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Sample records for regimov ehkspluatatsii vvehr

  1. Operating Experience with the BR-5 Reactor; Experience acquise aupres du reacteur BR-5; Opyt ehkspluatatsii reaktora BR-5; Experiencia practica con el reactor BR-5

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lejpunskij, A. I.; Kazachkovskij, O. D.; Pinkhasik, M. S.; Aristarkhov, N. N.; Karpov, A. V.; Larin, E. P.; Efimov, I. A.

    1963-10-15

    remontnykh rabot na radioaktivnom zhidkometallicheskom konture reaktora na bystrykh nejtronakh BR-5. Osveshchayutsya voprosy ehkspluatatsii reaktora posle dostizheniya proektnogo 2%-nogo vygoraniya topliva pri nalichii nekotorogo narusheniya plotnosti otdel'nykh teplovydelyaptsikh ehlementov. Provoditsya opyt po razgruzke aktivnoj zony, issledovaniyu sostoyaniya i germetichnosti teplovydelyaptsikh ehlementov, dezaktivatsii oborudovaniya i truboprovodov I radioaktivnogo kontura posle dostizheniya 5% vygoraniya topliva. (author)

  2. Operating Experience in Nuclear Power Plants with Boiling-Water Reactors; Experience acquise dans l'exploitation des reacteurs a eau bouillante; Opyt ehkspluatatsii kipyashchago reaktora; Experiencia adquirida con la explotacion de reactores de agua hirviente

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ascherl, R. J. [General Electric Company, San Jose, CA (United States)

    1963-10-15

    nucleoelectrica de Humboldt Bay (Pacific Gas and Electric Company, Eureka, California), la central nucleoelectrica de Garigliano (Societa Elettronucleare Nazionale, Scauri, Italia), y el reactor de potencia japones para fines de demostracion (Instituto de Investigaciones Nucleares, Tokai Mura, Japon). La puesta en marcha y el funcionamiento inicial de estas centrales confirma las esperanzas despertadas por las centrales de Dresden, Kahl y Vallecitos. Los registros de rendimiento de las centrales de Dresden, Kahl y Vallecitos han puesto claramente de manifiesto la estabilidad y seguridad de los reactores de agua hirviente. Ademas, los niveles de radiacion dentro de la central y en sus alrededores se han mantenido muy por debajo de los limites fijados en los permisos de explotacion. Ha quedado confirmada la sencillez y facilidad de explotacion de los reactores de agua hirviente. La rapidez de la respuesta del reactor con doble ciclo de Dresden a las fluctuaciones de la demanda es excelente. Ninguno de los trabajos de conservacion y reparacion, sea cual fuere su importancia, exige calificaciones especiales ni entrana riesgos de irradiacion excesivos. La inspeccion general y la revision de la turbina de la central de Dresden puso de manifiesto la inexistencia de problemas de conservacion despues de mas de 12 000 h de funcionamiento con el vapor en ciclo directo, a pesar de que la explotacion prosiguio despues de haberse comDtobado algunas fallas en los elementos combustibles. (author) [Russian] K nastoyashchemu vremeni priobreten znachitel'nyj opyt v ehkspluatatsii ehlektrostantsij s kipyashchim reaktorom. K kontsu 1962 goda proizvedeno svyshe 2200 mln.kvt.ch ehlektroehnergii na trekh ehlektrostantsiyakh ehnergosistemy kommunal'nogo obsluzhivaniyagna Drezdenskoj atomnoj ehlektrostantsii, ''Kommonvels Ehdison kompani'', Morris, Illinojs, na atomnoj ehlektrostantsii Valleeitos,''Pasifik gaz ehnd ehlektrik kompani'', Plezanton, Kaliforniya, i na Kal'skoj atomnoj ehlektrostantsii

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  4. 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

  5. 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

  6. Experience in scientific guidance during start-up and normal operation of NPPs with WWER reactors; Opyt nauchnogo rukovodstva puskom i soprovozhdeniya pri ehkspluatatsii ehnergoblokov AEhS s WWER

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Abagyan, A; Kazakov, V; Kryakvin, L [All-Russian Inst. for NPP Operation, Moscow (Russian Federation)

    1996-12-31

    The experience gained in the All-Russian Research Institute of NPP Operation (RU) in improvement of reactor start-up and normal operation of NPPs has been reported. The work was carried out on NPPs in Russia, Ukraine, Bulgaria, Hungary and Czechoslovakia. All scientific programmes applied use the system approach, modern methods of safety assessment and the principle of loss effect optimization. For the Kozloduy NPP the following projects have been implemented: design of accelerated unloading system for WWER-1000; refinement of water feeding unit for the WWER-1000 steam generator; response analysis of the safety anti-breakdown system of the second loop. The importance of technical substantiation in the process of decision making is stressed. 6 refs.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

    Indian Point Station Unit No. 1 consists of a 585 MW(t) pressurized-water reactor, four primary coolant loops with horizontal heat exchanger boilers, two 1.1 million lb/h oil-fired superheaters and a 275 000 kW turbine generator. The reactor fuel is a mixture of fully enriched U{sup 235} oxide and Th{sup 232} oxide. The station is located on the Hudson River about 24 miles north of New York City. Because of this proximity to New York, exceptional safeguards against the occurrence of a reactivity excursion as well as against the radiation effects of such an excursion were incorporated into the station design. Construction was completed in May 1962. Fuel loading was accomplished in June and the reactor was taken critical for the first time on 2 August 1962. Low power testing up to 5 MW(t) at ambient and at elevated temperatures was done during August, and the turbine generator was first phased into the Consolidated Edison system on 16 September 1962. Testing at reactor power levels up to 50% extended into November and was marked by frequent automatic shut-downs, alarge number of which were initiated inthe conventional plant. Control-rod-drive control system difficulties were the heaviest contributor from the nuclear plant to automatic rod insertion operations and to delays in recovery from automatic trips. On 14 November 1962 the station was shut down for scheduled piping changes in the conventional plant and for modifications and additions to the control-rod-drive system. The latter included the installation of a dry nitrogen purging system for the control-rod-drive housings designed to minimize the effects of seal water leakage into the rod-drive housings. This appears to have been the major cause of the false indications encountered with the reactor control system. The unit was returned to service on 1 January 1963. Testing at reactor power levels up to 100% under steady load conditions was completed on 27 January 1963. Test results have followed closely the predicted performance for the reactor. Further testing of response to load transients is to continue into the Spring of 1963. The Indian Point Station has proved to the satisfaction of our Company the feasibility of a combination nuclear and oil-fired plant to produce competitive power. The United States Atomic Energy Commission has been requested to issue a construction permit for the Company to build another nuclear plant, similar in design, but of 1000 MW capacity, to be located at Ravenswood which is within the corporate limits of the City of New York. Our Company is prepared to finance the venture with its own funds without subsidy of any kind as was the case with our Indian Point Station. (author) [French] La centrale No. 1 d'Indian Point se compose d'un reacteur a eau sous pression de 585 MWt, quatre circuits de refroidissement primaires avec des echangeurs de chaleur horizontaux, deux surchauffeurs au mazout de 500 000 kg/h et un turbogenerateur de 275 000 kW. Le combustible du reacteur est un melange d'oxyde d'uranium completement enrichi en {sup 235}U et d'oxyde de {sup 232}Th. L'installation se trouve au bord de l'Hudson a une quarantaine de kilometres au nord de New York. En raison de la proximite de cette ville, on a prevu des dispositifs de securite intrinseques exceptionnels contre le risque d'un emballement du reacteur et contre les rayonnements qui pourraient en resulter. La construction a ete terminee en mai 1962. Le combustible a ete charge en juin et le reacteur est entre en divergence pour la premiere fois le 2 aout 1962. On a ensuite procede, dans le courant du mois d'aout, a des essais a faible puissance (jusqu'a 5 MWt), a la temperature ambiante et a .des temperatures elevees. Le turbogenerateur aeteintegre pour la premiere fois au reseau de la ''Consolidated Edison'', le 16 septembre 1962. Les essais aux puissances allant jusqu'a 50% de la puissance theorique se sont prolonges jusqu'en novembre et ont ete marques par de frequents arrets automatiques dont un grand nombre avaient leur origine dans le secteur ''classique'' de la centrale. Ce sont surtout des defectuosites du systeme de commande des barres de controle qui, dans le secteur nucleaire, ont contribue a la chute automatique des barres et aux retards dans la remise en marche apres arret. Le 14 novembre 1962, on a arrete la centrale pour proceder aux changements prevus dans les tuyauteries de la partie classique et pour apporter des modifications ou additions aux organes de commande des barres de reglage (installation d'un purgeur a azote sec pour les logements des organes de commande, afin de reduire les effets des fuites d'eau a travers les joints), n semble que c'etait la la cause principale du mauvais fonctionnement du systeme. La centrale a ete remise en service le 1er janvier 1963. Les essais, jusqu'a 100% de la puissance theorique a charge constante, etaient termines le 27 janvier 1963. Les resultats concordent parfaitement avec les previsions. De nouveaux essais pour etudier la maniere dont le reacteur repond a des variations subites de la demande se poursuivront au printemps 1963. (author) [Spanish] El grupo No. 1 de la central de Indian Point consta de un reactor de 585 MW(t), de agua a presion cuatro circuitos refrigerantes primarios con intercambiadores de calor horizontales, dos sobrecalentadores a petroleo de 500 000 kg/h y un turbogenerador de 275 000 kW. El combustible del reactor consiste en una mezcla de oxido de {sup 235}U totalmente enriquecido y de oxido de {sup 232}T. La central se encuentra a orillas del rio Hudson, a uno 40 km al norte de Nueva York. Debido a la proximidad de esa ciudad se adoptaron dispositivos especiales de seguridad intrinseca para evitar saltos bruscos de reactividad y- prevenir sus efectos radiologicos. La construccion quedo terminada en mayo de 1962. Se cargo el combustible en junio y el reactor alcanzo la criticidad inicial el 2 de agosto de 1962. En el curso del mismo mes, se efectuaron los ensayos de baja potencia, hasta 5 MW(t), a la temperatura ambiente y a temperaturas elevadas, y el 16 de septiembre de ese ano el turbogenerador se conecto por primera vez a la red de la Consolidated Edison. Hasta entrado el mes de noviembre, prosiguieron los ensayos a potencias de hasta 50% del valor teorico, con frecuentes detenciones automaticas, originadas en gran parte por perturbaciones en la seccion ''clasica'' de la central. En cuanto a la seccion nuclear, fueron sobre todo las fallas del mecanismo de mando de las barras de control que contribuyeron a la caida automatica de las barras y a las demoras en la reiniciacion de la marcha despues del paro. El 14 de noviembre de 1962 se detuvo la marcha de la central para proceder a los cambios previstos en las tuberias de la seccion ''clasica'' y para modificar y perfeccionar el mecanismo de mando de las barras de control. Esta ultima operacion comprendia la instalacion de un dispositivo de purga a base de nitrogeno seco para las cajas de los mecanismos de las barras de control, a fin de reducir al minimo los efectos de los escapes de agua, a traves de las juntas. Al parecer, dichas perdidas eran la causa principal de las indicaciones erroneas registradas en el sistema de control del reactor. La central se volvio a poner en servicio el lc de enero de 1963. El 27 de enero de 1963, se dio fin a los ensayos del reactor, con potencias hasta el 100%, en condiciones de carga constante. Los resultados de los ensayos concordaron satisfactoriamente con las previsiones. En la primavera de 1963 se continuaran las pruebas, para estudiar la manera en que el reactor responde a fluctuaciones rapidas de la demanda. (author) [Russian] Blok No. 1 Indian-pojntskoj yadernoj ehlektrostantsii sostoit iz reaktora s vodoj pod davleniem moshchnost'yu 585 mgvt, chetyrekh pervichnykh konturov okhlazhdeniya s gorizontal'nymi teploobmennikami, dvukh rabotayushchikh ka nefti paroperegrevatelej proizvoditel'nost'yu 1 100 tys. funtov/chas i turbogeneratora moshchnost'yu 275 tys. kvt. Toplivom v reaktore sluzhit smes' polnost'yu obogashchennoj okisi U{sup 235} i okisi Th{sup 232}. Stantsiya raspolozhena na reke Gudzon, primerno v 24 milyakh severnee N'yu-Jorka. V svyazi s takoj blizost'yu ot N'yu-Jorka v proekte stantsii byli predusmotreny dopolnitel'nye predokhranitel'nye ustrojstva dlya predotvrashcheniya otkloneniya reaktivnosti i radiatsionnykh ehffektov takogo otkloneniya. Stroitel'stvo zakoncheno v mae 1962 goda. Zagruzka topliva osushchestvlena v iyune, a 2 avgusta 1962 goda reaktor vpervye dostig kritichnosti. V techenie avgusta privodilis' ispytaniya ka maloj moshchnosti do 5 mgvt pri temperature okrukhaitsej sredy i povyshennoj temperature. 16 sentyabrya 1962 goda turbogenerator byl vpervye fazirovan s sistemoj Konsolidejtid Ehdison. Ispytanie reaktora na moshchnostyakh do 50% provodilos' do noyabrya i preryvalos' chastymi avtomaticheskimiostanovkami, bol'shaya chast' kotorykh byla vyzvana nepoladkami v neyadernoj chasti stantsii. Nepoladki v sisteme upravleniya privodov reguliruyushchikh sterzhnej byli samymi ser'eznymi pomekhami so storony yadernoj chasti stantsii dlya raboty s avtomaticheskim vvedeniem reguliruyushchikh sterzhnej i prichinoj zaderzhek s puskom reaktora posle avtomaticheskikh ostanovok. 14 noyabrya 1962 goda stantsiya byla ostanovlena dlya planovoj zameny truboprovodov v neyadernoj chasti stantsii i modifikatsij i dopolneniya sistemy provodov reguliruyushchikh sterzhnej. Poslednee vklyuchalo ustanovku sistemy ochistki sukhogo azota dlya kozhukhov privodov reguliruyushchikh sterzhnej, prednaznachennykh dlya svedeniya k minimumu ehffektov vody, prosachivayushchejsya cherez uplotneniya v kozhukhi reguliruyushchikh sterzhnej. Okazalos', chto ehto yavlyaetsya osnovnoj prichinoj nepravil'nykh pokazanij sistemy upravleniya reaktorom. Blok byl vnov' pushchen 1 yanvarya 1963 goda. Ispytanie reaktora na moshchnostyakh do 100% v usloviyakh stabil'noj nagruzki bylo zakoncheno 27 yanvarya 1963 goda. Rezul'taty ispytanij ochen' khorosho soglasuyutsya s raschetnymi kharakteristikami raboty reaktora. Sleduyushchie ispytaniya chuvstvitel'nosti reaktora k perekhodnym kolebaniyam nagruzki dolzhny byt' prodolzheny vesnoj 1963 goda. (author)

  8. Initial Operating Experience with the ''NPD'' Reactor; Experience recueillie pendant les premiers mois de fonctionnement du reacteur NPD; Pervyj opyt po ehkspluatatsii reaktora NPD; Experiencia inicial de funcionamiento del reactor NPD

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    McConnell, L. G. [Hydro-Electric Power Commission of Ontario, Toronto, Ontario (Canada)

    1963-10-15

    Canada's first nuclear power station, the Nuclear Power Demonstration station (NPD), is intended to serve as a means of proof-testing the performance of the Canadian type of station using natural uranium as fuel and heavy water as moderator and coolant. It reached full power on 28 June 1962. Although designed for base-load operation it will, during the early stages, be operated part of the time on high-capacity.runs and part of the time on improvement periods. Progress has been favourable so far; the first high-capacity run of six weeks'duration yielded a capacity factor of 70%. Improvements already made have increased safety, improved performance and demonstrated potential methods of capital-cost reduction for future stations. For example, shaft seals on primary coolant pumps have been modified for better performance, freezer-type vapour recovery equipment has been replaced in favour of absorption columns to reduce heavy-water vapour loss, and flow limiters are being installed in sample lines to reduce losses of heavy water in the event of joint failures. During December 1962 two simultaneous leaks from the on-power refuelling machine led to an unusual sequence of events in which a considerable amount of hot high-pressure heavy water was spilled into the reactor vault where it suffered a slight downgrading in isotopic purity. It was upgraded and the reactor returned to operation by the end of the month. All safety devices operated correctly during the incident as did the provisions for containment of heavy water. (author) [French] La premiere centrale nucleaire du Canada, NPD, est une centrale de demonstration, qui doit servir a verifier les performances des reacteurs fonctionnant a l'uranium naturel et utilisant de l'eau lourde comme ralentisseur et comme fluide de refroidissement. Elle a atteint sa pleine puissance le 28 juin 1962 bien que concue pour etre exploitee comme centrale de base, elle fonctionnera au debut comme centrale d'appoint, ce qui permettra d'y apporter des perfectionnements pendant les periodes d'arret complet. Les resultats obtenus jusqu'a present ont ete positifs; la premiere experience de fonctionnement, qui a dure six semaines, a permis d'obtenir un facteur de puissance de 70%. Les perfectionnements deja apportes ont permis d'augmenter la securite, d'ameliorer les performances et ont montre en meme temps qu*il etait possible de reduire les depenses d'investissement pour les centrales futures. On a, par exemple, modifie les joints d'arbre des pompes du circuit primaire de refroidissement pour obtenir de meilleures performances; les appareils de recuperation de la vapeur, a congelation', ont ete remplaces par des colonnes d'absorption de facon a reduire les pertes de vapeur d'eau lourde; des regulateurs de debit sont installes en certains points pour reduire les pertes d'eau lourde pour le cas ou des joints cederaient. En decembre 1962, deux fuites simultanees dans l'appareil de rechargement en puissance ont entraihe une serie inhabituelle d'incidents; une quantite importante d'eau lourde a haute pression et haute temperature a ete projetee dans l'enceinte du reacteur ou sa purete isotopique a ete legerement alteree. On a redonne a l'eau lourde la purete voulue et le reacteur a pu recommencer a fonctionner a la fin du mois. Touslesdispositift de securite, notamment ceux destines a parer aux fuites d'eau lourde, ont fonctionne correctement pendant l'accident. (author) [Spanish] La primera central nucleoelectrica del Canada, NPD, constituye una instalacion de demostracion, destinada a comprobar el funcionamiento de los reactores alimentados con uranio natural y moderados y refrigerados por agua pesada. Alcanzo su regimen normal de potencia el 28 de junio de 1962. Aunque ha sido disenada como central para la carga basica, en las primeras fases funcionara en parte como central para la carga de cresta, lo que permitira introducir mejoras durante los periodos de paro. Los resultados obtenidos hasta el presente fueron satisfactorios-, el primer ensayo de explotacion, que duro seis semanas, permitio alcanzar un factor de potencia del 70%. Los perfeccionamientos introducidos han permitido mejorar el grado de seguridad y el rendimiento, y han revelado la posibilidad de reducir los gastos de inversion en centrales futuras. Por ejemplo, se han modificado las empaquetaduras de las bombas del circuito primario de refrigeracion para alcanzar mayor rendimiento; el equipo de recuperacion de vapor por congelacion ha sido sustituido por columnas de absorcion a fin de reducir las perdidas de vapor de agua pesada; se estan instalando limitadores de flujo en algunas tuberias para disminuir las perdidas de agua pesada en el caso de averias en las juntas. En diciembre de 1962, dos escapes simultaneos que se produjeron en el aparato de realimentacion del reactor en marcha dieron origen a una serie de incidentes poco comunes; una cantidad considerable de agua pesada a alta presion y temperatura se derramo en el recinto del reactor, alterandose ligeramente su pureza isotopica. Luego de purificarse el agua, el reactor pudo reiniciar su funcionamiento a fines del mes. Todos los dispositivos de seguridad y en especial los destinados a evitar los escapes de agua pesada funcionaron correctamente durante el incidente. (author) [Russian] Rassmatrivaetsya pervaya yadernaya ehlektrostantsiya Kanady, demonstratsionnaya ehlektrostantsiya, prednaznachennaya dlya ispytaniya ehkspluatatsionnykh kachestv stantsij kanadskogo tipa, ispol'zuyushchikh v kachestve topliva prirodnyj uran, a v kachestve zamedlitelya i teplonositelya - tyazheluyu vodu. 28 iyunya 1962 goda ehta stantsiya dostigla polnoj moshchnosti. Nesmotrya na to, chto ona proektirovalas' dlya raooty na bazovoj nagruzke, v techenie pervykh stadij ona budet chast' vremeni rabotat' na vysokikh urovnyakh moshchnosti i chast' vremeni - na ponizhennykh moshchnostyakh dlya v-neseniya usovershenstvovanij. Do sikh por nablyudalsya progress; pervyj period raboty na vysokoj moshchnosti v techenie shesti nedel' dal koehffitsient ispol'zovaniya na moshchnost', ravnyj 70% Uluchsheniya, kotorye byli dostignuty, uvelichili bezopasnost', povysili ehkspluatatsionnye kharakteristiki i prodemonstrirovali potentsial'nye metody snizheniya kapital'nykh zatrat dlya budushchikh stantsij. Tak, naprimer, v tselyakh uluchsheniya ehkspluatatsionnykh kachestv byli vidoizmeneny uplotneniya valov na nasosakh okhladitelya pervogo kontura; oborudovanie tipa kholodil'nikov, ispol'zovavsheesya dlya regeneratsii para, bylo zameneno pogloshchayushchimi kolonkami s tsel'yu umen'sheniya poteri para v tyazheloj vode. Ustanavlivayutsya takzhe ogranichiteli potoka vody v liniyakh dlya vzyatiya prob s tsel'yu umen'sheniya poteri tyazheloj vody v sluchayakh neispravnostej v soedineniyakh. V dekabre 1962 goda dve odnovremennye utechki iz mashiny, proizvodyashchej zagruzku topliva, priveli k neobychnomu obstoyatel'stvu, pri kotorom znachitel'noe kolichestvo goryachej tyazheloj vody pod vysokim davleniem popalo v kameru reaktora, gde proizoshlo neznachitel'noe umen'shenie ee izotopnoj chistoty, kotoraya zatem byla prevyshena i reaktor byl vnov' pushchen v kontse mesyatsa. Vo vremya avarii vse ustrojstva po bezopasnosti rabotali tochno i obespechili uderzhanie tyazheloj vody. (author)

  9. Operating Experience with the VERA Zero-Energy Fast Reactor; Fonctionnement du Reacteur VERA a Neutrons Rapides, de Puissance Zero; Opyt ehkspluatatsii reaktora VERA na bystrykh nejtronakh nulevoj moshchnosti; Experiencia Adquirida con el Reactor Rapido VERA de Potencia Nula

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Weale, J. W.; McTaggart, M. H.; Goodfellow, H.; Paterson, W. J. [Atomic Weapons Research Establishment, Aldermaston (United Kingdom)

    1964-02-15

    The design of a two-halves zero-energy fast reactor is briefly described, particular emphasis being placed on those features which determine the practicability and precision of reactor physics measurements. The advantages and disadvantages of the design are discussed with reference to the two years' operating experience of the reactor. The following topics are dealt with: the experimental convenience of the lay-out and of the two halves design; the size and precision of the fuel pieces and the accuracy of location of the fuel elements; the effects of edge irregularities and heterogeneity of structure on the accuracy with which the critical mass of an 'ideal' equivalent assembly is determined; reproducibility of the critical condition after dismantling the assembly, or separating the two halves; variation of reactivity with separation of the halves, including effects of asymmetric loading; sensitivity of various counters, neutron source strength, use of an accelerator neutron source; speed of response of safety circuits and consequent restrictions on rate of assembly of the two halves; additional precautions necessary in using plutonium fuel; and notes on the accuracy of measurement of reactivity and on the practical limitations affecting various other reactor physics measurements. (author) [French] Les auteurs decrivent brievement ce modele de reacteur a neutrons rapides et de puissance zero construit en deux moities, en insistant particulierment sur les caracteristiques qui determinent la possibilites de faire des mesures relatives a la physique des reacteurs et la precision de ces mesures. Ils exposent les avantages et les inconvenients de ce modele compte tenu de l'experience acquise au cours des deux annees de fonctionnement du reacteur. Ils traitent les sujets suivants: interet pratique, au point de vue experimental, du plan de ce reacteur et de sa constitution en deux moities; dimension et precision des pieces de combustible et exactitude de l'emplacement des elements combustibles; incidences des irregularites des faces et de l'heterogeneite de la structure sur l'exactitude avec laquelle on determine la masse critique d'un assemblage equivalent 'ideal'; possibilite de reproduire l'etat critique apres avoir demonte l'assemblage ou separe les deux moities; variation de la reactivite lors de la separation des deux moities, et effets d'un chargement asymetrique; sensibilite de divers compteurs, intensite de la source de neutrons, utilisation d'un accelerateur comme source de neutrons; vitesse de reponse des circuits de securite et restrictions qu'elle peut entrainer pour la vitesse d'assemblage des deux moities; precautions supplementaires qu'il faut prendre pour utiliser le plutonium comme combustible; notes sur l'exactitude des mesures de la reactivite et sur les limitations d'ordre pratique imposees a diverses autres mesures en physique des reacteurs. (author) [Spanish] Los autores describen brevemente las caracteristicas de un reactor rapido de potencia nula de dos mitades, en especial las que determinan la posibilidad de efectuar mediciones de precisidn en la esfera de la fisica de los reactores. Examinan las ventajas e inconvenientes de este tipo de reactor, basandose en la experiencia adquirida durante dos anos de funcionamiento. Exam in an los siguientes temas: ventajas, desde el punto de vista experimental, de la disposicion y de la construccidn en dos mitades; dimensiones y tolerancias de los elementos combustibles, y precisian con la que se puede determinar la posicion de dichos elementos; influencia de las irregularidades marginales y de heterogeneidad estructural sobre la exactitud con la que se determine la masa critica de un conjunto 'ideal' equivalente; posibilidad de reproducir las condiciones criticas despues de desmontar el conjunto o de separar las dos mitades; variaciones de la reactividad cuando se separan las dos mitades, en especial los efectos de una carga asimetrica; sensibilidad de varios contadores, intensidad de la fuente neutronica, empleo de un acelerador para producir neutrones; velocidad de respuesta de los circuitos de seguridad y restricciones subsiguientes en lo que atafle a la velocidad con que se pueden unir las dos mitados; precauciones adicionales necesarias al utilizar plutonio como combustible; notas sobre la precision de las mediciones de reactividad y sobre las limitaciones practicas que afectan a otras mediciones relacionadas con la fisica de los reactores. (author) [Russian] Daetsja kratkoe opisanie konstrukcii reaktora na bystryh nejtronah nule- voj moshhnosti, sostojashhego iz dvuh odinakovyh chastej. Pri jetom osoboe vnimanie udeljaetsja tem chertam, kotorye opredeljajut praktichnost' i obespechivajut tochnost' izmerenij po fizi- ke reaktorov. Obsuzhdajutsja preimushhestva i nedostatki konstrukcii s ssylkoj na dvuhlet- nij opyt jekspluatacii reaktora. Rassmatrivajutsja sledujushhie temy:prisposoblennost' proekta i konstrkcii iz dvuh odinakovyh chastej dlja provedenija jeksperimental'nyh issle- dovanij; razmer i kachestvo obrabotki toplivnyh blokov i tochnost' razmeshhenija toplivnyh jelementov; vlijanie granichnyh neravnomernostej i geterogennosti struktury na tochnost' opredelenija kriticheskoj massy ''ideal'noj'' jekvivalentnoj sborki; vosproizvodimost' kri- ticheskogo uslovija posle demontirovanija sborki ili razdelenija dvuh chastej; izmenenie reak- tivnosti s razdeleniem chastej, v tom chisle vlijanie nesimmetrichnoj zagruzki;chuvstvitel'- nost' razlichnyh schetchikov, moshhnost' istochnika nejtronov, ispol'zovanie istochnika uskorennyh nejtronov; bystrota otvetnoj reakcii konturov avarijnoj zashhity i posledujushhie ogranichenija skorosti sobiranija chastej; dopolnitel'nye predupreditel'nye mery, neobho- dimye pri ispol'zovanii plutonija; primechanija otnositel'no tochnosti izmerenija reaktiv- nosti i otnositel'no prakticheskih ogranichenij, vlijajushhih na razlichnye drugie izmerenija po fizike reaktorov. (author)

  10. Determination of the Effectiveness of Control Rods in the VVER Reactor Fuel Assemblies; Determination de l'Efficacite des Barres de Reglage dans les Ensembles Combustibles du reacteur VVER; Opredelenie ehffektivnosti reguliruyushchikh sterzhnej v sborkakh reaktora VVEHR; Determinacion de la Eficacia de las Barras de Control en los Conjuntos de Elementos Combustibles del Reactor VVER

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Semenov, V. N.; Lunin, G. L.; Komissarov, L. V.; Kamyshan, A. N.; Halizev, V. I.; Andrianov, G. Ja.; Voznesenskij, V. A.; Kuz' micheva, V. A.; Lebedev, V. I. [Ordena Lenina Institut Atomnoj Energii Im. I.V. Kurchatova, Moskva, SSSR (Russian Federation)

    1964-06-15

    The paper describes experiments done in homogeneous mock-ups of the fuel assemblies from the VVER Reactor (at one level of enrichment) to determine the effectiveness of absorbing systems comprising shim fuel assemblies or water cavities and of absorbing rods clad in jackets made of differing materials. The paper also gives data on some experiments that have been done in mock-ups of assemblies with differing levels of enrichment. These experiments make it possible to verify the methods used in calculation and to evaluate the prospects of using them for heterogeneous reactors. (author) [French] Le memoire decrit les experiences qui ont ete faites pour determiner l 'efficacite des absorbants contenus dans les barres de compensation, l'effet cavitaire et l 'efficacite des absorbants gaines de materiaux divers, au moyen d'assemblages homogenes de cartouches de combustible du reacteur VVER (reacteur de puissance ralenti et refroidi a l 'eau ayant le meme taux d'enrichissement. On y trouve en outre des donnees sur certaines experiences executees a l 'aide d'assemblages de cartouches de combustible taux d'enrichissement differents. Ces travaux permettent de verifier la methode de calcul et d'evaluer ses possibilites d'application aux reacteurs non homogenes. (author) [Spanish] Se describen en la memoria experimentos para determinar la eficacia de los materiales absorbentes contenidos en las barras de compensacion, el efecto de cavitacion y la eficacia de los materiales absorbentes revestidos de diversos materiales, realizados con ayuda de los conjuntos homogeneos de elementos combustibles del reactor VVER (reactor de potencia moderado y refrigerado por agua) con un solo grado de enriquecimiento. Ademas, se exponen datos sobre los experimentos efectuados con ayuda de conjuntos de grados de enriquecimientos; variados. Tales experimentos permiten verificar el metodo de calculo teorico, utilizad o y evaluar la posibilidad de aplicarlo a los reactores no homogeneos. (author) [Russian] V doklade opisyvajutsja jeksperimenty po opredeleniju jeffektivnosti poglotitelej kompensirujushhih kasset vodjanyh polostej i poglotitelej kompensirujushhih k a s set vodjanyh polostej i poglotitelej s chehlami iz razlichnyh materialov na odnorodnyh sborkah, sostojashhih iz kasset s razlichnym obogashheniem. Krome t o go , privodjatsja dannye po nekotorym jeksperimentam na sborkah iz kasset s razlichnym obogashheniem. Jeti jeksperimenty pozvoljajut proverit' metodiku ra sch eta i ocenit' vozmozhnosti ee primenenija dlja neodnorodnyh reaktorov . (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  13. Commissioning Experience from the Agesta Nuclear Power Plant; Experience acquise lors des essais de mise en service de la centrale nucleaire d'Agesta; Opyt po vvedeniyu v ehkspluatatsiyu yadernoj ehnergeticheskoj ustanovki Agesta; Experiencia adquirida con la puesta en marcha de la central nucleoelectrica de Agesta

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rydell, N. [Aagesta Kraftvarmewerk, Farsta (Sweden)

    1963-10-15

    The Agesta Nuclear Power Plant is a pressurized heavy water reactor of the pressure vessel type, fuelled with natural uranium. It was commissioned with light water from December 1962 to May 1963. Observations of a more general interest were made during this commissioning essentially on the following topics; (a) cleanliness of primary circuit (b) valve operation (c) pressurization of the primary circuit (d) water leakage (e) refuelling machinery (f) containment testing. (author) [French] Il s'agit d'un reacteur a uranium naturel et a eau lourde pressurisee, du type a caisson sous pression. Les essais de mise en service ont ete faits avec de l'eau ordinaire, de decembre 1962 a mai 1963. La mise en service a permis de faire des observations d'interet general sur les sujets suivants: a) non-contamination du circuit primaire; b) fonctionnement des vannes; c) maintien sous pression du circuit primaire; d) fuites d'eau; e) appareils de chargement du combustible; f) essais d'isolement. (author) [Spanish] La central nucleoelectrica de Agesta posee un reactor de agua pesada del tipo de recipiente de presion, con combustible de uranio natural. Se mantuvo en funcionamiento con agua ligera entre diciembre de 1962 y mayo de 1963. Durante esta prueba, se efectuaron observaciones de interes mas general, relacionadas esencialmente con las siguientes cuestiones: a) limpieza del circuito primario; b) funcionamiento de las valvulas; c) presion del circuito primario; d) perdidas de agua; e) dosposiciones de reposicion del Combustible; f) ensayos de confinamiento. (author) [Russian] Yadernaya ehnergeticheskaya ustanovka Agesta predstavlyaet soboj tyazhelovodnyj reaktor pod davleniem, ispol'zuyushchij prirodnyj uran v kachestve topliva. Reaktor byl vveden v ehkspluatatsiyu na obychnoj vode v period s dekabrya 1962 goda po maj 1963 goda. Zamechaniya bolee obshchego kharaktera byli sdelany vo vremya ehkspluatatsii v osnovnom po sledukhshchim temam: a) chistota pervichnogo kontura; b

  14. The Dow Ethyl Bromide Process: An Industrial Application of Radiation Chemistry; Application industrielle de la radiochimie a la production de bromure d'ethyle; Promyshlennoe primenenie radiatsionnoj khimii dlya proizvodstva ehtilbromida (metod dau); Aplicacion industrial de los efectos quimicos de las radiaciones a la produccion de bromuro de etilo

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Harmer, D. E.; Beale, J. S.; Pumpelly, C. T.; Wilkinson, B. W. [Dow Chemical Company, Midland, MI (United States)

    1963-11-15

    chertezhi i fotografii proizvodstvennoj ustanovki i provedeno obsuzhdenie radiatsionnogo vykhoda. Obsuzhdayutsya opytnye dannye, poluchennye vo vremya puska i ehkspluatatsii ustanovki. (author)

  15. 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

    '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

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

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  18. Industrial Sterilization st the Electron Linear-Accelerator Facility at Risoe; Sterilisation industrielle a l'aide de l'accelerateur lineaire d'electrons de Riso; Promyshlennaya sterilizatsiya oblucheniem na linejnom uskoritele ehlektronov v Rizo; Esterilizacion industrial con ayuda del acelerador lineal de electrones de Riso

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    Brynjolfsson, A.; Holm, N. W.; Tharup, G.; Sehested, K. [Accelerator Section, Danish Atomic Energy Commission, Research Establishment Risoe (Denmark)

    1963-11-15

    por contrato con empresas industriales. El acelerador produce un haz electronico estable de 10 MeV con una potencia media de 5 kW. El haz puede extraerse en linea recta o a traves de un dispositivo desviador y barredor. Este ultimo se emplea en las irradiaciones industriales. El material que se ha de irradiar atraviesa el campo en una cinta transportadora de velocidad regulable entre 0,2 y 600 mm/s, lo que permite variar la dosis en un intervalo muy grande sin modificar el ajuste del acelerador. El aparato funciona desde el otofio de 1960 para las instituciones cientificas de Dinamarca, y, a partir de 1961, tambien para la esterilizacion de instrumentos medicos, por ejemplo, jeringas, sondas, aparatos para transfusion e infusion, etc. El numero de articulos tratados aumento regularmente, habiendose irradiado unos 3000 paquetes en el primer trimestre de 1963. Cada paquete puede contener, por ejemplo, 900 jeringas de 2 cm. Se han dedicado muchos esfuerzos a mejorar las tecnicas de irradiacion, estudiandose entre otros aspectos el empleo de sistemas reflectores, la regulacion automatica de la dosis, el control dosimetrico y el empleo de indicadores cromaticos. La memoria revisa sucintamente estos importantes detalles tecnicos y describe los procesos de manipulacion, control y dosimetria empleados en la esterilizacion. Para terminar, proporciona algunos datos sobre el costo de explotacion del proceso. (author) [Russian] Poluchenie doz vysokikh moshchnostej na moshchnykh uskoritelyakh yavlyaetsya tsennym v smysle vozmozhnosti provedeniya teoreticheskikh, fizicheskikh i khimicheskikh issledovanij i takzhe opytnoj ehkspluatatsii ustanovok do promyshlennogo vnedreniya protsessov. Linejnyj uskoritel' v .Rizo ispol'zuetsya dlya takikh tselej i, v tom chisle, dlya oblucheniya meditsinskikh priborov dlya promyshlennykh firm po kontraktam. Ehtot linejnyj uskoritel' daet ustojchivyj puchok ehlektronov s ehnergiej 10 Mehv i srednej moshchnost'yu 5 kvt. Puchok mozhet byt' napravlen

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

    simple y circulacion natural. La participacion mancomunada puede revestir diversas formas. Una de las principales consiste en contribuir a enjugar el deficit que puede producirse en las centrales nucleoelectricas durante los primeros anos de su explotacion. Esta participacion de la EURATOM ha alentado la construccion de algunas centrales nucleoelectricas; ha permitido ademas, y permitira aun, reunir informaciones que seran de suma utilidad en los proximos afios, durante los cuales los problemas que plantea el funcionamiento de los reactores seran decisivos para el desarrollo de la energia atomica. (author) [Russian] Odnim iz sredstv, primenyaemykh Komissiej Evratoma v tselyakh obespecheniya razvitiya evropejskoj yadernoj promyshlennosti, yavlyaetsya programma, imenuemaya ''uchastie v soobshchestve''. Ehta programma pozvolyaet Komissii prinyat' uchastie v predelakh obshchikh raskhodov v summe 32 mln. raschetnykh edenits po evropejskoj sisteme v toj oblasti, kotoraya otnositsya k ehnergeticheskim reaktoram. V obmen predostavlyaetsya informatsiya o konstruktsii i poryadke ehkspluatatsii ehtikh reaktorov. Postupivshie do poslednego vremeni ot trekh obshchestv predlozheniya pozvolili podpisat' kontrakt. Obshchestva sleduyushchie: a) Natsional'noe obshchestvo po atomnoj ehnergii (SENN), kotoroe vedet v Italii stroitel'stvo ehlektrostantsii na 150 mgvt (ehl) netto s kipyashchim reaktorom s dvojnym tsiklom; b) Yuzhnoe ital'yanskoe obshchestvo po atomnoj ehnergii (SIMEA), kotoroe zanyato v Italii stroitel'stvom ehlektrostantsii na 200 mgvt (ehl) netto s uranovo-grafitovym reaktorom s uglekislym gazom v kachestve teplonositelya; c) Franko-bel'gijskoe obshchestvo po yadernoj ehnergii Ardenn (SENA), kotoroe predprinyalo na franko-bel'gijskoj granitse stroitel'stvo ehlektrostantsii s vodyanym reaktorom pod davleniem. Ozhidaetsya, chto stantsiya smozhet dostich' i, veroyatno, prevzojti moshchnost' v 242 mgvt (ehl) netto. Krome togo, Komissiya raspolagaet zaprosami ob uchastii v

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

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

    1963-10-15

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

  3. Efficiency of the Shut-Down and Safety Equipment and the Kinetic Characteristics of the G2 and G3 Reactors; Efficacite des dispositifs de secours et de securite et caracteristiques cinetiques des piles G2 et G3; Ehffektivnost' sistem avarijnoj zashchity reaktorov G.2 i G.3 i kineticheskie kharakteristiki ehtikh sistem; Caracteristicas cineticas y eficacia de los dispositivos de auxilio y de seguridad de los reactores G2 y G3

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    Henri, C.; Plisson, J.; Teste duBailler, A. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1963-10-15

    dispositivos de seguridad instalados. (author) [Russian] Opyt, priobretennyj v techenie neskol'kikh let ehkspluatatsii reaktorov G.2 i G.3, daet vozmozhnost' podtverdit' vysokuyu stepen' bezopasnosti raboty semejstva reaktorov na prirodnom urane, grafite i gaze. Opisyvayutsya ustanovki avarijnoj zashity, kotorye pozvolyaet predotvrashchat', s odnoj storony, takie avarii kak prekrashchenie postupleniya ehlektroehnergii v raspredelitel'nuyu set', ostanovka tsirkulyatsii gaza, prekrashchenie podachi vody i t.d., i, s drugoj storony, takie avarii, kak razrushenie obolochki, mestnye peregrevy, poterya zhidkogo teplonositelya i t.d. Printsipial'nye skhemy dayut ob{sup y}asnenie rabote ehtikh ustanovok. Izuchaetsya, glavnym obrazom, ehlektrosnabzhenie i ''kontrol''' pri avarijnykh situatsiyakh, avarijnoe snabzhenie vodoj i tsepochka avarijnoj zashchity. Ukazyvayutsya posledovatel'nye izmeneniya i uluchsheniya ehtikh ustanovok S pomoshch'yu ehksperimental'nogo issledovaniya povedeniya reaktorov na nestatsionarnom rezhime vyyavlyayutsya vnutrenne prisushchie ehtim reaktoram kharakteristiki zashchity. Issledovaniya pozvolyayut podttverdit' prigodnost' raschetnogo metoda. (author)

  4. 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

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    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

    nichtozhno malym dlya ikh rastvorov. Izuchaetsya zakhvat tseziya ionom ammiaka. Preimushchestvami predlagaemogo sposoba yavlyayutsya: vysokaya stepen' dezaktivatsii tseziya, prostota operativnogo sposoba s legkoj retsirkulyatsiej reaktiva, vysokij vykhod izvlecheniya tseziya i dipikrilamina, znachitel'naya kontsentratsiya aktivnosti tseziya, provedenie ehtogo sposoba pri komnatnoj temperature, vozmozhnost' ehkspluatatsii pri nepreryvnom rezhime. Izvlechenie tseziya ehtim sposobom mozhet osushchestvlyat'sya do udaleniya nekotorykh produktov deleniya. (author)

  5. Elements of a thermic method of preparing beta-sources with fused carriers, including strontium-90; Elements d'une methode thermique de preparation de sources beta avec des entraineurs fondus, y compris le strontium-90; Osnovy termicheskogo metoda prigotovleniya beta-istochnikov s plavlennymi nositelyami, vklyuchayushchimi strontsij-90; Bases de un metodo termico de preparacion de fuentes beta con portadores fundidos, incluido el estroncio-90

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bogdanov, N I; Zakharova, K P; Zimakov, P V; Kulichenko, V V

    1962-01-15

    avtomaticheskogo kontrolya i regulirovaniya proizvodstvennykh protsessov. Tekhnologicheskij protsess izgotovleniya istochnikov osnovan na obezvozhivanii smesi, sostoyashchej iz radioaktivnogo rastvora azotnokislogo strontsiya i komponentov tipa bornogo angidrida, okisi kremniya, okisi alyuminiya i dr. Termicheskaya obrabotka obezvozhennoj smesi pri vysokoj temperature privodit k obrazovaniyu legkopodvizhnogo rasplava, posle okhlazhdeniya kotorogo poluchaetsya steklovidnaya massa, vklyuchayushchaya v sebya neobkhodimye kolichestva radioizotopa Sr{sup 90}. Privodyatsya dannye i obsuzhdayutsya rezul'taty issledovaniya protsessa obezvozhivaniya sistemy SrO-B{sub 2}O{sub 3}-SiO{sub 2} v intervale temperatur' 100 - 1000{sup o} i obosnovyvaetsya vybor osnovnykh parametrov tekhnologicheskogo protsessa. Izlagayutsya osnovy metoda naneseniya steklovidnogo preparata s neobkhodimym kolichestvom radioizotopa Sr{sup 90} na podlozhki razlichnykh form i razmerov iz stali, keramiki i drugikh materialov. Rassmatrivayutsya osnovnye parametry, kharakterizuyushchie nadezhnost' i bezopasnost' v ehkspluatatsii razlichnykh tipov istochnikov i privodyatsya dannye po istochnikam na osnove Sr{sup 90}, izgotavlivaemym termicheskim metodom. (author)

  6. 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}

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

    1963-11-15

    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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

    'noj laboratorii, gde sooruzhaetsya kriticheskaya sborka na bystrykh nejtronakh - ZPR-VI na ee stantsii po izucheniyu fiziki reaktorov na bystrykh nejtronakh v Lemonte, shtat Illinojs. ZPR-VI yavlyaetsya ustrojstvom s dvumya dvizhushchimisya polovinami aktivnoj zony, kotoroe analogichno reaktoru ZPR-III. On imeet ob'em priblizitel'no v dva s polovinoj raza prevyshayushchij ob'em bolee rannego reaktora, i budet ispol'zovat'sya dlya issledovanij fiziki krupnykh sistem na sil'no razbavlennom toplive, metallicheskom i metallokeramichesko m toplive, bez zamedleniya ili s chastichnym zamedleniem, imeyushchim ob'emy aktivnoj zony priblizitel'no do 1500 litrov. V doklade budet dano podrobnoe opisanie ZPR-VI i budut obsuzhdeny kriterii, kotorye ispol'zovalis' pri proektirovanii ego razlichnykh komponentov s tochki zreniya reaktornoj fiziki. Krome togo, v doklad budut vklyucheny takie voprosy, kak upravlenie i ehkspluatatsiya, potentsial'naya opasnost' vo vremya ehkspluatatsii, ehksperimental'ny e metody i stoimost' stroitel'stva. (author)

  8. Detailed design of a fixed filter-paper alpha-air-monitor with less than 15-min response time; Detecteur d'aerosols contenant des emetteurs alpha, muni d'un papier filtre fixe, a temps de reponse inferieur a quinze minutes; Podrobnaya konstruktsiya vozdushnogo registratora al'fa-chastits s fiksirovannym bumazhnym fil'trom so vremenem srabatyvaniya menee pyatnadtsati minut; Monitor de hoja de papel filtro fija para emisores alfa suspendidos en el aire, cuyo tiempo de reaccion es inferior a 15 minutos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gentry, W O; Seaborn, G B [Oak Ridge Gaseous Diffusion Plant, Oak Ridge, TN (United States)

    1962-04-15

    'zovanie spetsial'noj differentsiruyushchej skhemy dlya podachi trevozhnogo signala, kogda skorost' uvelicheniya radioaktivnosti prevyshaet skorost', kotoruyu mozhno ozhidat' ot sutochnykh kolebanij v urovnyakh radioaktivnosti atmosfery. V modeli ehtogo pribora ispol'zuetsya vakuumnyj nasos dlya otkachivaniya vozdukha cherez bumazhnyj fil'truyushchij disk, kotoryj sobiraet vkhodyashchie v nego chastitsy pyli. Al'fa-radiatsiya pyli obnaruzhivaetsya s pomoshch'yu stsintillyatsionnogo detektora. Ehlektronnaya skhema sostoit iz usilitelej i skorostnykh skhem, kotorye obespechivayut pokazaniya obnaruzhennoj radioaktivnosti, proportsional'noj ee urovnyu i skorosti izmeneniya takogo urovnya. Odna skhema ispol'zuet spetsial'nyj ochen' moshchnyj ehlektrolitnyj kondensator, kotoryj proshel tshchatel'nye ispytaniya, dlya opredeleniya otsutstviya kakoj-libo utechki. Krome togo, osoboe vnimanie udelyalos' probleme predotvrashcheniya vozdejstviya na signal statisticheskikh fluktuatsij. V tsepi ispol'zuetsya dvenadtsat' tranzistorov. Ehtot pribor otlichaetsya malym razmerom, prostotoj i ehkonomichnost'yu pri proizvodstve i ehkspluatatsii, kotorykh nedostaet drugim priboram izvestnoj konstruktsii. Kontsentratsiya uranovoj pyli svyshe 2,1 x 10{sup -10} mikrokyuri/cm{sup 3} (v tri s polovinoj raza bol'she maksimal'no dopustimoj kontsentratsii dlya 40-chasovogo oblucheniya v nedelyu) mozhet byt' obnaruzhena priblizitel'no cherez 15 minut. Krome togo, on mozhet byt' ispol'zovan dlya izmereniya srednej ezhenedel'noj kontsentratsii uranovoj pyli putem udaleniya bumazhnogo fil'tra i izmereniya ego radiatsionnogo urovnya posle sootvetstvuyushchego perioda raspada. (author)