrativos de la Manipulacion de Desechos Radiactivos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wolman, Abel [Johns Hopkins University, Baltimore, MD (United States); Division of Reactor Development, U.S. Atomic Energy Commission, Washington, DC (United States); Lieberman, Joseph A. [Environmental and Sanitary Engineering Branch, Division of Reactor Development, U.S. Atomic Energy Commission, Washington, DC (United States)

    1960-07-01

    entre la localizacion de la planta y la situacion de la zona de evacuacion. Ademas, se exponen otras consideraciones relacionadas con la manipulacion de desechos radiactivos, tales como la eleccion de emplazamientos y los problemas de transporte. (author) [Russian] Cel' nastojashhego doklada sostoit v rassmotrenii tehnicheskih i administrativnyh aspektov obrashhenija s radioaktivnymi othodami v svete imejushhegosja u nas opyta i znanij i uchete jetogo obsuzhdenija dlja vozmozhnyh budushhih trebovanij v oblasti sootvetstvujushhego tehnicheskogo, juridicheskogo i administrativnogo kontrolja nad radioaktivnymi othodami v rezul'tate ispol'zovanija jenergii. Pervonachal'no razlichnye vidy. radioaktivnyh othodov razbivajutsja na obshhie kategorii dlja togo, chtoby podcherknut', chto mnogochislennye stojashhie pered nami problemy obrashhenija s othodami ne poddajutsja edinichnomu v svoem rode resheniju. Kratko summiruetsja rol' specificheskoj okruzhajushhej sredy v praktike obrashhenija s othodami i opredeljajutsja osnovnye podhody (''rastvorenie i dispersija'' i ''koncentracija i soderzhanie'') k osushhestvleniju kontrolja nad othodami. Provoditsja razlichie mezhdu osnovnymi standartami po zashhite ot radiacii i operativnym ili proizvodstvennym kriterijami, kotorye dolzhny byt' ustanovleny v svjazi s operacijami po kontrolju nad othodami dlja obespechenija udovletvorenija osnovnyh standartov. Rassmatrivaetsja razrabotka standartov i kriterija i ih primenenie dlja rasprostranenija pravil po ohrane zdorov'ja i tehniki bezopasnosti i juridicheskoj i administrativnoj procedury. V jetoj svjazi predlagaetsja maksimal'noe ispol'zovanie sushhestvujushhego zakonodatel'stva i administrativnoj procedury v sushhestvujushhih uchrezhdenijah na razlichnyh urovnjah upravlenija, vygodnyh kak s administrativnoj tochki zrenija, tak i s tochki zrenija obshhestvennyh otnoshenij. Hotja obshhie rashody na obrashhenie s radioaktivnymi otho'dami i ih udalenie javljajutsja sushhestvennymi, rashody na

  14. Review of the {sup 60}Co Source. Development Program at Brookhaven National Laboratory; Le Programme de Mise au Point des Sources au {sup 60}Co au Laboratoire National de Brookhaven; Obzor programmy po razrabotke istochnikov {sup 60}Co v brukkhejvenskoj natsional'noj laboratorii; El Programa de Preparacion de Fuentes de {sup 60}Co del Laboratorio Nacional de Brookhaven

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kuhl, O. A. [Brookhaven National Laboratory, Upton, NY (United States)

    1966-11-15

    jenergii SShA Brukhejvenskaja nacional'naja laboratorija(BNL) pristupila k razrabotke istochnikov izluchenij. Jeti istochniki byli v osnovnom bol'shie trubki i ploskie plastinki. Pervonachal'no oni prednaznachalis' dlja issledovanij v BNL. Pozdnee drugie uchrezhdenija poluchili razreshenie ispol'zovat' obluchateli, prednaznachennye dlja jetih istochnikov. Po mere povyshenija interesa kombinirovannye ustanovki, vkljuchajushhie istochnik i obluchatel', predostavljalis' drugim issledovateljam. Byli razrabotany kontejnery dlja transportirovki istochnikov i skonstruirovany nebol'shie ''gorjachie'' kamery i napolnennye vodoj bassejny dlja ispol'zovanija jetih istochnikov. Obsuzhdajutsja metody dozimetrii, opredelenie radioaktivnosti v kjuri i konstrukcija obluchatelja dlja jetih istochnikov. V bol'shinstve sluchaev vo vremja provedenija issledovanij jekonomicheskie aspekty ne imeli znachenija; odnako v svjazi s tendenciej k krupnomasshtabnoj radiacionnoj obrabotke v obla Inverted-Question-Mark tjax pishhevyh produktov, himikatov i medicinskih materialov neobhodimo budet tshhatel'no izuchit' tehnicheskie i jekonomicheskie aspekty konstrukcii istochnika. Razrabotka standartnyh istochnikov Brukhejvenskoj nacional'noj laboratorii ''Mark I'' i ''Mark I{sup ,} kotorye' uzhe ispol'zujutsja v rjade ustanovok, prizvana udovletvorit' jetim vazhnym trebovanijam. Istochniki ''Mark Ij i 'Mark II' vzaimozamenjaemy. Konstrukcija istochnika 'Mark II' uluchshena za schet metallurgicheskogo soedinenija vnutrennej obolochki s kobal'tovym serdechnikom. V nastojashhee vremja vpervye mozhno povtorno aktivirovat' jeti istochniki posle nekotorogo ispol'zovanija. Otdel'nye polosy dovodjatsja do trebuemyh razmerov s tem, chtoby ih mozhno bylo legko prikrepit' k plastinkam razlichnogo razmera i formy. Opisyvajutsja teoreticheskoe obosnovanie konstrukcii, metody izgotovlenija i procedury ispytanija, a takzhe analiz istochnika i opredelenie radioaktivnosti v kjuri. ''Proizvodjatsja ''sravnenija s drugimi

  15. Fission-Product Separation as a Final Solution to the Problem of Storing Highly Radioactive Waste; La Separation des Produits de Fission Comme Solution Definitive du Stockage des Dechets Fortement Radioactifs; 0412 042b 0414 ; La Separacion de los Productos de Fision Como Solucion Definitiva del Problema del Almacenamiento de los Desechos de Elevada Radiactividad

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Raggenbass, A.; Lefevre, J. [Centre d' Etudes Nucleaires, Saclay (France)

    1963-02-15

    incorporacion de los desechos a masas vitreas. (author) [Russian] V 1955 godu na Zhenevskoj konferencii Gljukauf sformuliroval gipotezu o tom, chto okonchatel'noe reshenie problemy udalenija aktivnyh rastvorov, soderzhashhih produkty delenija, mohet byt' najdeno putem vydelenija cejeija-137 i stroncija-90 s kojefficientom ochistki porjadka menee 10{sup 4}, chto pozvolilo by posle vyderzhki 10-20 let svobodno udaljat' jeti othody posle sootvetstvujushhej pererabotki. Doklad presleduet cel' snova vernut'sja k jetomu voprosu v 1963 godu. Uspehi, dostignutye v metodah vydelenija cezija i stroncija, pozvoljaet poluchit' kojefficient ochistki porjadka 10{sup 4} v uslovijah promyshlennoj jekspluatacii ustanovki. Dlja cejeija-137 javljaetsja perspektivnym osazhdenie fosforvo.i'framatnoj kislotoj, obmen s ammonijnymi soljami geteropolikisloty, fiksacija fosfatom cirkonija, a dlja stroncija-90 - oksalatnoe osazhdenie, jekstrakcija di-2- jetilgeksilfosfornoj kislotoj, obmen s razlichnymi soljami, vkljuchaja sul'fat stroncija i dr. Jeti uspehi v oblasti himii vmeste s uspehami v oblasti promyshlennoj pererabotki jefljuentov sdelali vozmozhnym s tehnicheskoj tochki zrenija podtverdit' gipotezu Gljukaufa. Narjadu s jetim, razrabotka metodov ispol'zovanija bol'shih kolichestv produktov delenija, osobenno v sootvetstvii s programmami SNAP, chastichno opravdyvaet kapitalovlozhenija za schet prodazhi proizvodimoj produkcii. Ochevidno, chto ispol'zovanie ogneupornyh istochnikov, ustojchivyh k agressivnym vozdejstvijam vneshnej sredy, predstavljaet soboj primer, kotoryj naibolee otvechaet trebovanijam hranenija othodov, ves'ma opasnyh v techenie prodolzhitel'nogo perioda. My schitaem takzhe, chto s tehnicheskoj i psihologicheskoj tochek zrenija koncentrirovannye istochniki, pokrytye zashhitnoj obolochkoj, naibolee nadezhny kak sredstva hranenija radioaktivnyh othodov. Sravnenie jetogo metoda s metodom vvedenija radioaktivnosti v stekla zasluzhivaet bolee polnogo i glubokogo rassmotrenija. (author)

  16. The Permanent Disposal of Highly Radioactive Wastes by Incorporation into Glass; Elimination Permanente de Dechets Hautement Radioactifs par Incorporation dans le Verre; 041e 041a 041e 041d 0427 0414 ; La Evacuacion Permanente de Desechos de Elevada Radiactividad Incorporandolos en Vidrio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Watson, L. C.; Aikin, A. M.; Bancroft, A. I. [Atomic Energy of Canada Ltd. (Canada)

    1960-07-01

    tratamiento quimico. Se ha, ensayado el sistema produciendo un vidrio que contiene hasta 50 curies de productos de fision de cinco a seis anos de edad por kilogramo. El procedimiento es intermitente y trabaja en partidas de cuatro kilogramos. Se ha demostrado que los productos de fision pueden ser incorporados al vidrio en forma eficaz y segura. El estudio de los muchos problemas que encierra el almacenaje permanente o la evacuacion del vidrio de alto nivel radiactivo ha llevado a la conclusion de que deberia ser enterrado en el suelo o almacenado en depositos subterraneos artificiales. En estas condiciones es siempre posible, caso de que sea necesario, proceder a un nuevo control de los desechos. Si la evacuacion se efectua enterrando los desechos, los productos de fision se liberan sobre todo mediante lixiviacion por las aguas subterraneas. Asi pues, es importante saber la velocidad con que los productos de fision se difundiran mediante este procedimiento. Se ha reunido buen numero de datos sobre la lixiviacion por agua en el laboratorio, y se ha encontrado que la velocidad de difusion depende de la composicion del vidrio. En todas las composiciones que se ensayaron las mediciones demostraron que la velocidad de lixiviacion de los productos de fision contenidos en el vidrio disminuye con el tiempo. Despues de varios meses de inmersion en agua la velocidad de difusion para vidrios de diversas composiciones era de 10{sup -4} por ciento aproximadamente por ano para una semiesfera de vidrio de dos kilogramos de peso. Los datos obtenidos han sido empleados para calcular la velocidad con que se difunden los productos de fision incorporados a vidrio en las grandes cantidades en que se acumularan como resultado del funcionamiento de los reactores generadores de energia. (author) [Russian] V Chok River prodolzhaetsja razrabotka processa zakljuchenija v steklo vysokoradioaktivnyh othodov, poluchaemyh v rezul'tate operacij po himicheskoj pererabotke, dlja okonchatel'nogo ih udalenija

  17. Issuing of Regulations on the Clearance of Irradiated Food Products on the Basis of Foreign Petitions; Promulgation d'un Reglement Regissant l'Autorisation de Commercialiser des Denrees Alimentaires Irradiees, sur la Base de Demandes Fondees sur des Donnees Elaborees a l'Etranger; Protsedura polucheniya razreshenij na prodazhu obluchennykh pishchevykh produktov na baze inostrannykh khodatajstv; Autorizacion del Consumo de Productos Alimenticios Irradiados, Sobre la Base de Investigaciones Realizadas en el Extranjero

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Foa, E.; Eisenberg, E.; Kahan, R. S.; Lapidot, M. [Soreq Nuclear Research Centre, Yavne (Israel)

    1966-11-15

    processom obluchenija i raspredelenija obluchennyh produktov, primenenie sootvetstvujushhih zakonov jli razrabotka novyh v sluchae ih otsutstvija. Bol'shaja chast' zakonodatel'stv, sushhestvujushhih v nastojashhee vremja, trebuet absoljutno podtverzhdenija prigodnosti upotreblenija teh ili inyh pishhevyh produktov v pishhu, prezhde chem budet polucheno razreshenie na ih obluchenija i sbyt. Odnako takoe dokazatel'stvo prigodnosti pishhevyh produktov ne po sredstvam malym i razvivajushhimsja stranam, t.e. tem stranam, kotorye mogli by poluchit' naibol'shuju vygodu ot vnedrenija metodov obluchenija v promyshlennyh masshtabah, tak kak jeto uvelichivalo by kolichestvo mestnyh pishhevyh produktov dlja vnutrennego potreblenija i jeksporta. V kachestve jeksperimenta v Ministerstvo zdravoohranenija Izrailja bylo napravleno 24 fevralja 1966 goda hodatajstvo o razreshenii vypustit' na rynok belyj kartofel', obluchennyj s cel'ju predotvrashhenija prorastanija. Hodatajstvo bylo sostavleno ne na osnovanii issledovatel'skih rabot v Izraile, a na osnovanii dannyh, opublikovannyh za granicej. V nem soderzhalas' pros'ba prinjat' v kachestve dokazatel'stv opyty, odobrennye drugimi pravitel'stvami. Vskore budet predstavleno analogichnoe hodatajstvo otnositel'no sbyta obluchennogo luka. V sluchae uspeha, jeta procedura mozhet byt' ispol'zovana i drugimi stranami, chto oblegchilo by podpisanie mezhdunarodnyh torgovyh soglashenij. Jeto sposobstvovalo by bystrejshemu vnedreniju metodov obluchenija dlja sohranenija pishhevyh produktov v teh stranah, gde jeto mozhet prinesti jekonomicheskuju vygodu. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

  19. The Technology and Applications of Large Fission Product Beta Sources; Technologie et applications des grandes sources beta de fission; Tekhnologiya i primenenie krupnykh istochnikov beta-izluchenij, ispuskaemykh produktami deleniya; Tecnologia y utilizacion de los productos de fision como fuentes de irradiacion beta de elevada intensidad

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Silverman, Joseph [Radiation Applications Incorporated (United States)

    1960-07-15

    ) [Russian] Beta-izluchatel i ne vkhodili ran'she v raschet v kachestve krupnykh istochnikov izlucheniya, tak kak v proshlom predstavlyayushchie interes protsessy oblucheniya osnovyvalis' na ispol'zovanii chastits, obladayushchikh sposobnost'yu glubokogo proniknoveniya; poehtomu glavnoe vnimanie sosredotochivalos' na ispol'zovanii gamma-izluchenij i iskusstvenno uskorennykh ehlektronov. Okolo chetyrekh let tomu nazad stalo ochevidnym, chto otkryvaetsya shirokaya oblast' vozmozhnykh primenenij, svyazannykh s poverkhnostnym oblucheniem, kak naprimer, izmenenie poverkhnosti obrazovavshegos ya sloya plastmassy putem sopolimerizatsionnogo narashchivaniya i poverkhnostnoj pasterizatsii pishchevykh produktov. Dlya ehtikh primenenij proniknovenie v glubinu yavlyaetsya neehkonomnym, a vozmozhno i vrednym. Est'eshche dve drugie oblasti, v kotorykh proizvedennye mekhanicheskim putem ehlektrony ne ochen' podkhodyat: khimicheskij sintez v nakhodyashchikhsya pod davleniem sosudakh s primeneniem oblucheniya i nekotorye vidy tsepnykh reaktsij so svobodnymi radikalami, dlya kotorykh proizvoditel'nost ' na kilovatt umen'shaetsya proportsional'no kvadratnomu kornyu moshchnosti dozy. Istochniki beta-izluchenij s shirokim polem pokazali ochevidnye potentsial'ny e preimushchestva dlya vsekh ehtikh operatsij i poskol'ku oni poluchayutsya v bol'shikh kolichestvakh za schet protsessov deleniya, to predstavlyalos ' tselesoobrazny m sdelat' tshchatel'nuyu pereotsenku vozmozhnostej ikh primeneniya. Vvidu ehtogo pod pokrovitel'stvom Komissii po atomnoj ehnergii SSHA bylo proizvedeno issledovanie primenenij i tekhnologii istochnikov beta-izluchenij, ispuskaemykh produktami deleniya. EHto issledovanie privelo k sleduyushchim rezul'tatam: 1. Otkryvayutsya perspektivny e vozmozhnosti primeneniya v kommercheskom masshtabe istochnikov beta-izluchenij, ispuskaemykh produktami deleniya, v oblasti oblucheniya produktov, v osobennosti dlya izmeneniya putem sopolimerizatsionnogo narashchivaniya obrazovavshikhsya

  20. Plasma Containment and Stability in a Megajoule Theta-Pinch Experiment; Confinement et Stabilite du Plasma dans un Dispositif a Striction Azimutale de un Megajoule; Uderzhanie i ustojchivost' plazmy pri provedenii ehksperimenta s' megadzhoulevym teta-pinchem; Confinamiento y Estabilidad del Plasma en un Experimento de Estriccion Azimutal de 1 MJ

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bodin, H. A.B.; Green, T. S.; Newton, A. A.; Niblett, G. B.F.; Reynolds, J. A. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Culham Laboratory, Abingdon, Berks. (United Kingdom)

    1966-04-15

    sravnenija izmerennyh znachenij temperatur' jelektronov, diamagnetizma plazmy, radial'nogo raspredelenija plotnosti i vyhoda nejtronov so znachenijami, predskazannymi chislennymi gidromagnitnymi raschetami s ispol'zovaniem koda Gajna-Robertsa. V nastojashhee vremja s pomoshh'ju samyh raznoobraznyh metodov provoditsja izmerenie skorosti aksial'noj poteri plazmy v prisutstvii zahvachennyh parallel'nogo i obratnogo magnitnyh polej. Jeti metody vkljuchajut metody opticheskoj interferometrii dlja opredelenija obshhego chisla zahvachennyh chastic, analiz sploshnogo ispuskanija v vidimom spektre s cel'ju opredelenija plotnosti linij kak funkcii polozhenija v otnoshenii osi i ispol'zovanie miniatjurnyh p'ezojelektricheskih zondov dlja izmerenija razmera apertury pri poterjah. Rezul'taty pokazyvajut, chto plazma podverzhena diffuzii magnitnogo polja na rannih stadijah i ohlazhdeniju jelektronov libo radiaciej primesej, libo teplovoj provodimost'ju vdol' linij polja. Posledujushhee umen'shenie velichiny {beta} plazmy do znachenija okolo 0,5 pri pikovom pole uvelichivaet magnitnye apertury na koncah katushki i takim obrazom vedet k osevym poterjam plazmy. Sledovatel'no, glavnymi problemami na budushhee ostajutsja razrabotka sistemy predvaritel'nogo nagreva dlja pridanija plazme bolee vysokoj temperatury pri {beta} okolo edinicy i umen'shenie skorosti poteri jenergii jelektronov. (author)

  1. Present and Future Programmes in the Treatment and Ultimate Disposal of High-Level Radioactive Wastes in the United States of America; Programmes Actuels et Futurs de Traitement et d'Elimination Definitive des Dechets Radioactifs de Haute Activite aux Etats-Unis; 0422 0415 041a 0423 0429 0410 042f 0418 0411 0423 0414 ; Programas Estadounidenses Actuales y Futuros para el Tratamiento y Evacuacion Definitiva de Desechos de Elevada Radiactividad

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Belter, W. G. [United States Atomic Energy Commission, Washington, DC (United States)

    1963-02-15

    sostojanie'', v tom chisle ispol'zovanie metoda dvizhushhegosja sloja, podogrevaemyh tigelej, forsunochnyh kolonn s teploizlucheniem, vrashhajushhihsja pechej i gubchatoj keramiki. Issleduetsja takzhe vozmozhnost' dobavlenija k othodam, stekloobra- zuzhhcih materialov dlja poluchenija bolee ustojchivogo konechnogo produkta. Otmechajutsja nekotorye preimushhestva i nedostatki kazhdogo iz jetih processov. Rezjumiruetsja sostojanie razrabotka jetih processov v nastojashhee vremja i privodjatsja nkmetki budushhej programmy. Privodjatsja rezul'taty obsledovanija specifichnyh geologicheskih obrazovanij, kak, naprimer, soljanyh zalezhej, glubokih vodoemov i vodonepronicaemyh kristallicheskih porod na predmet ispol'zovanija ih dlja okonchatel'nogo hranenija ili udalenija kal'cinirovannyh tverdyh veshhestv ili nekotoryh vidov zhidkih othodov. Obsuzhdajutsja plany predpolagaemyh polevyh jeksperimentov s real'noj aktivnost'ju v solenyh zalezhah. Kratko opisyvaetsja programma razvedochnogo burenija na zavode Savanna River dlja opredelenija vozmozhnostej hranenija staryh othodov pervogo cikla v korennyh porodah, zalegajushhih neposredstvenno v rajone zavoda. Soobshhajutsja predvaritel'nye rezul'taty. Dajutsja kratkie ukazanija otnositel'no dolgosrochnyh tehnologicheskih issledovanij, provodimyh v nastojashhee vremja v Okridzhe, dlja ocenki stepeni bezopasnosti i jekonomichnosti razlichnyh metodov obrabotki, hranenija i okonchatel'nogo udalenija zhidkih i tverdyh vysokoaktivnyh othodov. Obsuzhdaetsja rol' jetoj programmy tehnicheskoj ocenki v svjazi s dal'nejshim planirovaniem programmy obrabotki radioaktivnyh othodov. (author)

  2. Non-Destructive Methods for Determining Burn-Up in Nuclear Fuel; Methodes Non Destructives d'Evaluation du Taux de Combustion dans le Combustible Nucleaire; Metody opredeleniya vygoraniya v yadernom toplive bez razrusheniya obraztsa; Metodos No Destructivos para Determinai el Grado de Combustion de los Elementos Combustibles Nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    McGonnagle, W. J. [Illinois Institute of Technology, Chicago, IL (United States)

    1966-02-15

    jadernyh reaktorah bez razrushenija obrazca javljajutsja poleznymi i zhelatel'nymi. Ideal'nym byl by metod, ne trebujushhij special'nyh dannyh o nejtronnom spektre, istorii radiacii ili vremeni ohlazhdenija. Obluchennye toplivnye jelementy sami po sebe javljajutsja nositeljami informacii o stepeni vygoranija topliva. Jeta informacija soderzhitsja v forme radioaktivnyh i stabil'nyh izotopov, obrazujushhihsja v processe delenija. K sozhaleniju,kak pri metodah analiza topliva bez razrushenija obrazca, tak i s razrusheniem obrazca nejtronnyj spektr, istorija radiacii i period ohlazhdenija vlijajut na jetu informaciju. Tochno tak zhe nedostatok tochnyh jadernyh dannyh, takih, kak znachenija jadernyh poperechnyh sechenij, vlijaet na ljubye vychislenija, kotorye mozhno bylo by proizvesti. Drugoj trudnost'ju pri analizah bez razrushenija obrazca javljaetsja nalichie polej vysokoj radiacii, kotoraja vnosit dopolnitel'nyj ''shum'' v fon pri izmerenijah. Razrabotka poleznyh i real'nyh standartov javljaetsja trudnym delom. Metody analiza stepeni vygoranija bez razrushenija obrazca osobenno polezny togda, kogda trebuetsja bystro i jekonomichno, dazhe pri sushhestvujushhem polozhenii s ih nedostatkom, poluchit' zhelatel'nuju tochnost' priblizitel'noj velichiny vygoranija. Ispol'zovalos' neskol'ko metodov dlja opredelenija stepeni vygoranija bez razrushenija obrazca; vedetsja ih ocenka ili oni predlagajutsja. Ispol'zovalis' razlichnye tipy spektrometrov, v tom chisle spektrometry s izognutym kristallom, magnitnyj komptonovskij spektrometr, komptonovskij spektrometr na sovpadenija i scintilljacionnyj spektrometr dlja analiza gamma-izluchenija radioaktivnogo materiala, obrazujushhegosja vo vremja processa delenija. Drugie metody analiza bez razrushenija obrazca vkljuchajut aktivaciju fol'gi, propuskanie nejtronov, aktivacionnyj analiz, izmerenie zahvata gamma-luchej i izmerenie mgnovennyh i zapazdyvajushhih nejtronov. Rassmatrivajutsja osnovnye principy kazhdogo iz vyshenazvannyh metodov i

  3. Survey of Pulsed Neutron Source Methods for Multiplying Media; Methodes des Neutrons Pulses Pour l'Etude des Milieux Multiplicateurs; Obzor metodov s ispol'zovaniem istochnikov impul'snykh nejtronov dlya razmnozhayushchej sredy; Estudio Panoramico de los Metodos de Empleo de Fuentes de Neutrons Pulsados en Medios Multiplicadores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Garelis, E. [General Electric Company, Vallecitos Atomic Laboratory, Pleasanton, CA (United States)

    1965-10-15

    tratamiento del modo fundamental teniendo en cuenta la base teorica de las tecnicas de empleo de fuentes de neutrones pulsados que se han perfeccionado para el modelo (kO/E). Se exponen las repercusiones de la teoria de la fuente de neutrones pulsados en lo que se refiere a la obtencion de valores exactos de la constante de decrecimiento y de datos adecuados para el analisis de los sistemas pulsados. Tambien se examina la labor experimental realizada y se ponen de manifiesto tanto las ventajas como las limitaciones de la tecnica (k{beta}/ Script-Small-L ). El autor estudia tambien los metodos seudoaleatorios de respuesta a los impulsos, que utilizan una correlacion entre los datos de entrada y los de salida para determinar la funcion de Green de un conjunto multiplicador, y pone de manifiesto que la informacion obtenida con el metodo seudoaleatorio es identica a la conseguida por el metodo de la pulsacion reiterada. Por consiguiente, los metodos desarrollados para la tecnica de la pulsacion reiterada se pueden aplicar a la tecnica seudoaleatoria. (author) [Russian] V poslednie gody sushhestvovali dva napravlenija v oblasti jeffektivnyh sposobov poluchenija izmerenii ostatochnoj reaktivnosti s ispol'zovaniem ge- neratorov impul'snyhnejtronov: 1) obychnye izmerenija s istochnikom impul'snyh nejtronov pri nepreryvnom pul'sirujushhem istochnike i 2) metody, osnovannye na psevdosluchajnom otvete impul'sa s ispol'zovaniem sootnoshenija mezhdu vhodom i vyhodom. V oboih sluchajah po- luchaemaja informacija identichna, t.e. oba napravlenija ideal'no sluzhat opredeleniju otvetnoj funkcii. Razrabotka metodov s istochnikom impul'snyh nejtronov na teplovyh sistemah v celjah izmerenija reaktivnosti proslezhivaetsja ot pervonachal'nyh popytok Sjoestrand do nedavnego metoda (k{beta}/ Script-Small-L ). Pri obychnom metode s istochnikom impul'snyh nejtronov funkcija podkriti- cheskoj sborki Grina, otvet reaktora na del'ta-funkciju istochnika nejtronov, predstavljaet soboj poisk svojstv

  4. Radiation Polymerization in the Solid Phase; Polymerisation radiochimique en phase solide; Radiatsionnaya polimerizatsiya v tverdoj faze; Radiopolimerizacion en fase solida

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Barkalov, I. M.; Gol' danskij, V. I.; Enikolopov, N. S.; Terekhova, S. F.; Trofimova, G. M.

    1963-11-15

    energfa de activacion, a diferencia de la postpolimerizacion lenta, que exige la misma energia de activacion que el proceso en fase liquida. (author) [Russian] Radiatsionnoj polimerizatsii tverdykh i zamorozhennykh monomerov za poslednee vremya udelyaetsya bol'shoe vnimanie. EHtot vopros predstavlyaet bol'shoj interes kak s prakticheskoj tochki zreniya, tak i s tochki zreniya novykh teorij khimicheskoj kinetikich radiatsionnoj khimii. Kak izvestno, strogaya prostranstvennaya uporyadochennost' monomernykh edinits v polimere obuslavlivaet rezkoe uluchshenie fiziko-mekhanicheskikh svojstv bez izmeneniya khimicheskogo sostava. Dlya sinteza stereoregulyarnykh polimerov ispol'zuetsya printsip matritsy, t.e. monomernaya edinitsa strogo orientiruetsya v prostranstve putem obrazovaniya kompleksa s katalizatorom ili kakim-libo drugim veshchestvom. Naprimer, pri radiatsionnoj polimerizatsii ryada monomerov, orientirovannykh v klatratnykh kompleksakh mocheviny i tiomocheviny, polucheny kristallicheskie stereopegulyarnye polimery. Odnako naibolee prostym variantom yavlyaetsya orientatsiya monomera v sobstvennoj kristallicheskoj reshetke. Khotya mnogie teoreticheskie voprosy v ehtoj oblasti ostayutsya neyasnymi, prakticheskoe ispol'zovanie ehtogo sposoba ves'ma zamanchivo. Tak, pri radiatsionnoj polimerizatsii kristallicheskogo trioksana uzhe poluchen vysokokristallicheskij polioksimetilen. Trebuetsya, odnako, dal'nejshaya teoreticheskaya razrabotka ehtogo metoda. Neobkhodimo dlya kazhdogo otdel'nogo monomera vyyasnit' vklad razlichnykh vidov reaktsij, proiskhodyashchikh pri obluchenii i posleduptsem plavlenii tverdykh monomerov (spetsificheskaya radiatsionnaya reaktsiya, postpolimerizatsiya i polimerizatsiya v tochkakh fazovykh perekhodov) v obshchuyu kartinu protsessa. Vypolnennoe v poslednee vremya v Institute khimicheskoj fiziki podrobnoe issledovanie kinetiki radiatsionnoj tverdofaznoj polimerizatsii ryada monomerov s primeneniem kalorimetricheskogo metoda i s nablyudeniem signala

  5. Release of Fission Products from UC-ZrC Fuel Inserts; Degagement des produits de fission liberes dans des noyaux combustibles UC-ZrC; Vydelenie produktov deleniya iz topliv UC - ZrC; Liberacion de productos de fision por pastillas de combustible de UC-ZrC

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Barth, F.; Von der Decken, C. B.; Schifferstein, K. [Brown Boveri/Krupp Reaktorbau G.M.B.H., Duesseldorf (Germany); Clauss, A.; Reichel, H.; Rygaert, J.; Ruston, W. R. [Societe d' Etudes de Recherches et d' Applications pour l' Industrie (S.E.R.A.I.), Brussels (Belgium)

    1963-11-15

    hallaron grandes diferencias en las energias de activacion determinadas en distintos tipos de pastillas, aunque algunas veces los valores D/r{sub 0}{sup 2} paragraph diferian en cuatro ordenes de magnitud para una misma temperatura de la muestra. Despues de la irradiacion, se determinaron las actividades de los isotopos {sup 131}I, {sup 85}Sr, {sup 140}Ba y {sup 141}Ce en el grafito de las capsulas. Exceptuando el {sup 131}I, las actividades resultaron superiores a las previstas para un desprendimiento debido solamente a retroceso. Los valores correspondientes al {sup 89}Sr, {sup 140}Ba y {sup 141}Ce son damasiado altos para que puedan atribuirse a una difusion de loe respectivos gases nobles precursores. Se supone que los isotopos medidos, o sus precursores distintos de los gases nobles se desprendieron por difusion. (author) [Russian] Provedeno issledovanie vo vremya oblucheniya v petle vydeleniya produktov deleniya ieh tabletok, imeyushchikh priblizitel'nyj sostav UC + 20 ZrC. Tsel' - proverka vozmozhnosti ispol'zovaniya podobnykh tabletok v kachestve topliva v sfericheskikh teplovydelyayushchikh ehlementakh vysokotemperaturnogo reaktora, postroennogo v Yulikhe ''Obshchestvom stroitel'stva reaktorov Braun Boveri/Krupp''. Ispytaniyu podvergalis' svobodnye tabletki i tabletki, vstavlennye v grafitovye kapsuly. Nekotorye iz tabletok imeli pogranichnuyu zonu ieh chistogo karbida tsirkoniya, tolshchinoj 1 - 2 mm. Obraztsy pomeshchalis' v pechi ehlektricheskogo soprotivleniya, dayushchie maksimal'nuyu temperaturu 1600{sup o}C. Nejtronnyj potok vo vremya oblucheniya sostavlyal 3 - 4 x 10{sup 10} n/cm{sup 2} -sek. Petlya pozvolyala izmerit' vydelenie izotopov inertnykh gazov Kr{sup 85m}, Kr{sup 87}, Kr{sup 88},Xe{sup 133} i Xe{sup 135} vo vremya oblucheniya, i kosvennoe opredelenie I{sup 133} i I{sup 135} posle vyklyucheniya reaktora. Minimum vydeleniya I{sup 131}, Sr{sup 88}, Ba{sup 141} i Ce{sup 141} byl opredelen radiokhimicheskim metodom posle izvlecheniya obraztsa iz

  6. Radioisotopes and Radiation in Animal and Plant Insect Pest Control; Emploi des radioisotopes et des rayonnements dans la lutte contre les insectes nuisibles aux plantes et aux animaux; Ispol'zovanie radioizotopov i radiashchi v bor'be s nasekomymi-vreditelyami rastenij i zhivotnykh; Utilizacion de los radioisotopos y de las radiaciones en la lucha contra los insectos nocivos para las plantas y los animales

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Andreev, S. V.; Martens, B. K.; Samojlova, V. A.; Molchanova, Z. I. [Vsesoyuznyj Institut Zashchity Rastenij, Leningrad, SSSR (Russian Federation)

    1963-09-15

    plagas de insectos. La accion esterilizadora y letal de las radiaciones ionizantes puede ser muy eficaz en la lucha contra las plagas de insectos. Utilizando rayos gamma se han establecido las dosis esterilizadoras para toda una serie de insectos nocivos para los productos agricolas almacenados (Calandra granaria L., Acanthoscelides Obtectus Say, Pectinophora Malvella Hb., Leptinotarsa decemlineota Say, Chloridea obsoleta F.) y los cultivos. Los datos obtenidos con esas investigaciones serviran de base para elaborar y perfeccionar los metodos de lucha contra los insectos daninos para la agricultura. (author) [Russian] Problema bor'by s vreditelyami sel'skokhozyajstvennykh kul'tur imeet krupnoe narodnokhozyajstvennoe znachenie. Pri razreshenii ehtoj problemy osoboe znachenie priobretaet ispol'zovanie poslednikh dostizhenij nauki. V tselyakh ratsionalizatsii i povysheniya ehffektivnosti sushchestvuyushchikh metodov bor'by s vrednymi nasekomymi byli ispol'zovany radioaktivnye izotopy i izlucheniya. Ispol'zovanie radioaktivnykh izotopov i izluchenij yavlyaetsya moguchim sredstvom ratsionalizatsii i'povysheniya ehffektivnosti sushchestvuyushchikh metodov bor'by s vrednymi nasekomymi. Razrabotka ehtikh metodov vyzyvaet neobkhodimost' detal'nogo izucheniya voprosov bioehkologii, toksikologii i t.d. V oblasti bioehkologii ves'ma perspektivnym yavlyaetsya metod radiomarkirovki nasekomykh. Primenenie radioizotopov dlya markirovki nasekomykh vreditelej zernovykh kul'tur (Eurygaster integriceps Put, Hadena sordida Skh.) i ikh parazitov (Meniscus agriatus Crow, Psendogonia cinerascens Rond.) pozvolilo ustanovit' razmery migratsij ikh, opredelit' mesta rezervatsij, chislennost' populyatsij i izuchit' voprosy pitaniya ukazannykh parazitov vrednykh nasekomykh. Ehtim khe metodom byla ustanovlena dinamika rasprostraneniya karantinnogo ob{sup e}kta kartofel'nogo khuka (Leptinotarsa decemlineota Say), chto pozvolilo poluchit' neobkhodimye dannye dlya provedeniya istrebitel'nykh meropriyatij

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

    trebuet sobljudenija mer predostorozhnosti, a ih razrabotka javljaetsja medlennym i dorogostojashhim processom. No dlja dannoj produkcii, kak tol'ko budet sdelan vybor, edinstvennym prakticheskim zatrudneniem okazhetsja nabljudenie za jelektronnoj ustojchivost'ju ustanovki. Drugie vysheukazannye metody, a imenno himicheskie i izotopnye analizy i densito- metricheskie izmerenija, obychno ne primenjajutsja. Izmerenie potemnenija radiograficheskogo snimka ne javljaetsja nedostatochno tochnym i ne pozvoljaet opredeljat' soderzhanie urana s zhelaemoj tochnost'ju. Tem ne menee, densitometricheskie issledovanija radiograficheskih snimkov javljajutsja ochen' poleznymi, a chasto i neobhodimymi dlja ocenki gomogennosti splava ili ego srednego soderzhanija, sravnimogo s dvumja krajnimi jetalonami, imejushhimisja na tom zhe snimke. Himicheskie i izotopnye analizy mogut byt' ochen' tochnymi, no oni javljajutsja razrushitel'nymi. Opredelennye jekspluatacionnye predostorozhnosti dolzhny byt' prinjaty, chtoby, s odnoj storony, ustranit' oshibki, obuslovlennye nalichiem himicheskih primesej v splave, a s drugoj-uchest' nalichie razlichnyh izotopov urana, v otnoshenii kotoryh neobhodimo znat' sootnoshenie dlja tochnogo rascheta soderzhanija urana-235. V zakljuchenie govoritsja, chto izmerenie soderzhanija urana neobhodimo provodit' v neskol'ko jetapov s ispol'zovaniem vseh otnositel'no prostyh metodov. Ukazyvaetsja na znachenie i predely kazhdogo jetapa. Vybor jetalonov osnovan na izuchenii radiograficheskih snimkov. Izmerenie tochnogo soderzhanija urana-235 provoditsja na osnove himicheskih i izotopnyh analizov. Kontrol' v promyshlennom masshtabe osushhestvljaetsja putem izmerenija plotnosti splava ili po urovnju gamma-izluchenija urana-235. Tochnost' oboih metodov sravnima (otnositel'no {+-}0,5%). S jekonomicheskoj tochki zrenija rekomenduetsja provodit' opredelenie soderzhanija putem scheta gamma-chastic v sluchae neobhodimosti provedenija bol'shoj serii issledovanij na predmetah

  8. 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

    'trazvukovaja proverka s pomoshh'ju dvuh pogruzhennyh zondov. Trubki peremeshhajutsja vintoobrazno s bol'shoj skorost'ju cherez nepodvizhnyj bak. Signaly defekta izmerjajutsja i registrirujutsja. Sdelannye s pomoshh'ju dugovogo razrjada prorezi na poverhnostjah trubok ispol'zujutsja v kachestve jetalona pri ustanovke sistemy i proverke ee stabil'nosti. V nekotoryh sluchajah proverka osushhestvljaetsja takzhe pri pomoshhi metoda vihrevyh tokov. Opisyvajutsja dva ispytanija,odno s zamknutoj katushechnoj sistemoj s bystroj proizvoditel'nost'ju, a drugoe - s poverhnostnoj katushkoj s vintovoj razvertkoj. Ispol'zuetsja vybor faz i fil'tracija vyhodnogo naprjazhenija iz mostovoj shemy v diapazone chastot ot 30 do 60 kilogerc. b. Proverka razmerov trubok i tabletok Sravnivajutsja razlichnye mehanicheskie, pnevmaticheskie, jadernye i jelektronnye metody izmerenija razmerov trubok. Opisyvajutsja mery po predotvrashheniju carapin na trubkah. Ob{sup j}asnjajutsja metody izmerenija diametra i dliny okruzhnosti tabletok. Predpolagaetsja, chto s pomoshh'ju tonkih trubok mozhno dobit'sja bolee realisticheskogo podhoda k problemam tabletka/zazor putem sravnivanija dliny okruzhnostej. Razrabotka jeffektivnogo oborudovanija dlja peremeshhenija trubok pozvolila kombini rovat' vysheupomjanutye metody razrabotki v celjah sozdanija kompleksnogo ustrojstva dlja ispytanija trubok, kotorym upravljajut polukvalificirovannye rabochie. Trebovanie, kotoroe pred{sup j}avljaetsja laboratoriej v otnoshenii tochnoj informacii o razmerah trubok, udovletvorjaetsja za schet avtomaticheskoj zapisi izmerenij, chto ustranjaet neobhodimost' primenjat' ruchnoj metod zapisi rezul'tata, kotoryj tr*buet{sub m}nogo vremeni i javljaetsja neskol'ko netochnym. Defektoskopija v obshhem primenima dlja proverki obolochek teplovydeljajushhih jelementov v vide tonkogo sterzhnja, t. e. posle zagruzki topliva i zadelki koncov. Krome togo, celostnost' zakrytyh koncov opredeljaetsja s pomoshh'ju radiografii. Mnogokratnoe obluchenie obychno