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Sample records for termoyadernykh reaktorov sleduyushchego

  1. Základy fúzní energetiky III. – Reaktorové technologie

    Czech Academy of Sciences Publication Activity Database

    Entler, Slavomír; Mlynář, Jan; Dostál, V.

    Srpen (2016), č. článku 14587. ISSN 1801-4399 Institutional support: RVO:61389021 Keywords : Nuclear fusion * reactor technologies * plasma Subject RIV: JF - Nuclear Energetics http://energetika.tzb-info.cz/elektroenergetika/14587-zaklady-fuzni-energetiky-iii-reaktorove-technologie

  2. 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

    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

  3. Group cross-sections for fast reactors; Sections efficaces de groupes pour les reacteurs a neutrons rapides; Gruppovye secheniya reaktorov na bystrykh nejtronakh; Secciones eficaces de grupos para reactores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Zweifel, P P [University of Michigan, Ann Arbor, MI (United States); Ball, G L [Atomic Power Development Associates, Inc., Detroit, MI (United States)

    1962-03-15

    entre coeficientes de difusion de grupos, capacidad de moderacion y secciones eficaces de absorcion. Se demuestra que la definicion de las secciones eficaces de absorcion de grupos basada en integrales de resonancia eficaz que se emplea frecuentemente no es correcta, siendo preciso modificarla de acuerdo con el metodo de grupos multiples que se utilice. (author) [Russian] Daetsya obshchij obzor mnogogruppovykh diffuzionnykh uravnenij i rassmatrivaetsya pravil'naya forma gruppovykh poperechnykh sechenij. V chastnosti, pokazano, chto srednee poperechnoe sechenie perenosa mozhet do nekotoroj stepeni priblizitel'no byt' vyrazheno v vide srednej velichiny svobodnogo probega. Podschet takogo kolichestva zanimaet mnogo vremeni, tak kak on ne poddaetsya vyrazheniyu v vide ehlementarnogo usredneniya ; odnako podtverdilis' nekotorye neravnomernosti chto uproshchaet neobkhodimyj metod usredneniya. Rassmatrivayutsya tri sleduyushchikh voprosa gruppovykh poperechnykh sechenij, kotorye chasto ignoriruyutsya, no kotorye mogut imet' znachenie pri detal'nom izuchenii proekta : a) Ispol'zovanie odnoj i toj zhe serii usrednennykh po gruppam sechenij dlya vsekh reaktorov na bystrykh nejtronakh nichego ne daet, esli spektry razlichnykh reaktorov ne odinakovy i esli secheniya bystro izmenyayutsya v gruppe; takoe polozhenie chasto imeet mesto. Daetsya opisanie metoda povtoreniya, posredstvom kotorogo ustanavlivaetsya pravil'noe usrednenie, i ehtot metod ispol'zuetsya dlya opredeleniya vliyaniya spektral'nykh ehffektov na reaktornye raschety. b) Pri raschetakh perenosa, takikh, kak S{sub n} usredneniya dolzhny byt' vypolneny kak po uglu, tak i po ehnergii. Tak kak potok nel'zya razdelit' na 'uglovoj' i 'ehnergeticheskij', neobkhodimo ochen' tshchatel'no izbegat' oshibochnykh rezul'tatov. Uravnenie S{sub n} izuchaetsya v vide prostoj modeli, i poluchaetsya kriterij, kotoryj mozhet okazat'sya poleznym pri opredelenii znacheniya uglovoj nerazdelimosti v reaktornykh raschetakh. c) Na osnove

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Yiftah, S [Israel Atomic Energy Commission (Israel)

    1962-03-15

    fisionables por neutrones termicos ({sup 239}Pu y {sup 241}Pu), cuanto mas impuro sea el plutonio, tanto menor sera la masa critica y mayor la razon de reproduccion. Tomando como ejemplo el reactor de 1500 l, se comprobo ademas que al eliminar un 40 por ciento del sodio inicialmente presente en el cuerpo, la variacion de reactividad tiende a ser negativa a medida que aumenta la proporcion de isotopos superiores contenidos en el combustible de plutonio (en forma de metal, oxido o carburo). (author) [Russian] Izotopnyj sostav plutoniya, kotoryj dolzhen ispol'zovat'sya v kachestve goryuchego dlya reaktorov na bystrykh nejtronakh, budet zaviset' ot istochnika polucheniya plutoniya. V printsipe vozmozhny tri razlichnykh istochnika: a) proizvodyashchie reaktory; b) teplovye ehnergeticheskie reaktory (ispol'zuyushchie v kachestve topliva estestvennyj ili obogashchennyj uran); c) zony vosproizvodstv a reaktora na bystrykh nejtronakh. V osnovnom istochnik (a) i v nekotorom otnoshenii istochnik (s) budut davat' sravnitel'no 'chistyj' plutonij, t.e. glavnym obrazom plutonij-239, togda kak plutonij iz istochnika (b) budet 'gryaznym', t.e. plutoniem, bogatym izotopami plutoniya-240, plutoniya-241 i plutoniya-242. Stepen' 'zagryazneniya' budet zaviset' ot tipa reaktora, velichiny vygoraniya i voobshche ot istorii oblucheniya topliva. V takom sluchae voznikaet vopros, mozhno li ispol'zovat' v kachestve goryuchego dlya reaktorov na bystrykh nejtronakh lyubye vidy plutoniya. Dlya izucheniya vliyaniya razlichnogo izotopnogo sostava plutonievogo topliva v metallicheskom, oksidnom i karbidnom vide na rabotu reaktorov na bystrykh nejtronakh byli osushchestvleny ogranichennye serii podschetov po 16-gruppovoj diffuzionnoj teorii sfericheskoj geometrii s pomoshch'yu 16-gruppovogo komplekta poperechnykh sechenij, razrabotannogo nedavno Iftakhom, Okrentom i Mol'dauerom s ispol'zovaniem trekh razlichnykh vidov plutoniya, nachinaya s chistogo plutoniya-239 i povyshaya kolichestvo bolee vysokikh izotopov

  7. Control Rods in high-Flux Swimming-Pool Reactors; Les Barres de Controle dans les Piles Piscines a Haut Flux; Reguliruyushchie sterzhni dlya reaktorov bassejnovogo tipa s vysokoj plotnost'yu nejtronnogo potoka; Las Barras de Control en los Reactores Tipo Piscina de Flujo Elevado

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ageroni, P.; Blum, P.; Denielou, G.; Denis, P.; Meunier, C. [Centre d' Etudes Nucleaires de Grenoble (France)

    1964-06-15

    etudes en cours sur les barres de controle des piles piscine a coeur ouvert fonctionnant dans la bande de 10 a 30 MW. (author) [Spanish] La memoria examina los problemas planteados por las barras de control en los reactores de investigacion de tipo piscina abierta, de alta potencia especifica y elevado flujo, basandose en calculos y experimentos efectuados durante la construccion del reactor SILOE. Expone asimismo la experiencia adquirida con las barras de control mientras el reactor funcionaba a 13 MW. Examina sucesivamente: a) Los balances de reactividad y los valores de esta para los diversos tipos de barras de control que se han ensayado (cadmio, B4C, tierras raras, y combinaciones de estas sustancias); b) los picos de flujo que la presencia de barras de control crea en el cuerpo del reactor, su influencia sobre la potencia especifica, los flujos rapidos que se pueden obtener y los medios para incrementarlos; c) los problemas tecnologicos planteados por la construccion de las barras; d) los problemas de refrigeracion, vibracion, deformacion y tiempo necesario para introducirlos en el reactor. Para terminar, describe someramente loe estudios que se estan realizando con las barras de control de reactores de tipo piscina de cuerpo abierto cuando funcionan en el intervalo de potencias comprendido entre 10 y 30 MW. (author) [Russian] 1. V svete raschetov i jeksperimentov, provedennyh pri postrojke reaktora STLOE , rassmatrivajutsja problemy, voznikajushhie v svjazi s regulirujushhimi sterzhnjami dlja issledovatel'skih reaktorov otkrytogo bassejnovogo tipa s bol'shoj udel'noj moshhnost'ju i s vysokoj plotnost'ju nejtronnogo potoka. Privodjatsja takzhe rezul'taty ispytanija jetogo reaktora pri .moshhnosti 13 mgvt v svjazi s razlichnymi regulirujushhimi sterzhnjami. 2. Posledov atel'no rassmatrivajutsja sledujushhie problemy: a) balans reaktivnosti i reaktivnaja sposobnost' podvergnutyh ispytanijam regulirujushhih sterzhnej razlichnyh tipov (kadmij, B{sub 4}C , redkie zemli

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

    introduccion de cambios en el manejo de los reactores ya existentes, como instrumentos de investigacion en la esfera de la fisica de los reactores y como medio de ensenanza. Compara tambien los capitales invertidos en esas instalaciones y los gastos de explotacion. Describe el perfeccionamiento de nuevas tecnicas experimentales que estas instalaciones permiten aplicar con miras a satisfacer la demanda de nuevos datos experimentales. Es menester tener presentes todos estos datos para poder predecir la evolucion de las necesidades y las tendencias futuras en el empleo de estas instalaciones para los estudios de los reactores de potencia. La memoria describe sucintamente el reactor para el estudio de constantes fisicas e indica la manera en que se piensa utilizarlo en el marco de esa evolucion. (author) [Russian] V Hjen- fordskih laboratorijah v techenie pochti 15 let provodjatsja jeksponencial'nye reaktornye iz- merenija na grafito-uranovyh reshetkah. Hotja rezul'taty jetih opytov ispol'zovalis' dlja opredelenija laplasianov predlagaemyh proizvodjashhih reaktorov, oni takzhe sodejstvovali razvitiju ponimanija fiziki reaktorov jetih sistem. Davno priznano, chto poleznost' kri- ticheskogo opyta ogranichena vvidu ego bol'shogo masshtaba i nedostatochnoj chuvstvitel'nosti v otnoshenii nebol'shih lokalizovannyh narushenij sistemy. Zatem mysl' byla napravlena na sozdanie cel'nogo opytnogo reaktora, v kotorom bylo by svedeno do minimuma kolichest- vo materialov, neobhodimyh dlja poluchenija nuzhnyh dannyh. Jeta popytka privela k postrojke usovershenstvovannoj kriticheskoj ustanovki s neskol'kimi zonami reaktora dlja izmerenija fizicheskih konstant PCTR. Ustanovka ispol'zuetsja dlja okazanija sodejstvija pri razrabot- ke proekta po fizike reaktorov dlja neskol'kih jenergeticheskih reaktorov. Krome togo,re- aktor RSTNjavljaetsja ustanovkoj obshhego naznachenija dlja provedenija izmerenij poperechnyh sechenij na reaktore i dlja opredelenija differencial'nyh i integral'nyh fizicheskih para

  10. 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)

  11. Experimental studies of some of the physical features of beryllium-moderated intermediate reactors; Etude experimentale de quelques particularites physiques des reacteurs a neutrons intermediaires, ralentis au beryllium; Ehksperimental'ny e issledovaniya nekotorykh fizicheskikh osobennostej promezhutochnykh reaktorov s berillievym zamedlitelem; Estudios experimentales de algunas caracteristicas fisicas de los reactores intermedios moderados con berilio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lejpunskij, A I; Kuznetsov, V A; Artyukhov, G Ya; Mogil' ner, A I; Prokhorov, Yu A; Steklovski, V M; Chernov, L A [Akademiya Nauk, Moskva, Union of Soviet Socialist Republics (Russian Federation)

    1962-03-15

    la evaluacion de la eficacia de los cilindros compensadores giratorios distribuidos en el limite entre el cuerpo y el reflector. (author) [Russian] Doklad posvyashchen obzoru nekotorykh ehksperimen-tal'nykh rezul'tatov, poluchennykh na stende PF-4, prednaznachennom dlya detal'nogo issledovaniya fizicheskikh osobennostej reaktorov, rabotayushchikh na nejtronakh promezhutochnykh ehnergij. Aktivnye zony i otrazhateli razlichnykh kriticheskikh sborok predstavlyali soboj plotnuyu upakovku stal'nykh ili alyuminievykh trub, v kotorykh pomeshchalis' diski iz razlichnykh materialov. Kombinatsiya diskov urana (90%-nogo obogashcheniya) i zamedlyayushchikh materialov v razlichnoj proportsii, a takzhe vvedenie v otrazhatel' zamedlyayushchikh sloev razlichnoj tolshchiny, pozvolilo menyat' spektr nejtronov, proizvodyashchikh delenie, v ochen' shirokikh predelakh. V doklade privedeno opisanie stenda i ego otdel'nykh uzlov. Analiziruetsya sravnitel'naya ehffektivnost' vnutrennego i vneshnego zamedleniya dlya reaktorov s ochen'malym otnosheniem yader zamedlitelya i urana v aktivnoj zone. Ehksperimenty pokazyvayut, chto dazhe v sluchae tolstykh zamedlyayushchikh otrazhatelej maloe razbavlenie urana zamedlitelem (otnoshenie yader berilliya i urana-235 {partial_derivative}Be/{partial_derivative}U{sup 235}{approx_equal}1) privodit k vozrastaniyu kriticheskoj massy. Znachitel'noe mesto v doklade udeleno analizu geterogennykh ehffektov v promezhutochnykh reaktorakh. Pokazano, chto dlya reaktora s {partial_derivative}Be/{partial_derivative}U{sup 235}= 30+40, vysokoobogashchenny j uran v razlichnykh tolshchinakh ot 0,023 g/sm{sup 2} do 32 g/sm{sup 2} okazyvaet odinakovoe vliyanie na reaktiv-nost' sistemy. Analiziruyutsya prichiny, privodyashchie k kompensatsii ehffekta ehkranirovki nejtronnogo potoka tolstymi sloyami urana. V doklade privoditsya interesnyj fakt vozrastaniya ehffektivnosti urana vblizi po- gloshchayushchikh sterzhnej, ehksperimental'n o obnaruzhennyj v sbor kes {partial

  12. 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

  13. Aspects of Reactor Physics Research at the Victoria University of Manchester; Quelques Aspects des Experiences de Physique des Reacteurs a l'Universite Victoria de Manchester; Aspekty ehksperimental'nykh issledovanij po fizike reaktorov v universitete viktorii v manchestere; Trabajos de Fisica Experimental con Reactores Efectuados en la Universidad Victoria de Manchester

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    Harris, M. J.; Walton, D. G. [Victoria University of Manchester (United Kingdom)

    1964-02-15

    ] Otdel jadernoj tehniki v Manchesterskom universitete sozdan v 1959 godu. Postepenno rasshirjajutsja issledovanija v aspiranture po fizike reaktorov. Osnovnoe vnimanie v jeksperimental'nyh issledovanijah so dnja sozdanija Otdela koncentriruetsja na sistemah na obychnoj vode i uskoritele, privodjashhem v dejstvie jeksponencial'nuju ustanovku prirodnyj uran -obychnaja voda. Daetsja obzor prodelannoj raboty, obsuzhdajutsja poluchennye rezul'taty, dajutsja nametki raboty v budushhem, opisyvajutsja razlichnye jeksperimental'nye metody, dajushhie jekonomiju v zatratah truda. Diffuzija nejtronov v obychnoj vode izuchalas' s pomoshh'ju impul'snyh i stacionarnyh istochnikov. Vo vremja provedenija pervyh iz upomjanutyh issledovanij osobyj upor delalsja na polnyj garmonicheskij analiz v takoj stepeni, chto fakticheski izuchalis' bolee vysokie formy v protivopolozhnost' samoj rannej rabote, kotoraja napravljalas' na ih ustranenie. Vtorye iz upomjanutyh issledovanij koncentrirujutsja na ustranenii vsjakogo vozdejstvija vvidu primenenija istochnika i detektora konechnyh razmerov, nalichija rezonansnoj aktivacii, vozmushhenija potoka i t.d. Obsuzhdajutsja i sravnivajutsja rezul'taty oboih issledovanij. Daetsja opisanie ochen' tshhatel'nyh izmerenij poperechnyh sechenij pogloshhenija impul'snym metodom s uchetom ustranenija garmonicheskih i drugih vozdejstvij, po-vidimomu, privodjashhih k vozniknoveniju oshibok: Spektry teplovyh nejtronov v ''otravlennoj'' obychnoj vode izmerjajutsja kak sredstvo dlja issledovanija i razvitija metoda integral'nogo detektora. Pri obsuzhdenii budut vkljucheny nekotorye interesnye momenty, svjazannye s jekonomiej vremeni i sredstv. Izucheny metody aktivacii bol'shih fol'g i metody scheta dlja izmerenija usrednennyh v prostranstve plotnostej nejtronov i takim obrazom rjada parametrov reaktora. Voznikli nekotorye interesnye momenty, v chastnosti v svjazi so spektral'nymi izmerenijami. Dannyj metod daet vozmozhnost' provodit' mnogie issledovanija v oblasti

  14. Present Status of Nitrogen Fixation by Reactor Radiation; Etat Actuel des Recherches sur l'oxydation directe de l'azote sous irradiation dans des reacteurs; Sovremennoe sostoyani opytov po okisleniyu azota izlucheniem iz reaktorov; Estado actual de las investigaciones sobre fijacion del nitrogeno por irradiacion en reactores

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    Harteck, P; Dondes, S [Rensselaer Polytechnic Institute, Troy, NY (United States)

    1960-07-15

    fision liberada en las fibras de vidrio y de la resistencia termica del circuito. Otro circuito, que habra de funcionar a 50 - 75 atmosferas y 600{sup o}C se encuentra en curso de construccion. Estos circuitos permitiran evaluar las caracteristicas de un sistema continuo, incluido el comportamient o de los productos de fision liberados en la corriente gaseosa. Los autores distinguen tres fases en la cinetica compleja de la oxidacion del nitrogeno: reacciones iniciales en el sistema;, reacciones subsiguientes a la fijacion de cierta cantidad de nitrogeno y, por ultimo, cinetica del equilibrio alcanzado en presencia de radiaciones. Se estudian las condiciones necesarias para la formacion de N{sub 2}0{sub 5}, N{sub 2}0{sub 4} y O{sub 3}, asi como los efectos que ejercen sobre el proceso en conjunto. (author) [Russian] Pri issledovaniyakh okisleniya azota izlucheniem iz reaktorov, kotorye proizvodilis ' v Rensselerovskom institute i v Brukkhejvenskoj natsional'noj laboratorii v techenie ryada let, byla ispol'zovana, v kachestve neposredstvennogo ioniziruyushchego izlucheniya, ehnergiya otdachi oskolkov deleniya putem rasseyaniya urana-235 v steklyannom volokne diametrom priblizitel'no v 5 mikronov. Bylo opredeleno vliyanie temperatury, davleniya i sootnosheniya mezhdu kolichestvom azota i kolichestvom kisloroda na velichinu radiatsionno-khimicheskogo vykhoda G na okislenie azota i rezul'taty byli soobshcheny v tekhnicheskoj literature. Nizhe daetsya kratkaya svodka ehtoj raboty. Upomyanutaya vyshe rabota proizvodilas' nad staticheskimi sistemami ; nedavno proizvedennaya rabota okhvatyvala kak staticheskie, tak i tsiklicheskie sistemy. V staticheskikh sistemakh glavnoe vnimanie obrashchalos' na vliyanie intensivnosti izlucheniya, v osobennosti v sostoyanii kineticheskogo ravnovesiya izlucheniya. Bylo ustanovleno, chto obrazovanie N0{sub 2}. i N{sub 2}0 V smesyakh azota i kisloroda v proportsiyakh 4:1 i 2: 1 proiskhodit do polnogo istoshcheniya yusloroda. TSiklicheskaya

  15. Comparison Of The Worth Of Critical And Exponential Measurements For Heavy-Water-Moderated Reactors; Valeur Relative des Mesures Critiques et Exponentielles pour l'Etude des Reacteurs Ralentis a l'Eau Lourde; Sravnenie tsennosti kriticheskikh i ehksponentsial'nykh izmerenij dlya reaktorov s tyazhelovodnym zamedlitelem; Valor Relativo de las Mediciones Criticas y Exponenciales para los Reactores Moderados por Agua Pesada

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Graves, W. E.; Hennelly, E. J. [Savannah River Laboratory, E.I. Du Pont De Nemours and Co., Aiken, SC (United States)

    1964-02-15

    izmerenijah tipa PCTR. V jeksponencial'nyh izmerenijah trudnosti, po-vidimomu, zakljuchajutsja edinstvenno v opredelenii radial'nogo laplasiana. Pri udachnom vypolnenii jeksponencial'nye izmerenija mogut uspeshno konkurirovat' s kriticheskimi. Naibol'shee kolichestvo materiala trebuetsja dlja odnozonnyh kriticheskih izmerenij, primerno odinakovoe kolichestvo-dlja podstanovochnokriticheskih i jeksponencial'nyh izmerenij i menee vsego-dlja izmerenij tipa PCTR. 2) Anizotropnyj i pustotnyj jeffekty Sravnenija jeksperimentov laboratorii s kriticheskimi i kriticheski-jeksponencial'nymi privodjatsja v dannoj rabote, a bolee podrobno oni izlagajutsja v rabote, kotoraja soprovozhdaet dannuju. 3) Ocenka sistem upravlenija Okazalos, chto horosho proanalizirovannye jeksponencial'nye jeksperimenty dajut horoshie rezul'taty dlja izmerenij obshhej znachimosti. Odnako dlja nadlezhashhego izuchenija formirovan- nija obshhego potoka, uglov naklona potoka i t.d. neobhodima polnomasshtabnaja kriticheskaja ustanovka napodobie PDP. 4) Temperaturnye kojefficienty Jeksponencial'nye jeksperimenty javljajutsja prevoshodnym metodom opredelenija temperaturnogo kojefficienta laplasiana dlja nagrevanija odnorodnoj reshetki. Imejushhajasja v laboratorii special'naja ustanovka PSE pozvoljaet proizvodit' takie izmerenija vplot' do temperatury 215 Degree-Sign S. Dlja nagrevanija neodnorodnyh reshetok predpovtenie, kak pravilo, otdavalos' kriticheskim jeksperimentam. 5) Smeshannye reshetki Dlja nastojashhih reaktorov redko primenjajutsja prostye odnorodnye reshetki, dlja kotoryh ispol'zujutsja v osnovnom jeksponencial'nye izmerenija. Kriticheskie jeksperimenty so smeshannymi zagruzkami ispol'zujutsja kak dlja izmerenija prjamyh jeffektov v maketah, tak i dlja ispytanija raschetov geterogennoj i dvuhrazmernoj diffuzii. 6) Issledovanija kritichnosti topliva, ispol'zuemogo v tjazhelovodnyh reshetkah, v obychnoj vode vode Jeksponencial'nye izmerenija okazalis' osobenno cennymi dlja issledovanija kritichnosti s cel

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  17. Substantiation of operation limits of reactivity insertion during WWER-1000 reactors start-up; Obosnovanie ehkspluatatsionnykh predelov vvoda reaktivnosti pri puske reaktorov WWER-1000

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boev, I; Sabitov, A; Sal` kov, V; Sudarev, O; Yakovlev, A [ATOMTECHENERGO RF, Novovoronezh (Russian Federation)

    1996-12-31

    The methods and programmes used to define the tolerable rate of reactivity insertion during WWER-1000 start-up are presented. They include calculation of the neutron source power in the core during the sub-critical stage and calculation of the relative neutron density and reactor period during the critical stage. The need for optimisation and regulation of tolerable rates is discussed along with the tool parameters affecting the reactivity during start-up. The possibility of increasing the feed rate of pure condensate into the first loop during the time needed to reach critical stage is justified. 4 refs., 3 tabs.

  18. Nitrided steel 38CrN3MAFA for supporting elements in nuclear power plants; Vysokoazotistaya stal` tipa 38HN3MAFA dlya krepezhnikh detajlej reaktorov AEhS

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rasheva, I; Argirov, Kh; Stojchev, T [Bylgarska Akademiya na Naukite, Sofia (Bulgaria). Inst. po Metaloznanie i Tekhnologiya na Metalite

    1996-12-31

    Nitride doping of steel at different concentrations is achieved by counter-pressure casting in nitrogen ambience. A new type of steel is developed containing 0.05-0.2% N{sub 2}. It is compared to a standard 34NiCrMoV145 steel (DIN). The mechanical properties are improved significantly after a two-stage thermal treatment and are as follows: fluidity limit R{sub 0}.2>=1045 MPa, relative elongation A>=15%, relative shortening Z>=62%, impact viscosity KCU >= 1 MJ/m{sup 2}. The quench hardening consists of heating to 800-850{sup o} C in oil and cooling to 600{sup o} C in air. The steel is suitable for rotors, turbines, compressor shafts and reactor supporting elements in nuclear power plants. 3 refs., 6 figs., 6 tabs.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ryabukhina, Yu. S.

    1963-11-15

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

  20. Dispersion-Type Absorbing Materials for the Control Organs of Thermal Reactors; Absorbants du Type a Dispersion pour les Organes de Commande des Reacteurs a Neutrons Thermiques; Pogloshchayushchie materialy dispersionnogo tipa dlya organov regulirovaniya teplovykh reaktorov; Absorbentes de Tipo Dispersion para los Organos de Mando de los Reactores Termicos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nosov, V. I.; Ponomarjov-Stepnoj, H. H.; Portnoj, K. I.; Savel' ev, E. G.

    1964-06-15

    The paper gives the results of a study of the physical characteristics of NIMONIC-type absorbing alloys with oxides of rare-earth elements dispersed in them (gadolinium, samarium, europium etc. ). The paper discusses changes in absorbing capacity in relation to the composition of the material, describes the mechanical and thermophysical properties of the absorbing materials as a function of the concentration of absorber introduced into the alloy and, finally, gives the results of a study of the effect of radiation on the properties of the materials. It is shown that absorbing alloys with oxides of rare-earth elements dispersed in the metallic matrix possess considerable absorbing capacity for relatively small amounts of absorber in the alloy (5 to 10%). When oxides of rare-earth elements are added, NIMONIC-type alloys have relatively high resistance and thermophysical characteristics (o{sub B}, E, {lambda}) at high temperatures for absorber concentrations up to about 10%. Dispersion materials of this type have satisfactory radiation stability in a radiation field of about 3 x 10{sup 20}n/cm{sup 2} at high temperature. (author) [French] Les auteurs exposent les resultats de recherches sur les caracteristiques physiques des alliages absorbants du type nimonik, contenant des terres rares dispersees dans leur masse (gadolinium, samarium, europium, etc.). Ils examinent les variations de la capacite d'absorption selon la composition du materiau; on donne des indications sur les caracteristiques mecaniques et thermophysiques des absorbants en fonction de la concentration de Tabsorbeur incorpore dans l 'alliage ainsi que les resultats d 'une etude relative a l 'influence de l'irradiation sur ces caracteristiques. Ils montrent que les alliages absorbants contenant des oxydes de terres rares disperses dans une matrice metallique ont une capacite d'absorption importante pour une teneur de l'alliage relativement faible en'matieres absorbantes (environ 5 a 10%). Les alliages du type nimonik auxquels on a ajoute des. oxydes de terres rares ont des caracteristiques d'endurance et des.caracteristiques thermo-physiques d'une valeur relativement elevee (o{sub B}, E, {lambda}) a des temperatures elevees pour les valeurs de la concentration de l 'absorbant voisines de 10%. Les materiaux du type a dispersion de ce genre ont une radioresistance satisfaisante dans un champ de rayonnement ( Tilde-Operator 3 * 10{sup 20}n/cm{sup 2}) aux hautes temperatures. (author) [Spanish] Los autores exponen los resultados de su estudio de las caracteristicas fisicas de las aleaciones absorbentes del tipo 'nimonic' con oxidos de las tierras raras (gadolinio, samario, europio, etc.) dispersos en ellas. Examinan las variaciones de la capacidad de absorcion segun la composicion del material, indican las propiedades mecanicas y termofisicas de los materiales absorbentes en funcion de la concentracion del absorbente incorporado a la aleacion y, por ultimo, presentan los resultados de un estudio acerca de los efectos de la irradiacion sobre esas propiedades. . Demuestran que las aleaciones absorbentes que contienen oxidos de las tierras raras dispeisos en la matriz metalica poseen una elevada capacidad de absorcion para una proporcion relativamente baja de absorbente en la aleacion ( Tilde-Operator 5 a 10%). Las caracteristicas de resistencia y las propiedades termofisicas (o{sub B}, E, {lambda}) de las aleaciones del tipo 'nimonic' con adicion de oxidos de las tierras raras asumen valores comparativamente elevados al ascender la temperatura, cuando la concentracion del absorbente es del orden del 10%. A temperaturas elevadas los materiales de tipo dispersion de esa indole ofrecen una radiorresistencia satisfactoria dentro del campo de irradiacion estudiado ( Tilde-Operator 3 x 10{sup 20} n/cm{sup 2}). (author) [Russian] Privodjatsja rezul'taty issledovanija fizicheskih harakteristik pogloshhajushhih splavov tipa nimonik s dispergirovannymi v nih okislami redkozemel'nyh jelementov (gadolinija, samarija, evropija it d.). Rassmatrivajutsja voprosy izmenenija pogloshhajushhej sposobnosti ot sostava materiala, mehanicheskie i teplofizicheskie svojstva pogloshhajushhih materialov v zavisimosti ot koncentracii vvodimogo v splav poglotitelja i, nakonec, rezul'taty izuchenija vlijanija obluchenija na svojstva ukazannyh materialov. Pokazano, chto pogloshhajushhie splavy s okislami redkozemel'nyh jelementov, dispergirovannymi v metallicheskuju matricu, obladajut znachitel'noj pogloshhajushhej sposobnost'ju pri sravnitel'no nebol'shom soderzhanii poglotitelja v splave - (5 - 10). Splavy tipa nimonik s dobavkami okislov redkozemel'nyh jelementov imejut sravnitel'no vysokie znachenija prochnostnyh i teplofizicheskih harakteristik (o{sub B}, E, {lambda}) pri povyshennyh temperaturah v oblasti koncentracij poglotitelja Tilde-Operator do (10% Dispersionnye materialy podobnogo tipa obladajut udovletvoritel'noj radiacionnoj stojkost'ju v pole obluchenija ( Tilde-Operator 3 x 10{sup 20} n/cm{sup 2}) v uslovijah vysokih temperatur. (author)

  1. Fission gas pressure build-up and fast-breeder economy; Accumulation de la pression des gaz de fission et economie des reacteurs surgenerateurs a neutrons rapides; Nakoplenie davleniya gazov produktov deleniya i ehkonomika reaktorov-razmnozhitelej na bystrykh nejtronakh; Aumento de la presion de los gases de fision y economia de los reactores reproductores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Engelmann, P [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

    1962-03-15

    Fuel-cycle costs and doubling time of fast-breeder reactors are strongly affected by the fuel-burn-up obtainable. Use of oxide or carbide fuel offers the possibility of reaching a burn-up of 100 000 MWd/t. In fuel-clad elements, a limiting factor is the fission-gas-pressure build-up. At the high burn-up considered, an appreciable fraction of the fission gases gets into the pores and thus contributes to the pressure on the can. Starting from the known fission-product yields and decay chains, gas production and pressure build-up have been calculated. Three physical models have been employed in calculating the pressure acting upon the can : the gas is contained either in interconnected pores, in separate pores, or in a central hole. The pressure-dependence upon free volume (fuel density) and temperature will be discussed. Cans made of high-strength materials as Ineonel-X and molybdenum could stand the fission-gas pressure at operating temperatures. Unfortunately, these materials have higher absorption cross-sections than stainless steel. Results of a multi-group calculation are given, showing the effect of using these can materials and of decreasing the fuel density on critical mass and breeding ratio in small and medium-size breeders. (author) [French] Le cout du cycle de combustible et la periode de doublement des reacteurs surgenerateurs a neutrons rapides dependent etroitement du taux de combustion. En utilisant pour combustible un oxyde ou un carbure, on peut atteindre un taux de combustion de 100 000 MW j/t. Avec des combustibles gaines, l'accumulation de la pression des gaz de fission est un facteur limitatif. Pour le fort taux de combustion envisage, une fraction non negligeable des gaz de fission penetre dans les interstices et contribue ainsi a la pression sur la gaine. A partir des rendements en produits de fission et des chaines de desintegration connus, l'auteur a calcule la production de gaz et l'accumulation de pression. Pour calculer la pression exercee sur la gaine, il a utilise trois modeles ou le gaz etait contenu dans des interstices relies entre eux, dans des interstices separes ou dans un orifice central. Le memoire traite de la variation de la pression en fonction du volume libre (densite du combustible) et de la temperature. Des gaines en materiaux tres resistants, comme l'Inconel-X et le molybdene, ont pu supporter la pression des gaz de fission aux temperatures de fonctionnement . Malheureusement, les sections efficaces d'absorption de ces materiaux sont plus elevees que celle de l'aluminium. Les resultats de calculs multigroupes sont presentes, pour montrer comment ces materiaux de gainage et la diminution de la densite du combustible influent sur la masse critique et le rapport de surgeneration dans les reacteurs surgenerateurs de petites ou moyennes dimensions. (author) [Spanish] El costo del ciclo de combustible y el periodo de duplicacion en los reactores reproductores de neutrones rapidos dependen en gran medida del grado de combustion que pueda alcanzarse. La utilizacion de combustible en forma de oxido o de carburo permite obtener un grado de combustion de 100 000 MWd/t. Cuando se emplean elementos combustibles con revestimiento, el aumento de presion de los gases de fision constituye un factor limitativo. En el caso del elevado grado de combustion previsto, una fraccion considerable de los gases de fision penetra en los peros del material, contribuyendo asi a aumentar la presion en el interior de la envoltura. Sobre la base de los rendimientos de fision y de las cadenas de desintegracion conocidas, el autor ha evaluado la produccion de gas y el aumento de presion. Para calcular la presion ejercida sobre la envoltura, ha empleado tres modelos fisicos en que el gas estaba contenido en poros conectados entre si, en poros separados, o en un orificio central. El autor analiza la variacion de la presion, en funcion del volumen libre (densidad del combustible) y de la temperatura. Las envolturas de materiales de alta resistencia, tales como el Inconel-X y el molibdeno pueden soportar la presion de los gases de fision a las temperaturas de funcionamiento corrientes. Desgraciadamente , la seccion eficaz de absorcion de estos materiales es superior a la del acero inoxidable. El autor presenta los resultados de calculos, realizados segun una teoria de varios grupos, que permite conocer el efecto de la utilizacion de estos materiales y de la disminucion de la densidad del combustible, sobre la masa critica y sobre la razon de reproduccion en los reactores reproductores de pequenas y medianas dimensiones. (author) [Russian] Na stoimost' toplivnogo tsikla i na vremya udvoeniya reaktorovbriderov na bystrykh nejtronakh sil'no vliyaet stepen' dostigaemogo vygoraniya topliva. Ispol'zovani e oksidnogo ili karbidnogo topliva daet vozmozhnost' dostignut' vygoraniya poryadka 100 000 mvt-n/t. V toplivnykh ehlementakh s pokrytiem ogranichivayushchi m faktorom yavlyaetsya rost gazov produktov deleniya. Pri rassmatrivaemo m vysokom vygoranii poddayushchayasya otsenke fraktsiya gazov, obrazuemykh pri delenii, popadaet v pory i tem samym uvelichivaet davlenie na obolochku. Iskhodya iz izvestnykh vykhodov produktov deleniya i tsepochek raspada bylo vychisleno kolichestvo obrazuyushchegosya gaza i sozdavaemoe im davlenie. Pri raschete davleniya, dejstvuyushchego na obolochku, byli ispol'zovany tri fizicheskikh modeli: i) gaz soderzhalsya v svyazanykh mezhdu soboj porakh, ii) v otdel'nykh porakh i iii) v tsentral'nom otverstii. Budet rassmotrena zavisimost' davleniya ot svobodnogo ob{sup e}ma (plotnost' topliva) i temperatury. Obolochki, izgotovlennye iz vysokoprochnykh materialov, naprimer, iz inkonelya-Kh i molibdena, mogli by vyderzhat' pri rabochikh temperaturakh davlenie gazov, vydelyayushchikhsya v rezul'tate deleniya. K sozhaleniyu, ehti materialy obladayut bolee vysokimi poperechnymi secheniyami pogloshcheniya, chem nerzhaveyushchaya stal'. Budut dany rezul'taty mnogogruppovog o rascheta, pokazyvayushchie vliyanie ispol'zovaniya ehtikh materialov dlya obolochki i umen'sheniya plotnosti topliva na kriticheskuyu massu, a takzhe koehffitsient razmnozheniya v malykh i srednikh briderakh. (author)

  2. Nuclear Calculations of Light-Water Moderated Reactors and Experimental Correlations; Calculs de Riacteurs Ralentis a l'Eau Ordinaire et Comparaison avec les Risultats Expirimentaux; Raschet reaktorov s zamedlitelem iz obychnoj vody i sravnenie s ehksperimental'nymi rezul'tatami; Calculos Nucleares de Reactores Moderados por Agua Ligera y Correlacion Experimental

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Solanilla, R. [Comision Nacional de Energia Atomica, Buenos Aires (Argentina)

    1964-02-15

    Using the theory of two groups modified by epithermal fissions, we analysed a set of critical systems comprising a reflector and light-water moderator and nuclear fuel consisting of U{sup 235} in various degrees of enrichment. The cross-sections of the thermal group used are those listed in the Tables of Amster for hydrogenated mixtures at different temperatures, U{sup 235} concentrations and 1/v absorbers. The effect of heterogeneity in the cross-sections was dealt with by approximation, modifying the concentrations of the absorbers by spatial variation of the thermal flux in the elementary cell. The disadvantage factor was calculated using the formula of Amouyal-Benoist. The thermal diffusion coefficient was defined as the reciprocal of three times the macroscopic transport cross-section homogenized over the volume of the elementary cell. The constants of the fast group were calculated in accordance with Ombrellaro's scheme for three fast diffusion groups (10 MeV to 0.821 MeV; 0.821 MeV to 5.5 keV; 5.5 keV to 0.625 eV) with microscopic cross-sections fitted for each group. Ombrellaro's definition of the neutron constants for the three fast groups as a function of the fitted cross-sections was modified for the third group in accordance with Hick's treatment of the effective resonance absorption of U{sup 238} , based on the calculation of the effective resonance integral. The calculations were performed by computing the effective resonance integral of U{sup 238} by the formula obtained theoretically by the author and involving reduction of the S/M relationship in accordance with Bell's approximation of the ''Dancoff'' effect. The correlation with the available experimental results, which extend to a wide range of moderation, composition of materials and geometry and which was carried out by comparing some of the main parameters of a lattice and/or effective multiplication, shows satisfactory results, with scattering of generally not more than 2% between calculated and experimental reactivity. (author) [French] En appliquant la theorie a deux groupes modifiee pour tenir compte des fissions epithermiques, on a analyse une serie d'assemblages critiques avec reflecteur et ralentisseur a l'eau ordinaire, qui differaient par le degre d'enrichissement en {sup 235}U. Les sections efficaces du groupe thermique sont celles qui figurent dans les tables d'Amster pour les melanges hydrogenes a differentes temperatures et pour differentes concentrations de {sup 235}U et des absorbants en l/v. L'effet de l'heterogeneite des sections efficaces a ete traite approximativement en modifiant la concentration de l'absorbant par variation spatiale du flux thermique dans la cellule. On a calcule le facteur de desavantage en appliquant la formule d'Amouyal-Benoist. Par definition, le coefficient de diffusion thermique est l'inverse du triple de la section efficace macroscopique de transport, homogeneise sur tout le volume de la cellule. On a calcule les constantes du groupe rapide conformement au systeme d'Ombrellaro a trois groupes rapides de diffusion (de 10 MeV a 0,821 MeV; de 0,821 MeV a 5,5 keV; 5,5keV a 0,625 eV) avec des sections efficaces microscopiques adaptees a chaque groupe. La definition que donne Ombrellaro pour les constantes neutioniques des trois groupes rapides en fonction des sections efficaces ajustees a ete modifiee pour le troisieme groupe conformement au traitement de l'absorption effective de resonance de {sup 238}U, proposee par Hick, et fondee sur le calcul de l'integrale de resonance effective. On a calcule l'integrale de resonance effective de {sup 238}U a l'aide de la formule deduite de la theorie par l'auteur, la relation S/M etant reduite conformement a l'approximation de Bell pour l'effet 'Dancoff' . La correlation entre les resultats du calcul et les donnees experimentales disponibles - qui correspondent a de nombreuses valeurs pour les caracteristiques du ralentisseur et pour la composition des matieres et a de nombreuses geometries - faite par comparaison avec certains des principaux parametres d'un reseau y/o de multiplication effective, est satisfaisante, l'ecart entre la reactivite obtenue par le calcul et le chiffre donne par l'experience,n'etant pas, en general, superieur a 2%. (author) [Spanish] Con el empleo de la teoria de dos grupos modificados por fisiones epitermales, se ha analizado un conjunto de sistemas criticos dotados de reflector y moderador de agiia liviana y variado enriquecimiento en {sup 235}U del combustible nuclear. Las secciones eficaces del grupo termal empleadas son las consignadas en las Tablas de Amster para mezclas hidrogenadas a diferentes temperaturas; concentraciones de {sup 235}U y absorbedores en 1/v. El efecto de heterogeneidad en las secciones eficaces ha sido tratado aproximadamente modificando las concentraciones de los absorbedores por variacion espacial del flujo termico en la celda elemental. El factor de desventaja ha sido calculado empleando la formula de Amouyal-Benoist. El coeficiente de difusion termal ha sido definido como la inversa del triple de la seccion eficaz macroscopica de transporte homogeneizada sobre el volumen de la celda elemental. Las constantes del grupo rapido han sido calculadas'de acuerdo al esquema de Ombrellaro de tres grupos rapidos de difusion (10 MeV a 0,821 MeV; 0,821 MeV a 5,5 keV; 5,5 keV a 0,625 eV) con secciones eficacesmicroscopicas ajustadas para cada grupo. La definicion de Ombrellaro de las constantes neutionicas de los tres,grupos rapidos en funcion de las secciones eficaces ajustadas ha sido modificada para el tercer grupo de acuerdo al tratamiento de Hick de la absorcion efectiva de resonancia del {sup 238}U, basada en el computo de la integral de resonancia efectiva. Los calculos han sido realizadas computando la integral de resonancia efectiva del: {sup 238}U por la formula obtenida, por el autor, del calculo teorico, con reduccion de la relacion S/M de acuerdo a la aproximacion del Bell del efecto 'Daneoff' . La La correlacion con los resultados experimentales disponibles, que comprenden un vasto campo de moderacion, composicion de materiales y geometria, realizada, a traves de la comparacion con algunos de los. principales parametros de un reticulado y/o de la multiplication efectiva, muestra resultados satisfactorios, consiguiendose dispersiones entre reactividad calculada y experimental que en general no superan el 2%. (author) [Russian] S pomoshh'ju teorii dvuh grupp, izmenennoj s uchetom nadteplovyh delenij, byla proanalizirovana serija kriticheskih sborok s otrazha- telem i zamedlitelem iz obychnoj vody. Otlichie sostojalo v stepeni obogashhenija uranom-235. Jeffektivnye sechenija teplovoj gruppy te zhe, chto i v tablicah Amstera dlja vodorodnyh smesej pri razlichnyh temperaturah, a takzhe dlja razlichnyh koncentracij urana-235 i poglo- titelej v 1/v. Vozdejstvie geterogennosti jeffektivnyh sechenij bylo opredeleno pribli- zitel'no putem izmenenija koncentracii poglotitelja s pomoshh'ju prostranstvennyh otklonenij teplovogo potoka v kamere. S primeneniem formuly Amuajjalja-Benoista byl rasschitan kojefficient proigrysha. Po sushhestvu kojefficient termodiffuzii vtroe men'she makrosko- picheskogo jeffektivnogo sechenija perenosa, kotoryj byl gomogenizirovan po vsej kamere. V sootvetstvii s sistemoj Ombrellaro byli rasschitany parametry gruppy bystryh chastic po trem diffuzionnym gruppam bystryh chastic (ot 10 do 0,821 Mjev; ot 0,821 Mjev do 5,5 kjev; ot 5,5 kjev do 0,625 jev) vmeste s mikroskopicheskimi jeffektivnymi sechenijami, prime- nimymi dlja kazhdoj gruppy. Opredelenie, kotoroe dajot Ombrellaro dlja nejtronnyh para- metrov treh grupp bystryh chastic v zavisimosti ot ustanovlennyh jeffektivnyh sechenij, bylo izmeneno dlja tret'ej gruppy v sootvetstvii s rezul'tatami obrabotki jeffektivnogo rezonansnogo pogloshhenija urana-238. Jeto predlozhennoe Nikom opredelenie bylo osnovano na raschete jeffektivnogo rezonansnogo integrala. Jeffektivnyj rezonansnyj integral urana-238 byl rasschitan s pomoshh'ju formuly, vy- vedennoj avtorom iz teorii sokrashhenija otnoshenija S/M v srotvetstvii s priblizheniem Bella dlja ''jeffekta Dankova''. Korreljacija rezul'tatov rascheta i poluchennyh jeksperimental'nyh dannyh, kotorye so- otvetstvujut mnogim znachenijam harakteristik zamedlitelja i sostavov veshhestv, a takzhe mno- gim geometrijam, byla provedena putem sravnenija s nekotorymi iz osnovnyh parametrov re- shetki jeffektivnogo razmnozhenija i javljaetsja udovletvoritel'noj. Rashozhdenie mezhdu ras- chetom i dannymi opyta v osnovnom ne prevyshaet 2%. (author)

  3. Suitability of Cadmium Tantalate and Indium Tantalate as Control Materials for High-Temperature Reactors; Le Tantalate de Cadmium et le Tantalate d'Indium Comme Absorbants pour les Reacteurs a Haute Temperature; Vozmozhnosti ispol'zovaniya tantalatov kadmiya i indiya v kachestve kontrol'nogo materiala dlya vysokotemperaturnykh reaktorov; Empleo del Tantalato de Cadmio y del Tantalato de Indio Como Materiales de Control Para Reactores de Alta Temperatura

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Preisler, E.; Haessner, F.; Petzow, G. [Max-Planck-Institut fuer Metallforschung, Stuttgart, Federal Republic of Germany (Germany)

    1964-06-15

    Control materials for practical use in high-temperature reactors should, independently of the requirements of the individual case, have the following properties: (a ) high absorption cross-section for neutrons in a wide range of energies; (b ) high absorption capacity for neutrons; (c ) small sensitivity for radiation damage; (d) good thermal resistance; (e ) low reactivity with the environment; and ( f ) low costs and good availability. With these points and the avoidance of the disadvantages of n, {alpha} -reactions taken into consideration, attention should be paid chiefly to the elements cadmium, tungsten, indium and tantalum. It is important to combine a good thermal absorber with an epithermal absorber so that the resulting material is stable at elevated temperatures ( Greater-Than-Or-Equivalent-To 700 Degree-Sign C). For this purpose the double-oxides CdWO{sub 4}, Cd {sub 2}Ta{sub 2}O{sub 7} and CdIn{sub 2}O{sub 2} are suitable. Among these, cadmium tantalate has the highest thermal resistance. Another double-oxide which in combination with cadmium tantalate possesses an advantageous absorption spectrum for neutrons is indium tantalate. It has also good thermal resistance. Because ceramic absorber materials often have to be shaped by plastic deformation, they usually are used as cermets. Therefore, they must be compatible with metals. Cadmium tantalate is compatible with silver and copper and up to 700 Degree-Sign C with nickel; indium, tantalate is completely compatible with silver, copper and nickel and up to 700 Degree-Sign C with molybdenum also and to some degree with iron. These results are in agreement with thermodynamical calculations. For an estimation of the behaviour of the absorber materials under reactor conditions the daughter products originating from neutron absorption have to be considered. While Cd{sup 113} transforms into the stable Cd{sup 114}, tantalum transmutes into tungsten and indium into tin. Both daughter products can bind more oxygen in their most stable valency states than the parent elements can. Therefore, the reduction of Cd{sup ++}to metal can be expected while indium tantalate should.be stable. This has been confirmed by experiments with SnO- and WO{sub 2}-additions to cadmium tantalate. Addition of copper oxide to the compounds suppresses this effect. (author) [French] Quelles que soient les conditions particulieres requises dans chaque cas d'espece, les absorbants utilises dans la pratique pour des reacteurs a haute temperature devraient avoir les proprietes suivantes: a) section efficace d'absorption elevee pour les neutrons d'une gamme etendue d'energies; b) forte capacite d 'absorption des neutrons; c) faible sensibilite au point de vue des dommages radioinduits; d) bonne resistance thermique; e) reactivite faible avec le milieu environnant; f) cout eleve et approvisionnemeent facile. Si l 'on tient compte de ces considerations et que l 'on veuille eviter les inconvenients des reactions (n, {alpha}), on s'interessera surtout aux elements suivants: cadmium, tungstene, indium et tantale. Il faut combiner un absorbant de neutrons thermiques efficace avec un absorbant de neutrons epi thermiques; le materiau ainsi obtenu est stable a des temperatures elevees ( Greater-Than-Or-Equivalent-To 700 Degree-Sign C). Les oxydes doubles CdWO{sub 4}, Cd {sub 2}Ta{sub 2}O{sub 7} et CdIn{sub 2}O{sub 2} conviennent bien a cette fin. En outre, c'est le tantalate de cadmium qui a la plus forte resistance thermique. Le tantalate d'indium est un autre oxyde double qui, en combinaison avec le tantalate de cadmium, possede un spectre d'absorption des neutrons interessant. Il a egalement une bonne resistance thermique. Etant donne qu'il faut souvent faconner les materiaux ceramiques absorbants par deformation plastique, on les utilise habituellement sous forme de cermets. C'est la raison pour laquelle ils doivent etre compatibles avec des metaux. Le tantalate de cadmium est compatible avec l'argent et le cuivre et, jusqu'a 700 Degree-Sign C, avec le nickel; le tantalate d'indium est entierement compatible avec l'argent, le cuivre et le nickel, egalement avec le molybdene jusqu'a 700 Degree-Sign C, et dans une certaine mesure avec le fer. Ces resultats concordent avec les calculs thermodynamiques. Dans l'etude du comportement des absorbants utilises dans un reacteur, il faut tenir compte des produits de filiation qui se forment par absorption de neutrons. Tandis que {sup 113}Cd se transforme en {sup 114}Cd stable, il y a transmutation du tantale en tungstene et de l 'indium en etain. Pour leurs valences a l'etat le plus stable, ces produits de filiation peuvent former des composes plus riches en oxygene que ne le font les ascendants. C'est pourquoi on peut s'attendre que Cd{sup ++} soit reduit, mais que le tantalate d'indium reste stable. Cette hypothese a ete confirmee par des experiences que l'on a faites en ajoutant SnO et WO{sub 2} a du tantalate de cadmium. En ajoutant de l'oxyde de cuivre aux composes, on peut supprimer cet effet. (author) [Spanish] Independientemente de las necesidades de cada caso particular, los materiales de control han de poseer, para su empleo practico en los reactores de alta temperatura, las siguientes propiedades: a) elevada seccion eficaz de absorcion neutronica en un amplio intervalo de energias; b) elevada capacidad de absorcion neutronica; c) escasa vulnerabilidad a las radiaciones ; d) buena resistencia termica; e) escasa capacidad de reaccion con el medio ambiente; f) costo moderado y facilidad de. adquisicion. . Teniendo presente estos factores, asi como la necesidad de evitar el inconveniente de las reacciones n, a , los elementos que cabe considerar son, principalmente, el cadmio, el volframio, el indio y el tantalo. Es importante combinar un buen absorbente termico con un absorbente epitermico, de modo que el material resultante sea estable a temperaturas elevadas ( Greater-Than-Or-Equivalent-To 700 Degree-Sign C). Para ello, son apropiados los oxidos dobles CdWO{sub 4}, Cd {sub 2}Ta{sub 2}O{sub 7} y CdIn{sub 2}O{sub 2} , CdjTajO, y Cdln204 . De estos, el que mas resistencia termica tiene es el tantalato de cadmio. Otro oxido doble que posee, en combinacion con el tantalato de cadmio, un espectro apropiado de absorcion neutronica es el tantalato de indio. Su resistencia termica es tambien satisfactoria. Dado que los absorbentes a base de material ceramico han de ser a menudo moldeados por deformacion plastica, se suelen emplear en forma de cermets. Por lo tanto, han de ser compatibles con metales. El tantalato de cadmio es compatible con la plata y con el cobre y tambien lo es con el niquel hasta 700 Degree-Sign C; el tantalato de indio es completamente compatible con la plata, el cobre y el niquel, y tambien, hasta 700 Degree-Sign C, con el molibdeno y, hasta cierto punto, con el hierro.' Estos resultados concuerdan con los calculos termodinamicos. Para juzgar el comportamiento de los materiales absorbentes en las condiciones propias de un reactor, hay que considerar los productos descendientes que se originan por absorcion neutronica. Si bien el {sup 113}Cd se transforma en {sup 114}Cd estable, el tantalo se transmuta en volframio, y el indio, en estano. Ambos productos descendientes pueden fijar, en sus estados de valencia mas estables, una mayor proporcion de oxigeno que los elementos ascendientes. Asi pues, es de esperar que el Cd{sup ++} se reduzca pasando a la forma metalica, y que, en cambio, el tantalato de indio permanezca estable. Ello se ha confirmado experimentalmente agregando SnO y WO{sub 2} a tantalato de cadmio. Este efecto puede eliminarse anadiendo oxido cuproso a los compuestos. (author) [Russian] Nezavisimo ot trebovanija v kazhdom otdel'nom sluchae, kontrol'nye materialy, prednaznachennye dlja prakticheskogo ispol'zovanija v vysokotemperaturnyh reaktorah dolzhny obladat' sledujushhimi svojstvami: I . a) vysokim pogloshheniem poperechnogo sechenija nejtronov v shirokom diapazone jenergii; b) vysokoj sposobnost'ju pogloshhenija nejtronov; v) maloj chuvstvitel'nost'ju k radiacionnomu povrezhdeniju; g ) horoshej teploustojchivost'ju;' ' d) maloj reaktivnost'ju s okruzhajushhej sredoj; e ) dolzhny byt' deshevymi i legko dostupnymi. Prinimaja vo vnimanie jeti soobrazhenija i prenebregaja pomehami reakcij p ,a , v pervuju ochered' sleduet rassmotret' sledujushhie jelementy: kadmij, vol'fram, indij i tantal. Ves'ma vazhno ob{sup e}dinit' horoshij poglotitel' teplovyh nejtronov s horoshim poglotitelem jepiteplovyh nejtronov s tem, chtoby poluchennyj takim obrazom material byl teploustojchivym ( Greater-Than-Or-Equivalent-To 700 Degree-Sign C) . Dlja jetogo mogut byt' ispol'zovany dvuokisi CdWO{sub 4}, Cd {sub 2}Ta{sub 2}O{sub 7} i CdIn{sub 2}O{sub 2}. Sredi nih naibolee vysokoustojchivym javljaetsja tantalat kadmija. Drugoj dvuokis'ju, predstavljajushhej v soedinenii s tantalatom kadmija blagoprijatnyj spektr pogloshhenija nejtronov, javljaetsja tantalat indija. Pri jetom on o bl ada et i horoshej teploustojchivost'ju. Tak kak keramicheskim pogloshhajushhim materialam forma pridaetsja putem plasticheskoj deformacii, oni chasto ispol'zujutsja v vide kermetov. Pojetomu oni dolzhny byt' sovmestimy s metallami. Tantalat kadmija sovmestim s serebrom, s med'ju i do 7 00 Degree-Sign S, s nikelem; tantalat indija polnost'ju sovmestim s serebrom, med'ju i nikelem i do 700 Degree-Sign S, s molibdenom i do nekotoroj stepeni s zh e l e zom . Jeti rezul'taty sootvetstvujut vychislenijam termodinamiki . Dlja togo, chtoby ocenit' povedenie pogloshhajushhih materialov v uslovijah reaktora, neobhodimo prinjat' vo vnimanie dochernie produkty pogloshhenija nejtronov. Kadmij-113 prevrashhaetsja v stabil'nyj kadmij-114, togda kak tantal prevrashhaetsja v vol'fram, a indij - v olovo. Oba dochernih produkta mogut zaderzhat' v svoih naibolee prochnyh sostojanijah v a lentnosti bol'shee kolichestvo kisloroda, chem ishodnye jelementy. Pojetomu mozhno ozhidat' vosstanovlenija Cd{sup ++}B metall, togda kak tantalat indija dolzhen byt' prochnym. Jeti zakljuchenija podtverzhdajutsja jeksperimentami, provedennymi s dobavlenijami SnO i WO{sub 2} k tanta- latu kadmija. Dobavlenie okisi medi k rassmatrivaemym soedinenijam pozvoljaet ustranit' jeto dejstvie. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  5. Limitations of Ir{sup 192} as a Radiographic Source for the Control of Reactor Pressure-Vessels; Limitations de {sup 192}Ir en Tant que Source pour l'Examen Radiographique des Caissons Etanches de Reacteurs; Nedostatki Iridiya-192 v kachestveradiograficheskogo istochnika dlya kontrolya za korpusami reaktorov vysokogodavleniya; Limitaciones del {sup 192}Ir como Fuente Radiografica en el Control de Recipientes de Presion para Reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Horvat, D. [Nuclear Institute ' ' J. Stefan' ' Ljubljana, Yugoslavia (Slovenia)

    1965-09-15

    Published data and the results of our own investigations have shown that the advantage of Ir{sup 192} with regard to the quality of radiographs is obvious when comparing it with Co{sup 60} even with thicknesses over 80 mm of irradiated steel. The application of Ir{sup 192} in practice is limited by the alternative: either a very long exposure time or a source of very high activity. Where the exposure (Ci. min) for 1 m of radiographed weld is plotted against the specific activity of the source, diagrams show that, for practically attainable specific activities kilo-curie sources must be used for greater thicknesses. For such sources, self-absorption may become an important factor. An analysis of the influence of self-absorption causing a reduction of the source effectiveness and the filtration effect in the source is made by determining an equivalent increase of thickness of irradiated steel and by calculating the effective linear absorption coefficient as a function of the source dimensions and the thickness of the irradiated steel. Even in cases of relatively large source dimensions the filtration effect does not diminish the effective linear absorption coefficient to such an extent that the advantage in quality against Co{sup 60} would be lost. Possibilities of improvement due to a new shape of radiographic sources are discussed. In the case of narrow primary beams these new sources give smaller effective dimensions and allow shorter source-to-film distances. A further advantage of Ir{sup 192} is obvious from the diagrams of the weight of the exposure equipment for Ir{sup 192} and Coso taking in account equivalent activities of both sources regarding the same exposure time. The economic disadvantages, because of the short half-life,of Ir{sup 192} are discussed and a rough economical comparison between Co{sup 60} and Ir{sup 192} at different extensiveness and densities of the radiographic control is given. (author) [French] Les donnees publiees et les resultats des etudes faites par l'auteur montrent que, pour ce qui est de la qualite des radiographies,{sup 192}Ir presente un avantage tres net sur {sup 60}Co, meme pour des epaisseurs d'acier irradie superieures a 80 mm. Dans la pratique, l'emploi de {sup 192}Ir est limite parce qu'il faut un temps d'exposition tres long ou une source tres intense. Des diagrammes donnent, en fonction de l'activite specifique de la source, le temps d'exposition necessaire pour radiographier une soudure de 10 cm; ces diagrammes montrent que, compte tenu des activites specifiques que l'on peut obtenir dans la pratique, il faut des sources de l'ordre du kilocurie pour des epaisseurs plus importantes. Pour de telles sources, l'auto-absorption peut devenir un facteur important. Onanalysel'influence de l'auto-absorption, qui reduit l'efficacite de la source, et l'effet de filtration dans la source en determinant l'augmentation correspondante de l'epaisseur d'acier irradie et en calculant le coefficient reel d'absorption lineique en fonction des dimensions de la source et de l'epaisseur d'acier irradie. Meme lorsque les dimensions de la source sont relativement importantes, l'effet de filtration ne diminue pas le coefficient reel d'absorption lineique au point de faire disparaitre l'avantage de {sup 192}Ir sur {sup 60}Co quant a la qualite de la radiographie. L'auteur examine les possibilites d'amelioration grace a. une forme nouvelle des sources. Ces nouvelles sources donnent, dans le cas de faisceaux primaires etroits, des dimensions efficaces plus reduites et permettent de diminuer la distance source-film. Un autre avantage de {sup 192}Ir ressort nettement des diagrammes donnant le poids des appareils de radiographie avec {sup 192}Ir et {sup 60}Co, compte tenu de l'intensite de la source dans chaque cas pour obtenir un meme temps d'exposition. L'auteur discute les desavantages de {sup 192}Ir sur le plan economique, du fait de sa courte periode; sur ce meme plan, il compare approximativement Registered-Sign Degree-Sign Co et {sup 192}Ir suivant la sensibilite et la precision desirees lors de l'examen radiographique. (author) [Spanish] Los datos publicados en la literatura y los resultados de las investigaciones del autor han puesto de manifiesto las ventajas evidentes que el {sup 192}Ir presenta sobre el {sup 60}Co en cuanto a la calidad de las radiografias obtenidas, aun con espesores de acero superiores a 80 mm. En la practica, la aplicacion del {sup 192}Ir esta supeditada a la siguiente alternativa: exposicion sumamente prolongada, o bien empleo de una fuente de actividad muy elevada. Si se representa graficamente la exposicion (Ci x min) correspondiente a 1 m de soldadura radiografiada, en funcion de la actividad especifica de la fuente, se observa que para espesores superiores a 80 mm y con las actividades especificas alcanzables en la practica, es necesario usar fuentes del orden del kilocurie. En ellas, la autoabsorcion puede llegar a ser un factor de importancia. Se analizan en la memoria la disminucion que la autoabsorcion provoca en la eficacia de la fuente y el efecto de filtracion en la misma; para ello se determina un aumento equivalente en el espesor del acero y se calcula el coeficiente de absorcion lineal efectiva en funcion de las dimensiones de la fuente y del espesor del acero irradiado. Aun tratandose de fuentes de dimensiones relativamente grandes, el efecto de diltracion no provoca en el coeficiente de absorcion lineal efectiva una disminucion capaz de anular las ventajas respecto del {sup 60}Co. Se analizan en el trabajo las posibilidades de mejora debidas al empleo de fuentes radiograficas modificadas. En el caso de haces primarios angostos, estas nuevas fuentes dan menores dimensiones efectivas y permiten trabajar con menores distancias entre fuente y pelicula. Otra ventaja del {sup 192}Ir se observa al comparar los pesos de los equipos necesarios para el {sup 192}Ir y para el {sup 60}Co, tomando en cuenta actividades equivalentes de ambas fuentes para igual tiempo de exposicion. Se analizan en el trabajo las desventajas economicas del {sup 192}Ir debidas a su corto periodo, y se presenta una comparacion economica aproximada entre {sup 60}Co y {sup 192}Ir para diferentes espesores y densidades del control radiografico. (author) [Russian] Opublikovannye dannye i rezul'taty nashih sobstvennyh issledovanij pokazali, chto preimushhestvo iridija-192 v otnoshenii kachestva rentgenovskih snimkov javljaetsja ochevidnym po sravneniju s kobal'- tom-60 dazhe pri Julpine obluchaemoj stali svyshe 80 mm. Primenenie iridija-192 na praktike ogranichivaetsja al'ternativoj: ili trebuetsja ochen' dlitel'noe vremja obluchenija ili istochnik ochen' vysokoj aktivnosti. Diagrammy, gde vychercheno obluchenie, vyrazhennoe v kjuri v minutu dlja odnogo metra radiografirovannoj svarki v otnoshenii udel'noj aktivnosti istochnika, pokazyvajut, chto v otnoshenii prakticheski dostupnyh udel'nyh aktivnostej istochniki v kilokjuri prihoditsja ispol'zovat' dlja bol'shej tolshhiny. Dlja takih istochnikov samopogloshhenie mozhet stat' vazhnym faktorom. Analiz vlijanija samopogloshhenija, vyzyvajushhego snizhenie jeffektivnosti istochnika i jeffektov fil'tracii v istochnike, proizvoditsja putem opredelenija jekvivalentnogo uvelichenija tolshhiny obluchaemoj stali i putem rascheta kojefficienta jeffektivnogo linejnogo pogloshhenija v kachestve funkcii razmerov istochnika i tolshhiny obluchaemoj stali. Dazhe v sluchajah s razmerami sravnitel'no krupnyh istochnikov jeffekt fil'tracii ne umen'shaet kojefficient jeffektivnogo linejnogo pogloshhenija v takoj stepeni, chtoby proishodila uterja preimushhestva v kachestve po sravneniju s kobal'tom-60. Obsuzhdajutsja vozmozhnosti uluchshenija v svjazi s novoj konfiguraciej radiograficheskih istochnikov. Jeti novye istochniki dajut v sluchae uzkih pervichnyh puchkov men'shie jeffektivnye razmery i dopuskajut men'shie rasstojanija mezhdu istochnikom i plenkoj. Drugoe preimushhestvo iridija-192 vidno iz diagramm vesa oborudovanija dlja obluchenija dlja iridija-192 i kobal'ta-60, uchityvaja jekvivalentnye aktivnosti oboih istochnikov v otnoshenii togo zhe samogo vremeni obluchenija. Obsuzhdae.tsja vopros ob jekonomicheskih nedostatkah iridija-192 vvidu ego korotkogo perioda poluraspada, i daetsja gruboe jekonomicheskoe sravnenie jeffektivnosti kobal'ta-60 i iridija-192 pri razlichnyh diapazonah i plotnostjah radiograficheskogo kontrolja. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  7. Fission Data and Nuclear Technology; Constantes de Fission et Technologie NucleAire; 0414 0410 041d 041d 042b 0415 . 041e 0414 0415 041b 0415 041d 0418 0418 0418 042f 0414 0415 0420 041d 0410 042f 0422 0415 0425 041d 041e 041b 041e 0413 0418 042f ; Datos Sobre la Fision y Tecnologia Nuclear

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hanna, G. C. [Chalk River Nuclear Laboratories, Chalk River, ON (Canada)

    1965-07-15

    Accurate nuclear data for fissile nuclei are required not only by reactor designers, but also by reactor physicists for the interpretation of integral experiments, e.g. studies of the change of reactivity with irradiation. Some of the requests that have been made for such fission data, and the reasons behind them, are discussed, along with the progress that has been made towards their fulfilment. An attempt is made to outline those areas where better data are required. (author) [French] On a besoin de valeurs exactes des constantes nucleaires concernant les noyaux fissiles, non seulement pour les etudes de reacteurs, mais egalement pour la physique des reacteurs lorsqu'on veut interpreter les experiences integrales, c'est-a-dire dans les etudes sur les modifications de la reactivite avec l'irradiation. L'auteur discute certaines des demandes de renseignements sur les constantes de fission, les raisons pour lesquelles elles ont ete faites et la mesure dans laquelle elles ont pu etre satisfaites. Il s'efforce egalement de delimiter les domaines dans lesquels on aurait besoin de valeurs plus precises. (author) [Spanish] No solo quienes trabajan.en el proyecto de reactores requieren datos nucleares exactos sobre los nucleos fisionables, sino que tambien los fisicos de reactores los necesitan para interpretar los resultados de experimentos integrales, como por ejemplo, en los estudios sobre la variacion de la reactividad en funcion de la irradiacion. El autor describe algunas de las peticiories de datos de esa clase que se han formulado, asi como los adelantos realizados con objeto de satisfacerlas. Tambien indica, en lineas generales, aiquellas esferas en las que se necesitan datos mas amplios y exactos. (author) [Russian] Tochnye jadernye dannye o rasshhepljajushhihsja jadrah neobhodimy ne tol'ko konstruktoram reaktorov, no takzhe i fizikam-reak- torshhikam dlja interpretacii integral'nyh jeksperimentov, to est' dlja izuchenija izmenenija reaktivnosti po mere

  8. Concluding Remarks; Zaklyuchitel'noe slovo

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Budker, G. I. [Institute of Nuclear Physics, Siberian Department of the USSR Academy of Sciences, Novosibirsk, Union Of Soviet Socialist Republics (Russian Federation)

    1969-01-15

    I feel that the changes which have taken place in science in the last few years open up new possibilities, about which I should like to say a few words. In 1951 we began work on thermonuclear reactions in the confident belief that we would solve the problem with a rush and immediately. I was assigned the task of ensuring that our future thermonuclear reactor would not get too much out of hand. It was like the story of the man who wished to invent a perpetual motion machine and had taken out a patent on a method for keeping it under control. This attitude stemmed from the successes in developing ''explosive thermonuclear reactors'', a task which was achieved within a very short period of time, leaving physicists with the impression that they could do everything - and do it fast. However, experience soon showed that here we had a scientific rather than a technological problem and that it would be necessary to study in detail the physics of plasmas - which we have now been doing for over ten years. [Russian] Mne kazhetsja, chto za poslednie gody- v nauke proizoshli izmenenija, otkryvshie novye vozmozhnosti, na kotoryh ja hotel by ostanovit'sja. Ja hochu napomnit', chto v 1951 godu my nachali raboty po fizike plazmy i termojadernym reakcijam. U nas byla uverennost', chto my reshim jetu problemu s hodu, srazu. Mne bylo porucheno obespechivat' regulirovanie budushhego termojadernogo reaktora, chtoby tot ne ochen' ''razognalsja'' i ne vyshel iz-pod kontrolja. Sejchas jeto poruchenie napominaet istoriju o tom, kak odin hotel izobresti vechnyj dvigatel' i vzjal patent na to, chtoby tot ne razgonjalsja do beskonechnyh skorostej. . . Bol'shie uspehi v razrabotke ''vzryvchatyh termojadernyh reaktorov'', kotorye byli sozdany za ochen' korotkoe vremja, porodili u fizikov uverennost' v to, chto oni mogut sdelat' vse i sdelat' bystro. Odnako ochen' skoro zhizn' pokazala, chto jetim delom nuzhno zanimat'sja ne kak konstruirovaniem, a kak naukoj, chto nado razvivat' plazmennuju

  9. 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

    ) [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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-01-15

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

  11. 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

    , 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

    debido a un control deficiente de los combustibles nucleares y a la falta de precision en las operaciones contables. La administracion de materiales nucleares requiere que los explotadores de los reactores de potencia lleven una contabilidad completa y detallada. No es necesario que los documentos sean complejos si lo que se pretende es que sean completos y adecuados. En realidad, la sencillez es sobremanera conveniente. A pesar de que el combustible nuclear es un combustible nuevo y totalmente distinto de los de tipo tradicional, no hay que rodear su utilizacion de ninguna aureola de misterio. El control de los materiales nucleares no es una simple labor de inventario, sino que constituye la base de muchas otras operaciones inherentes a la explotacion de los reactores de potencia, por ejemplo: el transporte del combustible irradiado, su regeneracion con la correspondiente contabilizacion del combustible recuperado y del material producido durante el funcionamiento del reactor, y, por ultimo, el establecimiento de un sistema de seguros adecuado. (author) [Russian] Otnositel'no novoe i chrezvychajno cennoe toplivo dlja proizvodstva jelektrojenergii, a imenno uran, trebuet ochen' tshhatel'nogo ucheta s momenta, kogda operator reaktora prinimaet na sebja material'nuju otvetstvennost' za jetot material, i do togo momenta, kogda jetot material v vide chastichno otrabotannogo topliva peredaetsja na druguju ustanovku, gde regeneriruetsja ostavshajasja chast' ego pervonachal'noj cennosti. Bol'shaja chast' operatorov jenergeticheskih reaktorov, do pojavlenija v svet jadernoj jenergetiki, rabotala na jelektrostancijah s obychnym iskopaemym toplivom i /zhe davno vyrabotala dostatochno polnye i nadezhnye formy kontrolja za ego rashodovaniem. Operator reaktora dolzhen raspolagat' ne menee nadezhnymi sposobami ucheta jadernyh materialov, ispol'zuemyh na ego ustanovke. Jekspluatacija jenergeticheskih reaktorov ne imeet bol'shoj istorii, i na protjazhenii otnositel'no korotkogo perioda

  13. Problems to be Expected in Disposing of Fission Products from a Possible Nuclear Power Programme; Problemes Eventuels d'Elimination des Produits de Fission dans les Futures Centrales Nucleaires; 0412 0415 0420 041e 042f 0414 ; Problemas que Puede Plantear la Evacuacion de Productos de Fision Resultantes de la Ejecucion de un Programa de Produccion de Energia de Origen Nuclear

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dickson, G. K. [Cenral Technical Services, Engineering and Development Group, United Kingdom Atomic Energy Authority, Risley (United Kingdom)

    1960-07-01

    menos precisos cuando se trata de un futuro mas lejano. Los procesos quimicos que sera necesario emplear para los combustibles irradiados dependeran del tipo de combustible, de su grado de combustion, etc. por lo que se supone que cambiaran durante el periodo en cuestion. Por lo tanto, se estudian las cantidades de productos de fision e isotopos pesados que puedan producirse, las formas en que puedan salir de los diversos procesos de elaboracion, y los metodos de que se dispone para manejarlos con garantias de seguridad, bien almacenandolos o evacuandolos. (author) [Russian] V dokumente rassmatrivaetsja tipichnaja programma po atomnoj jenergetike Velikobritanii na posledujushhie neskol'ko desjatiletij. V nem daetsja dostatochno horoshaja ocenka podlezhashhih stroitel'stvu tipov atomnyh reaktorov i tipov gorjuchego, kotoroe budet pervonachal'no ispol'zovat'sja v nih, hotja jetot vopros i javljaetsja menee opredelennym dlja posledujushhego vremeni. Himicheskaja obrabotka, kotoroj neobhodimo podvergnut' obluchennoe gorjuchee, budet zaviset' ot vida gorjuchego, ego vygoranija i t.d. i podvergnetsja izmeneniju vo vremja rassmatrivaemogo perioda vremeni. Pojetomu v dokumente udeljaetsja vnimanie voprosu o kolichestve deljashhihsja materialov i tjazhelyh izotopov, kotorye mogut byt' proizvedeny, o formah, v kotoryh oni okazyvajutsja posle himicheskoj obrabotki, a takzhe voprosu o dostupnyh metodah bezopasnogo obrashhenija s nimi kak posredstvom hranenija v cisternah, tak i posredstvom udalenija. (author)

  14. Industrial Ultrasonic Inspection of Stainless-Steel Claddings for the EL4 Reactor; Controle Industriel par Ultrasons des Gaines en Acier Inoxydable du Reacteur EL4; Promyshlennyj kontrol' obolochechnykh trub iz nerzhaveyushchej stali reaktora dlya EL4 s pomoshch'yu ul'trazvukovogo metoda; Metodos Ultrasonicos para Control Industrial de las Vainas de Acero Inoxidable del Reactor EL4

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Prot, A. C.; Foulquoer, H. E.; Peyrot, J. P. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1965-09-15

    del metodo a utilizar representa un proceso delicado, cuyas consideraciones fundamentales se exponen en el presente trabajo. Una vez elegido el metodo y puesto a punto en el laboratorio, surgen dos nuevos problemas: Transposicion a escala industrial. Necesidad de tener siempre presente la calidad que puede alcanzarse en la industria, en relacion con normas de aceptacion definidas de manera mas o menos arbitraria. En la practica, ello obliga a realizar un estudio estadistico sobre partidas de tubos de diversos origenes y clasificarlos teniendo en cuenta umbrales de aceptacion de distintos grados de severidad. Como se ve en el trabajo, el numero de tubos a controlar es muy superior al previsto inicialmente. Este hecho indujo a estudiar una maquina de control automatico, capaz de satisfacer al mismo tiempo las exigencias de la cantidad y las propias del tipo de control seleccionado; estas ultimas son por lo general de orden mecanico y requieren una construccion especialmente esmerada. El conjunto de estas consideraciones llevo a concebir una maquina capaz de satisfacer sin dificultad las necesidades de una cadena de fabricacion'de elementos combustibles. Las posibilidades de esta maquina estan estrechamente ligadas a las caracteristicas del material descontrol escogido, sobre todo al rendimiento de los circuitos electronicos correspondientes a los aparatos de control por metodos ultrasonicos y al de los transductores utilizados. Se deduce del presente estudio, por otra parte, que el material corriente no responde al problema sino de manera muy imperfecta, y que se debe encarar desde ya el proyecto de un aparato especial para este tipo de control. (author) [Russian] Uluchshenie rabochih harakteristik reaktorov trebuet primenenija tshhatel'no razrabotannyh i strogo kontroliruemyh materialov. Odnim iz aspektov jetogo kontrolja javljaetsja kachestvo ispol'zuemyh pokrytij dlja trub, mehanicheskoe sostojanie kotoryh predstavljaet soboj sushhestvennyj faktor rentabel

  15. Control Methods Used in the Department of Metallurgy for Structure and Fuel Elements; Methodes de Controle Utilisees au Departement de Metallurgie pour les Elements de Structure et les Elements Combustibles; Metody kontrolya struktury toplivnykh ehlementov v departamente metallurgii; Metodos de Control Utilizados en el Departamento de Metalurgia para los Elementos Estructurales y Combustibles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Destribats, Marie-Therese; Allain, C.; Prot, A.; Thome, P. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1965-09-15

    metodos se han desarrollado con miras a su utilizacion industrial. Algunos de ellos se aplican ya corrientemente durante la fabricacion; otros se utilizaran proximamente y el resto es susceptible de aplicacion a mas largo plazo. (author) [Russian] Nachatoe v KAJe izuchenie razlichnyh tipov reaktorov privelo k ispol'zovaniju i razrabotke mnogih metodov nedestruktivnogo kontrolja razlichnyh materialov, v chastnosti radiografii, gammagrafii, ul'trazvukovyh voln i metoda tokov Fuko. Nizhe govoritsja o kontrole v processe stroitel'stva reaktorov sistemy EDF (grafit- gaz), EL4 (tjazhelaja voda) i izgotovlenija sovmestno prokatannyh jelementov. Vydeleny nekotorye harakternee momenty jetih razlichnyh metodov, chast' kotoryh horosho izvestna. Sistema EDF: izmerenie tolshhiny stenok trub iz urana ili iz uranovogo splava ul'trazvukom; vyjavlenie polostej v jetih trubkah s pomosh'ju gammagrafii; kontrol' za termicheskoj obrabotkoj ul'trazvukom jetih trub; izuchenie defektov (vkraplenija, treshhiny) ul'trazvukom v slitkah i zagotovkah obolochek iz MgZr; kontrol' za germetichnost'ju toplivnyh jelementov s pomoshh'ju gelija. Sistema EL 4: izmerenie tolshiny stenok silovyh trub i napravljajushhih trub iz cirkal- loja s pomoshh'ju ul'trazvuka i tokov Fuko; proverka s pomoshh'ju ul'trazvuka trub iz cirkal- loja, rasschitannyh na davlenie, i trubchatogo pokrytija iz nerzhavejushhej stali; vakuumnaja radiografija obolochek iz Be; kontrol' germetichnosti sterzhnej s pomoshh'ju gelija. Sovmestno prokatannye jelementy: izmerenie tolshhiny pokrytija pul'sirujushhimi tokami Fuko; vyjavlenie polozhenija serdechnika po otnosheniju k trubam i plastinkam s pomoshh'ju radiografii, scheta gamma-chastic i pul'sirujushhih tokov Fuko; kontrol' za gomogennost'ju topliva metodom scheta gamma-chastic; obnaruzhenie treshhin v slitkah iz ZrU s pomoshh'ju ul'trazvuka i gammagrafii; vyjavlenie otsloennyh uchastkov plastinok s pomoshh'ju ul'trazvuka, pul'sirujushhih tokov Fuko, a takzhe izmerenie udel

  16. MASURCA, a Fast-Neutron Critical Mock-Up: Operation and Uses; MASURCA. Maquette Critique a Neutrons Rapides. Description Fonctionnelle et Obiectifs; ''MAZURKA'' - kriticheskaya model' na bystrykh nejtronakh. funktsional'noe opisanie i tseli; Descripcion Funcional y Objetivos de la Maqueta Critica de Neutrones Rapidos 'MASURCA '

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Schmitt, A. P.; Storrer, F.; Vendryes, G. [Association CEA-EURATOM, Cadarache (France); Tavernier, G.; Van Dievoet, J. [Societe Belgo-Nucleaire, Bruxelles (Belgium)

    1964-02-15

    . (author) [Russian] V nastojashhee vremja v Centre jadernyh issledovanij Kadarash v ramkah Associacii Evratom -KAJe konstruiruetsja kriticheskij maket na bystryh nejtro- nah pod nazvaniem {sup M}azurka{sup .} Jeta ustanovka obladaet bol'shimi vozmozhnostjami dlja pro- vedenija jeksperimentov i prednaznachena glavnym obrazom dlja provedenija issledovanij na krupnyh plutonievyh kriticheskih sborkah bez zamedlitelej s otnositel'no podvizhnym nej- tronnym spektrom. Izlagajutsja celi issledovanij, dlja osushhestvlenija kotoryh podobnaja ustanovka dolzhna otvechat' opredelennym uslovijam. Prezhde vsego ona dolzhna imet' bol'shuju gibkost' v ispol'zovanii i obespechivat' pochti absoljutnuju bezopasnost' v rabote. Problema bezopasnosti byla reshena putem: 1 .Issledovanija prisushhej ustanovke bezopasnosti; jelementy, imitirujushhie toplivo, pozvolili poluchit': a) kojefficient otricatel'noj reaktivnosti v rezul'tate kumu- ljativnogo prodol'nogo rasshirenija jetih jelementov; b) otricatel'nyj kojefficient Dopplera. 2 .Ispol'zovanija puchka avarijnyh upravljajushhih sterzhnej i kompensirujushhih sterzhnej; jeti sterzhni mogut razmeshhat'sja na reshetke s kvadratom 30 sm. 3.Primenenija germeticheskoj kamery s argonom na sluchaj pozhara. 4 . Strogogo administrativnogo kontrolja. Vybor metallicheskogo splava uran -plutonij -zhelezo v kachestve osnovnogo jelementa imitirovanija topliva zastavljaet predusmatrivat' ohlazhdenie krupnyh kriticheskih sborok v ustanovke. Natrij v kachestve zhidkogo ohladitelja dlja modeliruemyh reaktorov predstavlen natrie- vymi palochkami v obolochke iz nerzhavejushhej stali. Jeta ustanovka predstavljaet soboj vertikal'no-monoblokovyj tip. Takoj vybor ob{sup -} jasnjaetsja stremleniem poluchit' maksimal'nyj ob{sup e}m aktivnyh zon, kotoryj bylo predusmot- reno modelirovat' (porjadka 5000 l). Imitirujushhie jelementy imejut formu prjamoj prizmy s kvadratnym osnovaniem (krome toplivnyh jelementov s krugovoj osnovoj) s vneshnej storonoj (ili diametrom) 12,7 mm

  17. 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

  18. The Control of Fast Reactors: Current Methods and Future Prospects; Controle des Reacteurs a Neutrons Rapides. Methodes Actuelles et Perspectives d'Avenir; Upravlenie reaktorami na bystrykh nejtronakh. sushchestvuyushchie metody i dal'nejshie perspektivy; Control de Reactores Rapidos: Metodos Actuales y Perspectivas

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

    1964-06-15

    efectividad de los mecanismos de control han evolucionado desde evaluaciones poco precisas hasta calculos muy fidedignos confirmados experimentalmente en conjuntos criticos. El autor describe los resultados experimentales y las tecnicas analiticas, que suelen ser seguras. Los experimentos criticos que precedieron la construccion de los actuales modelos de reactores de neutrones rapidos comprendieron muchas investigaciones sobre la efectividad de sus mecanismos de control y experimentos marginales para sistemas perfeccionados en los que el cuerpo tiene un volumen mayor. El autor cita algunos estudios analiticos provisionales de los que se puede deducir que no habra necesidad de efectuar en lo sucesivo investigaciones experimentales detalladas en maquetas. (author) [Russian] Obsuzhdajutsja prakticheskie aspekty obespechenija sootvetstvujushhej reaktivnosti dlja upravlenija reaktorami na bystryh nejtronah, kotorye sushhestvenno otlichajutsja ot analogichnyh aspektov pri osushhestvlenii kontrolja sistem teplovyh nejtronov. Jeti razlichija vyzvany glavnym obrazom blagodarja nebol'shim sechenijam na bystryh nejtronah. V sistemah na bystryh nejtronah otsutstvujut sil'nye poglotiteli nejtronov. V rezul'tate jetogo takie sil'nye poglotiteli nejtronov v teplovyh reaktorah, kak produkty raspada (naprimer He i Zt)trebujut znachitel'no men'she reaktivnosti na ih kompensaciju, chem poterja reaktivnosti, vyzvannaja deleniem i zahvatom rasshhepljajushhihsja materialov. Poskol'ku atomnye sechenija bystrogo spektra dovol'no maly po sravneniju s sechenijami dlja teplovyh nejtronov atomnaja plotnost' materiala igraet vazhnuju rol' pri vybore materialov dlja regulirujushhih sterzhnej. Opisyvajutsja sushhestvujushhie tipy kontrol'nyh mehanizmov reaktorov na bystryh nejtronah. Jeti sposoby napravleny na vozmozhnost' ispol'zovanija, tam, gde jeto priemlemo,, kontrolja za utechkoj nejtronov. Kogda takoj kontrol' prakticheski neosushhestvim, to pri menjaetsja kontrol' s pomoshh'ju peredvizhenija

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  1. 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

    , ''Rejnish vestfalishes ehlektritsitetsverk und bajernverk'', Kal'-na-Majne, Zapadnaya Germaniya. Rabochaya kharakteristika kipyashchego reaktora atomnoj ehlektrostantsii pri obychnom rezhime raboty v kommunal'noj ehnergosisteme ochen' khoroshaya. Koehffitsient ispol'zovaniya i moshchnosti reaktora i ehlektrostantsii daet tverdoe osnovanie polagat', chto ehlektrostantsii s kipyashchimi reaktorami yavlyayutsya nadezhnymi s tochki zreniya ikh rabochej kharakteristiki. V techenie 1963 goda budut vvedeny v stroj chetyre dopolnitel'nye ehlektrostantsii s kipyashchimi reaktorami: atomnaya ehlektrostantsiya v Big Rok Pojnt, ''Kons'yumers pauehr kompani'', Sharl'vua, Michigan, atomnaya ehnergeticheskaya ustanovka v KHamboldt Bej, ''Pasifik gaz ehnd ehlektrik kompani'', Yurika, Kaliforniya, atomnaya ehlektrostantsiya v Garig'yano, Natsional'noe obshchestvo po atomnoj ehnergii, Skauri, Italiya,i Yaponskij demonstratsionnyj ehnergeticheskij reaktor. Yaponskij nauchno-issledovatel'skij institut po atomnoj ehnergii, Tokai-Mura, Yaponiya. Pusk i pervonachal'naya ehkspluatatsiya ehtikh ehlektrostantsij podtverzhdayut predpolozhenie o nadezhnosti ikh raboty, chto uzhe prodemonstrirovano atomnymi ehlektrostantsiyami v Drezdene, Kale i Vallesitose. Rabochaya kharakteristika atomnykh ehlektrostantsij v Drezdene, Kale i Vallesitose yavlyaetsya naglyadnym dokazatel'stvom stabil'nosti i bezopasnosti kipyashikh reaktorov. Krome togo, urovni radiatsii na samoj ehlektrostantsii i v okruzhayushchej srede znachitel'no nizhe predelov, ustanovlennykh litsenziyami na ehkspluatatsiyu. Podtverdilis' prostota i legkost' ehkspluatatsii kipyashchikh reaktorov. Kharakteristika kontrolya za nagruzkoj u kipyashchego reaktora s dvojnym tsiklom Drezdenskoj ehlektrostantsii okazalas' ochen' khoroshej. Krupnye i nebol'shie raboty po ukhodu i remontu mogut osushchestvlyat'sya obychnymi remontnymi gruppami bez vrednykh posledstvij ili bez limita vremeni, svyazannymi s soobrazheniyami radioaktivnogo oblucheniya. V

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

    bol'shinstvom promyshlennyh materialov, naprimer v SShA ceny na uran 90%-go obogashhenija i na uran 3%-go obogashhenija v vide shestiftoristogo urana i na tjazheluju vodu sostavljajut so otvetstvenno 10 808, 254 i 61,60 doll. SShA za 1 k g . Bolee togo, vo mnogih sluchajah jeti materialy, kak togo trebu- et ohrana zdorov'ja i tehnika bezopasnosti, nahodjatsja pod special'nym pravitel'stvennym kontrolem, ne svjazannym neposredstvenno s ih denezhnoj stoimost'ju. Nesmotrja na bol'shuju stoimost' jetih materialov, predusmatrivaetsja primenjat' ih v bol'shom kolichestve; napri- mer, v reaktore s vodnym zamedlitelem moshhnost'ju 500 mgvt budet ispol'zovano priblizi- tel'no 50 - 75 t materiala 3%-go obogashhenija, i, verojatno, vo v s em mire k 1980 godu moshhnost' reaktorov, nahodjashhihsja v jekspluatacii, budet jekvivalentno ravna moshhnosti priblizi- tel'no 200 - 300 reaktorov takogo razmera. Na osnovanii proshlogo opyta razrabotany special'nye metody i nalazhena praktika promyshlennogo ucheta nedorogostojashhih materialov v bol'shom kolichestve, naprimer ugol' ili zheleznaja ruda, i dorogostojashhih materialov v nebol'shom kolichestve, naprimer dragocen- nye metally . Pri pochti odinakovyh cenah special'nye jadernye materialy razlichajutsja po vidu i budut ispol'zovat'sja v kolichestvah, znachitel'no ''ol'shih po sravneniju s dragocennymi metallami. Hotja, verojatno, potrebujutsja special'nye metody ili sootvetstvuju- shhee izmenenie staryh metodov, nadlezhashhee ispol'zovanie mnogoobraznoj ustanovlennoj praktiki proverki i ucheta dolzhno okazat'sja dostatochnym v bol'shinstve sluchaev dlja dolzhnoj zashhity kapitalovlozhenij stran i otdel'nyh lic v proizvodstvo jetih dorogostojashhih materialov. Ustanavlivajutsja kriterii dlja ucheta materialov. Special'no rassmatrivaetsja vopros o, sootvetstvii razlichnyh metodov inventarnogo kontrolja, nachinaja ot sostavlenija ezhegodnyh balansov uch et a postuplenij i otpravok do podrobnoj ezhednevnoj fizicheskoj inventarnoj

  3. Neutron Spectra in H{sub 2}O, D{sub 2}O, BeO and CH{sub 2}; Spectres de Neutrons dans H{sub 2}O, D{sub 2}O, BeO et CH{sub 2}; Spektry nejtronov v H{sub 2}O, D{sub 2}O, BeO i CH{sub 2}; Espectros Neutronicos en H{sub 2}O, D{sub 2}O, BeO y CH{sub 2}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Neill, J. M.; Young, J. C.; Trimble, G. D.; Beyster, J. R. [General Atomic Division of General Dynamics Corporation, John Jay Hopkins Laboratory for Pure and Applied Science, San Diego, CA (United States)

    1965-08-15

    de los modelos teoricos de dispersion correspondientes al H{sub 2}O, D{sub 2}O y BeO. En la memoria se presentan los espectros dependientes del angulo y de la posicion medidos en H{sub 2}O y en D{sub 2}O envenenados con boro o con cadmio, espectros que muestran una mayor concordancia con los valores teoricos. Parece que el modelo de Nelkin para el H{sub 2}O constituye una primera descripcion razonable de la dispersion en ese moderador. Asimismo, el modelo de Honeck para el D{sub 2}O, ampliacion del modelo incoherente de Nelkin para el H{sub 2}O, constituye una descripcion apropiada para ciertas aplicaciones. Ello es un tanto sorprendente porque el deuterio, al contrario que el hidrogeno, suele ser un dispersor coherente, pero confirma recientes estudios de Koppel, que demostro que los terminos de dispersion por interferencia intra e intermolecular en el D{sub 2}O tienden a anularse. Tambien se presentan espectros neutronicos dependientes del angulo, medidos en BeO envenenado con acero inoxidable borado. En general, la concordancia de los valores medidos con los datos calculados ha mejorado considerablemente. El nucleo teorico de dispersion se basa en un espectro de frecuencias de Debye con una frecu'ncia de corte adaptada a las mediciones del calor especifico del BeO. En las mediciones se observa que la retencion de Bragg afecta a una cantidad considerable de neutrones de baja energia. (author) [Russian] V obshhestve ''Dzheneral atomik'' proizvodjatsja izmerenija spektrov teplovyh nejtronov v zamedliteljah, predstavljajushhih interes dlja tehnologii reaktorov. Cel' izmerenij -obespechit' polnuju proverku udovletvoritel'nosti predlagaemyh modelej rassejanija dlja jetih zamedlitelej. V nastojashhee vremja jadra rassejanija poluchajutsja ili putem neposredstvennogo izmerenija sechenij dvojnogo differencial'nogo rassejanija, ili posredstvom vyvedenija ih iz izuchenija kolebatel'nyh vrashhatel'nyh dvizhenij molekul v zhidkosti ili kolebatel'nogo spektra reshetki v tverdom

  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. 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

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

    1962-03-15

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

  6. Chemical Production using Fission Fragments; Emploi des fragments de fission dans la production de substances chimiques; Ispol'zovanie produkto v raspada v khimicheskom proizvodstve; Empleo de los fragmentos de fision en la industria quimica

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    Dawson, J K; Moseley, F [AERE, Harwell (United Kingdom)

    1960-07-15

    'eau. Aucun des systemes etudies jusqu'a present ne parait offrir de possibilites interessantes pour la grande industrie chimique. (author) [Spanish] En una memoria presentada en la segunda Conferencia Internacional sobre la Utilizacion de la Energia Atomica con Fines Pacificos [A/Conf. 15/P. 76] se expusieron algunas consideraciones , atendiendo al diseno de los reactores, sobre la utilizacion de la energia de retroceso de los fragmentos de fision para la produccion de ciertos compuestos quimicos de importancia industrial. La presente memoria pasa revista a los progresos realizados desde entonces en esta materia por el Atomic Energy Research Establishment de Harwell. Los autores examinan la relacion entre el alcance y la energia para los fragmentos de fision al discutirse la eleccion del combustible para un reactor destinado a la produccion de compuestos quimicos y describen la variacion de efecto quimico observada a lo largo de la trayectoria de los fragmentos de fision en la irradiacion de mezclas de nitrogeno y oxigeno. Analizan tambien los resultados de investigaciones recientes acerca de los efectos de fragmentos de fision sobre mezclas de monoxido de carbono e hidrogeno y sobre el vapor de agua. Al parecer, ninguno de los sistemas estudiados hasta la fecha ofrece perspectivas particularmente interesantes para la industria quimica pesada. (author) [Russian] V doklade, predstavlennom ran'she na Vtoroj mezhdunarodnoj konferentsii Organizatsii Ob'edinennykh Natsij po mirnomu ispol'zovaniyu atomnoj ehnergii (A/Conf. 15/P. 76) v svyazi s konstruktsiej reaktorov obsuzhdalis' nekotorye soobrazheniya otnositel'no vozmozhnosti ispol'zovaniya ehnergii otdachi produktov raspada dlya proizvodstva vazhnykh dlya promyshlennosti khimikaliev. V nastoyashchem doklade rezyumiruyutsya bolee nedavnie rezul'taty, dostignutye v ehtoj oblasti Nauchno-issledo-vatel'skim institutom po atomnoj ehnergii v KHaruehlle. Sootnoshenie mezhdu prokhodimym rasstoyaniem i ehnergiej produktov deleniya

  7. Critical experiments and nuclear calculations - LAMPRE-I; Experiences critiques et calculs nucleaires concernant le LAMPRE-I; Kriticheskie opyty i yadernye raschety - LAMPRE-I; Experimentos criticos u calculos nucleares relativos al LAMPRE-I

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    Battat, M E [Los Alamos Scientific Laboratory, University of California, Los Alamos, NM (United States)

    1962-03-15

    utilise la methode S{sub n} pour resoudre le probleme du transport neutronique. La comparaison entre les valeurs calculees et les valeurs mesurees des parametres, tels que le coefficient thermique, l'efficacite des barres de controle et la masse critique, presente aussi de l'interet pour evaluer le degre de confiance que l'on peut accorder aux calculs des bureaux d'etudes. (author) [Spanish] Como parte de un programa de ensayos de combustibles de plutonio para reactores reproductores de neutrones rapidos, se ha construido y puesto en marcha en el Los Alamos Scientific Laboratory un reactor experimental de 1 MW refrigerado por sodio, cuyo cuerpo contiene una aleacion fundida de plutonio y hierro (90 atomos por ciento de Pu y 10 atomos por ciento de Fe; punto de fusion: 410 deg. C). La reactividad se regula por medio de un reflector de acero inoxidable y de cuatro barras de control de niquel situadas fuera del nucleo. Se han llevado a cabo experimentos a temperaturas (isotermicas) de 80, 160 y 480 deg. C en el cuerpo, a fin de determinar la masa critica y la eficacia del reflector a cada una de esas temperaturas. Tambien se midio la eficacia de las barras de control, por registro de los periodos y del coeficiente termico de la reactividad. Aplicando el metodo S{sub n} de resolucion del problema del transporte neutronico, se efectuaron calculos para determinar los parametros nucleares basicos del reactor. La comparacion entre los valores calculados y los valores medidos de parametros tales como el coeficiente termico, la eficacia de las barras de control y la masa critica, presenta tambien interes en lo que se refiere a la evaluacion del grado de confianza que puede atribuirse a los calculos del proyectista. (author) [Russian] V kachestve chasti programmy po razvitiyu plutonievogo topliva dlya reaktorov-razmnozhitele j na bystrykh nejtronakh Los-Alamosskaya nauchnaya laboratoriya skonstruirovala i ehkspluatiruet ispytatel'nyj reaktor s natrievym okhlazhdeniem moshchnost'yu v

  8. A punched-card library of neutron cross-sections and its use in the mechanized preparation of group cross-sections for use in Monte Carlo, Carlson S{sub n} and other multi-group neutronics calculations on high-speed computers

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Parker, K [Atomic Weapons Research Establishment, Aldermaston (United Kingdom)

    1962-03-15

    vklyuchayut mnogogruppovoe transportnoe priblizhenie i polnuyu obrabotku anizotropnogo rasseyaniya, ispol'zuya momenty mnogochlena Lezhandra matritsy peredachi rasseyaniya. Printsipy obrazovaniya gruppovoj postoyannoj obsuzhdayutsya i illyustriruyutsya pri pomoshchi opisaniya sistem gruppovykh postoyannykh, podkhodyashchikh dlya raschetov reaktorov na bystrykh nejtronakh. Obsuzhdayutsya takie prakticheskie problemy, kak ehmpiricheskoe sogla- sovanie gruppovykh postoyannykh dlya vosproizvodstva integral'nykh rezul'tatov i prive-denie mnogogruppovoj sistemy postoyannykh k malogruppovoj sisteme. (author)

  9. The Practice of Waste Disposal in the United Kingdom Atomic Energy Authority; Methodes Employees par l'Atomic Energy Authority du Royaume-Uni pour Eliminer les Dechets Radioactifs; 041f 041e 0420 042f 0414 041e 041a 0423 0414 ; Sistemas de Evacuacion de Desechos en la United Kingdom Atomic Energy Authority

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dunster, H. J.; Wix, L. F.U. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Health and Safety Branch (United Kingdom)

    1960-07-01

    ou moyenne, sont enfouis dans des emplacements specialement choisis - ou ils n'ont aucune possibilite de contaminer les ressources en eau - ou noyes au fond de la mer. Le memoire donne un apercu des diverses methodes employees et indique quelles sont les quantites de dechets liquides et solides qui doivent etre eliminees, tous les ans, suivant chacune de ces methodes. (author) [Spanish] La United Kingdom Atomic Energy Authority tiene en funcionamiento instalaciones situadas desde el sur de Inglaterra hasta la costa norte de Escocia. Las funciones de estas instalaciones incluyen la produccion y elaboracion de combustibles nucleares, la produccion de electricidad e isotopos con fines comerciales, el estudio de nuevos tipos de reactores y la investigacion en todos los campos afines. Por lo tanto, la Authority tiene que resolver el problema de la evacuacion de desechos muy variados que se producen en una gran cantidad de lugares distintos. Los' desechos principales de alto nivel radiactivo, tanto liquidos como solidos, son almacenados en tanques y recipientes especiales, mientras que los desechos liquidos de bajo nivel y de gran volumen son evacuados en cantidades exactamente controladas hacia el mar o los rios. Los desechos solidos de nivel medio o bajo son enterrados en zonas seleccionadas donde no podran entrar en contacto con los suministros de agua, o son hundidos en el fondo del mar. La memoria resume los diversos sistemas utilizados y da cantidades tipicas de los desechos liquidos y solidos que se producen anualmente y que son evacuados por dichos sistemas. (author) [Russian] Komissija po atomnoj jenergii Soedinennogo Korolevstva imeet predprijatija v razlichnyh rajonah strany ot juzhnogo poberezh'ja Anglii do severnyh beregov Shotlandii. Jeti predprijatija zanjaty proizvodstvom i pererabotkoj jadernogo topliva, proizvodstvom jelektrojenergii i izotopov dlja kommercheskih celej, razrabotkoj novyh tipov reaktorov i vedeniem nauchno-issledovatel'skoj raboty v

  10. On the Waste Disposal Potentiality of the Atmosphere; Possibilites d'Elimination des Dechets Radioactifs dans l'Atmosphere; 041a 0412 041e 041f 0414 ; Sobre la Posibilidad de Evacuar Desechos en la Atmosfera

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Small, S. H.; Storebo, P. B. [Norwegian Defence Research Establishment (Norway)

    1960-07-01

    na bol'shih vysotah, chem jeto schitalos' ranee. Osazhdenie radioaktivnyh materialov v kakoj-to stepeni javljaetsja sistematicheski neodnorodnym i dopustimye urovni atmosfernoj radioaktivnosti dolzhny osnovyvat'sja na vozmozhnoj ugroze v naibolee zagrjaznennyh radioaktivnost'ju rajonah, naprimer, v rajonah so znachitel'nymi orograficheskimi osadkami. V svjazi s izmerenijami atmosfernoj radioaktivnosti otmechaetsja, chto metody vzjatija prob dolzhny uchityvat' verojatnoe vozdejstvie postepennyh izmenenij v prakticheskih velichinah i udalenie chastic v rezul'tate osedanija, stalkivanija i pogloshhenija pri popadanii na rastenija i stroenija i t.d. Meteorologicheskie problemy v svjazi s kontrolem nad radiaciej i predupreditel'nymi sistemami rassmatrivajutsja v svjazi s rabotoj reaktorov. Dajutsja tehnicheskie detali sravnitel'no prostyh predupreditel'nyh sistem. (author)

  11. Problems Arising from Disposal of Low-Activity Radioactive Waste in the Coastal Waters of the Netherlands; Problemes Poses par l'Evacuation des dechets de Faible Radioactivite dans les Eaux Cotieres des Pays-Bas; 041f 0420 041e 0414 ; Problemas que Plantea la Evacuacion de Desechos Radiactivos de Baja Actividad en las Aguas Costeras de los Paises Bajos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Korringa, P. [Netherlands Institute for Fishery Investigations, Ijmuiden (Netherlands)

    1960-07-01

    acumulacion puede alcanzar niveles alarmantes. Dado que los principales productos de pesqueria que se obtienen en las proximidades de la conduccion de descarga proyectada para el centro holandes de investigacion sobre reactores son los camarones, lenguados platijas y mejillones, habria que evitar que se produjese una acumulacion apreciable de desechos radiactivos en estos animales. La peculiar situacion internacional del mercado pesquero de los Paises Bajos exige particular cuidado, y la migracion de peces y camarones impide el evitar que exista una zona contaminada. (author) [Russian] Radioaktivnye othody s nizkoj aktivnost'ju, otvedennye v pribrezhnye vody, budut vkljuchat'sja v morskoj ''pishhevoj obmen'' dvumja sovershenno razlichnymi putjami. 1. Adsorbcija na poverhnosti planktonovyh organizmov i adsorbcija na chasticy ila. V poslednem sluchae ryby i drugie sushhestva mogut zaglotit' zagrjaznennye chastichki so svoej obychnoj pishhej. V tom sluchae, kogda rassmatrivaemye jelementy ne igrajut pervostepennoj biologicheskoj roli dlja dannyh organizmov, akkumuljacija ne budet vozrastat' v geometricheskoj progressij. Bol'shaja chast' radioaktivnogo materiala, proglochennogo vmeste s chasticami ila, pozdnee pokinet organizm. 2. Akkumuljacija cherez aktivnoe usvoenie jelementov, sobiraemyh v sostojanii rastvora organizmami, kotorye nosjat na sebe obolochki. Med', cink, marganec, kobal't i t.p. jelementy akkumulirujutsja v znachitel'noj stepeni sushhestvami, kotorye sozdajut sebe pokrytie, takimi kak moljuski, i sohranjajutsja v soedinitel'nyh tkanjah. Esli chast' takih jelementov javljaetsja radioaktivnoj, akkumuljacija mozhet dostignut' opasnyh predelov. Krevetki, morskie jazyki, kambala i dvustvorchatye rakoviny, javljajutsja osnovnym rybnym produktom v rajone, prilegajushhem k planiruemomu truboprovodu Datskogo centra po issledovaniju reaktorov, i sleduet predotvratit' znachitel'nuju akkumuljaciju radioaktivnyh othodov v jetih organizmah. Osoboe mezhdunarodnoe polozhenie

  12. The effective lifetime and temperature coefficient in a coupled fast-thermal reactor; Temps de vie effectif et coefficient de temperature dans un reacteur a couplage neutrons rapides-neutrons thermiques; Ehffektivnyj srok zhizni i temperaturnyj koehffitsient nejtronov v dvoyakom reaktore na bystrykh i teplovykh nejtronakh; Vida efectiva y coeficiente de temperatura en un reactor con acoplamiento rapido-termico

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Haefele, W. [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

    1962-03-15

    . Teplovoj komponent dejstvuet kak svoego roda zamedlitel' vremeni zhizni nejtronov. Kak i v teorii zapazdyvayushchikh nejtronov, ehffekt zapazdyvaniya ischezaet, esli reaktivnost' dostatochno vysoka, chtoby bystryj komponent stal kritichnym sam po sebe. V issledovanii rassmatrivalsya sparennyj reaktor, v kotorom bystryj komponent podvergaetsya dejstviyu vnezapnogo stupenchatogo skachka reaktivnosti {alpha}{sub 0}. Izza vozrastayushchego urovnya ehnergii temperatura podnimaetsya i nachinayut rabotat' dva temperaturnykh koehffitsienta: temperaturnyj koehffitsient bystrogo komponenta i temperaturnyj koehffitsient teplovogo komponenta. Ehta problema rassmatrivaetsya s odnoj gruppoj zapazdyvayushchikh nejtronov (v obychnom znachenii). Privoditsya formalizm dlya vyrazheniya ehffektivnogo sroka zhizni i temperaturnogo koehffitsienta vo vremya razlichnykh stadij issledovaniya. Dany takie otkloneniya dlya razlichnykh znachenij {alpha}{sub 0}, pri kotorykh dostigaetsya predel kinetiki reaktorov na bystrykh nejtronakh. (author)

  13. Delayed Neutrons and Photoneutrons from Fission Products; Neutrons Retardes et Photoneutrons Emis par des Produits de Fission; 0417 0410 041f 0410 0417 0414 042b 0412 0410 042e 0429 0418 0415 041d 0415 0419 0422 0420 041e 041d 042b 0418 0424 041e 0422 041e 041d 0415 0419 0422 0420 041e 041d 042b 041f 0420 041e 0414 0423 041a 0422 041e 0412 0414 0415 041b 0415 041d 0418 042f ; Neutrones Retardados y Fotoneutrones de los Productos de Fision

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Amiel, S. [Soreq Nuclear Research Centre, Atomic Energy Commission, Yavne (Israel)

    1965-07-15

    nezavisimy ot jenergii bombardirujushhih deljashhihsja nejtronov pri jenergijah do neskol'kih Mjev. V ztom diapazone vyhody nabljudaemoj gruppy, osobenno gruppy dolgozhivushhih predshestvennikov, dostatochno horosho soglasujutsja s massoj delenija i raspredelenijami zarjada, a takzhe s raschetnoj verojatnost'ju ispuskanija nejtronov. Dal'nejshee detal'noe issledovanie predshestvennikov zapazdyvajushhih nejtronov (v chastnosti, v trudnoj oblasti korotkogo perioda poluraspada) trebuet usovershenstvovanija metodov sverhbystrogo radiohimicheskogo otdelenija predshestvennikov (ili izotopnogo razdelenija na linii), a takzhe bystroj nejtronnoj spektroskopii s vysokoj razreshajushhej sposobnost'ju i jeffektivnost'ju. Fotonejtrony, Znanie intensivnosti i spektrov gamma-luchej produktov delenija imeet bol'shoe prakticheskoe znachenie v reaktornoj tehnike, v chastnosti, chto kasaetsja jeffektov nagrevanija gamma-luchami, jekranirovanija i radiacii. Gamma-luchi s jenergiej, bol'shej chem 2,23 i 1,67 Mjev, javljajutsja prichinoj jemissii fotonejtronov iz dejterija i berillija sootvetstvenno i ochen' vazhny dlja izuchenija kinetiki tjazhelovodnyh reaktorov s zamedlitelem iz berillija. Intensivnost' ispuskanija fotonejtronoja posle delenija predstavljaet soboj slozhnyj raspad sootvetstvujushhih nuklidov, ispuskajushhih gamma-luchi v smesi iz cepochki produktov delenija. Obshhie krivye raspada fotonejtroiov iz D{sub 2}O i Be byli razdeleny na 9 grupp s periodom poluraspada v diapazone ot neskol'kih sekund do priblizitel'no 13 dnej. Kazhdaja iz jetih grupp predstavljaet soboj slozhnyj sostav nuklidov. Detal'naja informacija otnositel'no komponentov jetih grupp ochen' vazhna dlja teh reaktorov, v kotoryh mozhet imet' mesto frakcionirovannoe delenie, vlijajushhee na otnositel'nuju gruppovuju rasprostranennost'. Podobnaja informacija sushhestvuet tol'ko v otnoshenii dolgozhivushhih produktov delenija, harakteristiki i vyhod kotoryh horosho izvestny, i rezul'taty jeksperimentov soglasujutsja s

  14. 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

  15. Ultrasonic Inspection following Heat Treatment of Uranium Alloys; Controle des Traitements Thermiques d'Alliage d'Uranium par Ultrasons; Kontrol' termicheskoj obrabotki uranovykh splavov s pomoshch'yu ul'trazvuka; Control Ultrasonico de los Tratamientos Termicos de Aleaciones de Uranio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Destribats, Marie-Therese; Cherpentier, C.; Papezik, F.; Pigeon, M. [Centre d' Etudes Nucleaires Desaclay (France)

    1965-10-15

    ia calidad del combustible utilizado se considera indispensable controlar el conjunto del elemento y la totalidad de la produccion. Este control no puede realizarse por micrograffa debido al tiempo prolongado que esta requiere y a sus resultados de caracter parcial. El metodo de control adoptado se basa en el principio de la absorcion de ondas ultrasonicas por los distintos materiales. Dicha absorcion es funcion de la estructura del medio. Si {lambda} es pequena en comparacion col el tamano del grano G, la absorcion resultara debil mientras que si G es del orden de {lambda}/2, la absorcion sera muy considerable. Los primeros ensayos se efectuaron en aire, utilizando ecos multiples y midiendo la altura del primer eco; los siguientes se realizaron por transmision en agua, comparando la altura del eco transmitido con la del inicial. En el control industrial, se compara la amplitud del eco transmitido por el material con la del obtenido usando una probeta patron sometida al tratamiento correcto, de la misma composicion y de igual forma geometrica. La inspeccion se realiza en una maquina especial; los materiales se hacen girar mediante roldanas y los transductores orientables se desplazan a lo largo del elemento. La exploracion helicoidal se lleva a cabo con un paso inferior a 5 mm. El generador de ondas ultrasonicas comprende un sistema de regulacion que mantiene constante la intensidad del eco de referencia. Se presenta una serie de registros obtenidos con diversas aleaciones y, en particular, defectos observados en elementos tratados por induccion durante el avance lineal. Se detectan zonas de tratamiento deficiente, de area inferior a 1 cm{sup 2}. En la actualidad se controlan de esta manera todos los combustibles aleados de bajo contenido de uranio destinados a los reactors G2, EL3, EDF1, EDF2 e INCA, es decir, barras y tubos con diametros comprendidos entre 20 y 95 mm. (author) [Russian] Chtoby dobit'sja luchshego rezhima raboty reaktorov, v kotoryh ispol

  16. Theory of Pulsed Neutron Experiments in Highly Heterogeneous Multiplying Media; Theorie des Experiences au Moyen des Neutrons Pulses, dans les Milieux Multiplicateurs Tres Heterogenes; O teorii ehksperimentov s impul'snymi neitronami v geterogennykh razmnozhayushchikh sredakh; Aspectos Teoricos de los Experimentos con Neutrones Pulsados en Medios Multiplicadores Muy Heterogeneos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Corno, S. E. [Instituto di Fisica ' ' A. Volta' ' (Italy); Unversity of Pavia, Pavia (Italy); SNAM, Milan [Italy

    1965-10-15

    priblizhenija otnositel'no jenergeticheskoj zavisimosti opredelennoj populjacii nejtronov. V ramkah vozrastno-diffuzionnoj teorii reakcija pribora na ljuboe vozbuzhdenie nejtronov mozhet imet' zakrytuju formu. Dlja sinusoidal'no modulirovannogo istochnika dannoj chastoty mozhno legko pokazat', chto esli osial'naja singuljarnaja sostavljajushhaja javljaetsja chisto absorbirujushhej, to nejtronnye volny, prohodjashhie cherez pribor, budut obladat' fazoj, dlinoj volny i postojannoj oslablenija, kotorye zavisjat ot absorbirujushhih svojstv singuljarnoj sostavljajushhej. Jeta kartina vse bolee uslozhnjaetsja, kogda proishodit razmnozhenie nejtronov. Dlja dannogo obshhego sluchaja reshenie, kotoroe privoditsja v nashem doklade, ochevidno, javljaetsja zavisimym kak ot absorbirujushhih, tak i ot razmnozhajushhih svojstv singuljarnoj sostavljajushhej. Jeto obstojatel'stvo predpolagaet, pomimo prochego, vozmozhnost' ispol'zovanija pribora vysheukazannogo tipa dlja ispytanija toplivnyh jelementov geterogennyh reaktorov. (author)

  17. The Origin and Nature of Radioactive Wastes in the United States Atomic Energy Programme; Origine et Nature des Dechets Radioactifs de l'Execution des Programmes d'Energie Atomique aux Etats-Unis; 041f 0420 041e 0418 0421 0425 041e 0416 0414 ; Origen y Naturaleza de los Desechos Radiactivos en el Programa de Energia Atomica de los Estados Unidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bruce, F. R. [Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

    1960-07-01

    clases de desechos: desechos de actividad media, que resultan de la disolucion quimica, y contienen el 0,1 per ciento, aproximadamente, del total de los productos de fision, y desechos de actividad elevada, que contienen el resto de los productos de fision en una solucion diluida de acido nitrico. El volumen de los desechos evaporados varia entre 0,8 1 per kilogramo de uranio, para los combustibles poco enriquecidos y 500 1 por kilogramo de uranio, para los muy enriquecidos, se prove que la industria nuecleoelectrica de los Estados Unidos producira como termino medio unos 5 1 de desechos de actividad elevada y media por kilogramo de uranio utilizado. En los Estados Unidos se calcula que para 1970 esta industria habra producido unos 3 x 10{sup 9} curies disueltos en un volumen de 2,7 x 10{sup 7} l y 6 x 10{sup 10} curies en 1,1 x 10{sup 9} l de solucion para el ano 2000. Los desechos procedentes de los reactores generadores plantean, por razon de su composicion, nuevos problemas de almacenamiento y evacuacion. (author) [Russian] Sostav othodov, obrazuemyh pri jekspluatacii reaktorov, zavisit, vo-pervyh, ot obrabotki, kotoraja primenjaetsja pri vosproizvodstve toplivnyh jelementov, i, vo-vtoryh, ot pervonachal'nogo sostava toplivnyh jelementov. Pri obrabotki s primeneniem jekstrakcii vodnyh rastvorov vysokaja, srednjaja i nizkaja aktivnost' othodov voznikaet v priblizitel'nom ob'emnom sootnoshenii, ravnom odnomu, pjati i 100 sootvetstvenno. Othody, voznikajushhie v rezul'tate vosproizvodstva vysokoobogashhennyh toplivnyh jelementov, byvajut bol'shimi po ob{sup e}mu, tak kak oni soderzhat toplivnyj razbavitel'. Nizkoobogashhennye toplivnye jelementy obychno sostojat iz uranovoj serdceviny, pokrytoj aljuminiem, cirkoniem ili nerzhavejushhej stal'ju ; jeti jelementy dajut dva vida othodov. Pervye othody srednej stepeni aktivnosti, soderzhashhie okolo 0,1% produktov raspada, voznikajut v rezul'tate himicheskogo rastvorenija. Vtoroj vid othodov s vysokoj stepen'ju aktivnosti

  18. Cross-Sections for Low-Energy Neutron-Induced Fission; Sections Efficaces de Fission pour des Neutrons de Faible Energie; 0421 0415 0427 0415 041d 0418 042f 0414 0415 041b 0415 041d 0418 042f , 0412 042b 0417 0412 0410 041d 041d 041e 0413 041e 041d 0415 0419 0422 0420 041e 041d 0410 041c 0418 041d 0418 0417 K 041e 0419 042d 041d 0415 0420 0413 0418 0418 ; Secciones Eficaces en la Fision Inducida por Neutrones de Baja Energia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rae, E. R. [Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Didcot, Berks. (United Kingdom)

    1965-07-15

    tehnologii proizvodstva jadernoj jenergii. Harakter izmenenija velichiny sechenij v zavisimosti ot jenergij nejtronov, massy i zarjada jader misheni takzhe daet znachitel'nuju informaciju ot nositel'no struktury tjazhelyh jader. V sluchae termicheski deljashhegosja jadra misheni, po mere uvelichenija jenergii nejtronov, vjolichina sechenija projavljaet vnachale obratnuju zavisimost' ot skorosti, smenjaemuju oblast'ju, v kotoroj pojavljajutsja ostrye piki rezonansov i, nakonec, sploshnoj oblast'ju, v kotoroj velichina sechenij sravnitel'no plavno to uvelichivaetsja, to umen'shaetsja. Vse jeti javlenija mozhno v principe ob{sup j}asnit', odnako,nekotorye harakteristiki dannyh okazalis' ochen' trudnymi dlja kolichestvennoj interpretacii. Vo vremja poslednih izmerenij sechenij, vyzvannyh potrebnostjami reaktornoj tehniki, vnimanie bylo sosredotocheno na uluchshenii razreshenija jenergii i tochnosti poluchaemyh dannyh otnositel'no toplivnyh materialov. Jeto privelo k bolee podrobnomu izucheniju rezonansnoj oblasti, kotoraja predstavljaet znachitel'nyj interes pri raschetah jeffekta Dopplera dlja reaktorov. V rezul'tate bolee tochnyh izmerenij pri dovol'no povyshennyh jenergijah vyjavleno nalichie v nekotoryh sluchajah znachitel'nyh velichin sechenij delenija nizhe tak nazyvaemogo poroga delenija. Tshhatel'nye izmerenija takogo haraktera, v svoju ochered', porodili interes k interpretacii sechenij s tochki zrenija jadernyh modelej na tverdoj kolichestvennoj osnove. Namechajutsja osnovnye cherty sechenij delenija, vyzvannogo nejtronami, i ih interpretacii. Nekotoryj upor delaetsja na poslednie usovershenstvovanija v kachestve izmerenij i na popytki kolichestvennoj interpretacii'nekotoryh aspektov dannyh. (author)

  19. A Rapid-Insertion Control-Absorber Mechanism for Use in Hollow Fuel Elements; Mecanisme d'Insertion Rapide d'Absorbants pour Utilisation dans des Elements Creux; Mekhanizm bystrogo vvoda poglotitelya dlya ispol'zovaniya v polykh toplivnykh ehlementakh; Mecanismo para la Insercion Rapida de Absorbentes en Elementos Combustibles Huecos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    King, E. S.F. [Atomic Energy Research Establishment Harwell, Berks. (United Kingdom)

    1964-06-15

    alrededor del absorbente es grande, de modo que este ultimo cae libremente cuando se suelta, venciendo solamente la resistencia debida a la viscosidad del moderador refrigerante, siendo detenido por un tope situado en una barra central que corre a lo largo del tomillo-guia hasta un amortiguador de muelle anular situado en la parte superior del mecanismo. Despues de soltar el absorbente, el obturador es desplazado hacia abajo por el motor, a toda velocidad, para volver a enganchar el absorbente. El dispositivo cabe en el elemento combustible y puede ser extraido del reactor junto con dicho elemento o separadamente, por medio de la caja de descarga de combustible. (author) [Russian] V nastojashhem doklade opisyvaetsja tehnicheskij proekt i harakteristika mehanizma s bystro vvodimym poglotitelem dlja ispol'zovanija vnutri polyh vertikal'nyh Toplivnyh jelementov reaktorov, prednaznachennyh dlja ispytanija materialov, tipa DIDO s potokom teplovyh nejtronov 10{sup 14} n/cm{sup 2}/sek. Pervonachal'noe uskorenie vvodimogo poglotitelja proishodit za schet sily tjazhesti, i polnyj vvod sterzhnja na 61 sm zanimaet 0,4 sek. Na otdeljonie ot magnita uhodit 5 millisekund. Poglotitel' vesit 7 kg, jeffektivnaja ploshhad' kadmija sostavljaet. 1000 cm{sup 2} , i on kontroliruet pochti 3% reaktivnosti. On mozhet byt' ustanovlen na mesto s. tochnost'ju do 4 x 10{sup -3}cm i izvlechen so skorost'ju 0,04 sm/sek i 0,01 sm/sek. Mehanizm sostoit iz stupenchatogo noniusnogo motora, kotoryj privodit v dvizhenie hodovoj vint i podnimaet ili opuskaet plotno prignannuju cilindricheskuju zashhitnuju probku, na nizhnem konce kotoroj nahoditsja jelektromagnit; podderzhivajushhij trubchatyj poglotitel'. Vokrug poglotitelja imjojutsja bol'shie radial'nye zazory, i pri osvobozhdenii poglotitelja on svobodno padaet, hotja ostaetsja vjazkoe trenie zamedlitelja/ohladitelja do ego ostanovki stoporom central'nogo sterzhnja, prohodjashhim cherez hodovoj vint k amortizirujushhemu ustrojstvu s kol'cevoj pruzhinoj

  20. 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

    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

  1. Improved Oxidation Resistance of Zirconium Resulting from Addition of Small Amounts of Copper; Amelioration de la Resistance a l'Oxydation du Zirconium par de Faibles Additions de Cuivre; Povyshenie soprotivlyaemosti k okisleniyu tsirkoniya posle dobavlenij nebol'shikh kolichestv medi; Aumento de la Resistencia del Circonio a la Oxidacion por Agregado de Pequenas Cantidades de Cobre

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Loriers, H.; Darras, R.; Baque, P. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1966-02-15

    chastnosti splav s 2,5% medi, vidimo, predstavljajut interes v kachestve materialov dlja pokrytija ili konstrukcionnyh materialov dlja toplivnyh jelementov reaktorov tipa tjazhe- laja voda - uglekislyj gaz. Korrozija cirkonija, vyzyvaemaja uglekislym gazom, svoditsja po sushhestvu k okisleniju, v techenie kotorogo voznikajut dva processa: 1) sozdanie monoklinicheskogo cirkonievogo sloja, cherez kotoryj kislorod rasseivaetsja putem migracii anionnyh ''dyrok''; 2) rastvorenie i diffuzija kisloroda, kotoryj protekaet putem ego vvedenija v metall. Sochetanie gravimetricheskih dannyh i izmerenij plotnostej sloev okisi pozvoljaet opredelit' dva sootvetstvujushhih kojefficienta diffuzii. Jetot raschet po analogii raspro- stranjaetsja na sluchaj s dvojnymi, medno-cirkonievymi splavami pri koncentracii medi nizhe ili ravnoj 4 ves%. Sravnenie poluchennyh rezul'tatov pokazyvaet, chto kojefficient diffu- zii kisloroda v obrazovavshemsja sloe okisi umen'shaetsja s uvelicheniem kolichestva medi v rassmatrivaemom splave; s drugoj storony, sootvetstvujushhij kojefficient diffuzii kislo- roda v splave, esli on neskol'ko izmenen pri 600 Degree-Sign S, umen'shaetsja pri 700 Degree-Sign S s uvelicheniem kolichestva medi do 2,5%. Povyshenie soprotivljaemosti k okisleniju, svjazannoe s zamedle- niem processov diffuzii, dostigaetsja, v chastnosti, v rezul'tate prodolzhitel'nogo sohrane- nija kinetiki parabolicheskogo tipa, v to vremja kak v sluchae s nesoedinennym cirkoniem ili s drugimi splavami rastreskivanie sloja okisi v rezul'tate otslaivanija bystro privodit k linejnoj kinetike okislenija. (author)

  2. 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

    . Jetot process byl prodemonstrirovan proizvodstvom stekla, soderzhashhego do 50 kjuri smeshannyh rasshhepljajushhihsja produktov pjati-shestiletnej davnosti na kilogramm. Operacija provodilas' po ciklam po norme 4 kilogramma na cikl. Jeti operacii pokazali, chto rasshhepljajushhiesja produkty mogut byt' zakljucheny v steklo bezopasno i udobno. Rassmotrenie mnogih problem, svjazannyh s postojannym hraneniem ili okonchatel'nym udaleniem vysokoradioaktivnogo stekla privelo k vyvodu, chto ego sleduet zahoronjat' v zemlju ili hranit' v iskusstvennyh pogrebah, V takih uslovijah othody v sluchae neobhodimosti vsegda mogut byt' podvergnuty dopolnitel'nomu kontrolju. Esli othody pomeshhajutsja neposredstvenno v grunt, to osnovnym metodom, s pomoshh'ju kotorogo rasshhepljajushhiesja produkty mogut byt' vypushheny vo vneshnjuju sredu, javljaetsja vyshhelachivanie iz stekla v vodu. V svjazi s jetim schitajut vazhnym znat' skorost', pri kotoroj rasshhepljajushhiesja produkty budut rasseivat'sja jetim metodom. V laboratorii polucheno znachitel'noe kolichestvo dannyh o vyshhelachivanii s pomoshh'ju vody. Bylo najdeno, chto skorost' vyshhelachivanija zavisit ot sostava stekla. Izmerenija, provedennye pri ispytanii vseh sostavov stekla, pokazali, chto skorost' vyshhelachivanija rasshhepljajushhihsja produktov iz stekla so vremenem umen'shaetsja. Posle neskol'kih mesjacev prebyvanija v vode skorost' vysvobozhdenija iz stekla s razlichnym sostavom byla ravna primerno 10{sup -4} procenta v god ot dvuhkilogrammovoj stekljannoj polusfery. Poluchennye dannye byli ispol'zovany dlja opredelenija vysvobozhdenija rasshhepljajushhihsja produktov iz stekla, soderzhashhego bol'shie kolichestva rasshhepljajushhihsja produktov, kotorye budut akkumulirovat'sja v rezul'tate raboty jenergeticheskih reaktorov. (author)

  3. Economic Aspects of Air and Gas Cleaning for Nuclear Energy Processes; Aspects Economiques de l'Epuration de l'Air et des Gaz au Cours des Operations Nucleaires; 042d 041a 041e 041d 041e 0414 0; Aspectos Economicos de la Depuracion del Aire y de los Gases en los Procesos de Obtencion de Energia Nuclear

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Silverman, Leslie [Harvard School of Public Health, Boston, MA (United States)

    1960-07-01

    los que ciertos materiales nucleares no radiactivos dan origen a efluentes toxicos o nocivos que deben tambien ser evacuados sin incurrir en gastos excesivos. El autor describe con cierto detalle los factores que influyen en el precio de costo y en los gastos de funcionamiento de los equipos de depuracion de gases, asi como los diferentes sistemas utilizados en los Estados Unidos. Naturalmente, los problemas que plantean los efluentes gaseosos han sido abordados y resueltos mediante varios tipos de dispositivos, pero el rendimiento de estos ha podido medirse en terminos comparables. Por lo tanto, resulta posible evaluar los aspectos economicos relacionados con el consumo de energia, coste de los materiales adsorbentes, necesidades de espacio, problemas de corrosion y otras caracteristicas de funcionamiento de los aparatos. En virtud de un contrato concertado con el Laboratorio de Depuracion del Aire de la Universidad de Harvard, la Comision de Energia Atomica de los Estados Unidos ha iniciado un programa de evaluacion en cuya ejecucion cooperan diversos laboratorios y contratistas de la Comision. En la memoria se enumeran los factores basicos que se han de tener en cuenta para definir y analizar los costos y se presentan algunos resultados preliminares. Asimismo, se describen otros estudios de caracter economico llevados a cabo en los Estados Unidos sobre el empleo de determinados procesos o instalaciones. (author) [Russian] V nastojashhem doklade privodjatsja osnovnye trebovanija po kontrolju za gazovymi i zhidkimi obrazovanijami; jeti trebovanija kasajutsja problem proizvodstva ishodnyh produktov, razdelenija izotopov, proizvodstva toplivnyh jelementov, regeneracii gorjuchego i jekspluatacii reaktorov. Imejutsja takzhe sluchai, kogda neradioaktivnye jadernye materialy, obladajushhie toksichnost'ju ili neznachitel'nym zhidkostnym obrazovaniem (k nim, naprimer, otnosjatsja proizvodstvo berillija i cirkonija), predstavljajut interes, i na nih takzhe dolzhen

  4. Treatment, Processing and Future Disposal of Radioactive Wastes at the Idaho Chemical Processing Plant; Traitement et Elimination Future des Dechets Radioactifs a l'Usine de Traitement Chimique de L'Idaho; 0410 041d 0414 ; Tratamiento y Evacuacion de Desechos Radiactivos en la Planta de Tratamiento Quimico de Idaho

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Stevens, James I. [Phillips Petroleum Company, Atomic Energy Division, Idaho Falls (United States)

    1960-07-01

    igrajut bolee znachitel'nuju rol', chem dlja zhidkih tel. Kislotnye othody azotnokislogo aljuminija, poluchajushhiesja pri pererabotke toplivnyh jelementov reaktorov tipa, sluzhashhego dlja ispytanija materialov, mogut byt' prevrashheny v granulirovannye aljuminy putem obzhiganija ih v razzhizhennom sostojanii pri temperature ot 350 do 550 Degree-Sign C. Glavnymi sostavnymi chastjami javljajutsja obzhigatel'naja pech's podogrevom na NaK, sistema ochistki vyhodjashhih gazov i emkosti dlja hranenija othodov v tverdom vide. V dokumente delaetsja opisanie jetoj konstrukcii, proizvodimyh issledovanij i programmy dal'nejshih rabot. V zavisimosti ot uspeha opytnoj ustanovki pechi dlja obzhiganija v razzhizhennom sostojanii i ot uspeha hranenija othodov v tverdom vide pri vysokoj temperature, a takzhe v svjazi i s drugimi soobrazhenijami, v doklade obsuzhdajutsja drugie vozmozhnosti hranenija othodov v budushhem i ih vlijanie na okruzhajushhuju sredu. (author)

  5. Measurement of resonance parameters of cross-sections affecting fast-neutron propagation in various media; Mesure des parametres de resonance de sections efficaces lies a la propagation des neutrons dans differents milieux; Izmerenie parametrov rezonansnoj struktury sechenij, vliyayushchikh na rasprostranenie bystrykh nejtronov v sredakh; Medicion de los parametros de resonancia de las secciones eficaces que afectan a la propagacion de los neutrones rapidos en distintos medios

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nikolaev, M N; Filippov, V V; Bondarenko, I I [Academy of Sciences, Moscow, Union of Soviet Socialist Republics (Russian Federation)

    1962-03-15

    propagacion de los neutrones en la materia abarca desde algunas decenas de kiloelectron-voltios , para los nucleos pesados, hasta unos cuantos mega-electron-voltios, para los nucleos intermedios. Para poder tener en cuenta los efectos de resonancia en el calculo de los parametros de los grupos, es indispensable conocer no solo las secciones eficaces medias correspondientes a las reacciones de los neutrones con la materia, sino tambien algunas magnitudes tales como (1/{Sigma}{sub t}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 2}) etc. - los corchetes indican que se toman valores promedios de los grupos energeticos. La informacion de que se dispone actualement acerca de los parametros de resonancia en el terreno de los neutrones rapidos no permite calcular las magnitudes mencionadas con la exactitud necesaria. Por tal razon interesa medir directamente (1/{Sigma}{sub t}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 2}) y otros valores analogos. Los autores presentan los resultados de las mediciones de una serie de parametros tales como ({Sigma}{sub t}), ({Sigma}{sub t}{sup 2}), (1/{Sigma}{sub t}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 2}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 3}), etc. que caracterizan la estructura de las secciones eficaces de una serie de nucleos intermedios para neutrones de energia comprendida entre 300 keV y 3 MeV. Dichos valores se dedujeron analizando las curvas de paso a traves de la materia, obtenidas con una geometria favorable, hasta un valor limite de 10{sup -2}, aproximadamente . Los datos obtenidos demuestran que los efectos de resonancia ejercen una notable influencia sobre las caracteristicas de la difusion en la materia. (author) [Russian] Pri sostavlenii sistem mnogogruppovykh konstant dlya rascheta reaktorov na bystrykh i promezhutochnykh nejtronakh vo mnogikh sluchayakh neobkhodimo uchityvat' ehffekty samoehkranirovki , svyazannye s rezonansnoj strukturoj sechenij. EHnergeticheskaya oblast', v kotoroj rezonansnaya struktura okazyvaet sushchestvennoe vliyanie na rasprostranenie nejtronov v veshchestve

  6. 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

    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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

    'shogo reaktora s aktivnoj zonoj obychnogo sostava. Byla issledovana men'shaya aktivnaya zona s vysokim pustotnym koehffitsientom, kak potentsial'no bolee opasnaya sistema. U ehtikh dvukh sistem obnaruzhen ochen' razlichnyj vremennoj rezhim. V sluchayakh ser'eznykh avarij na ustanovkakh nulevoj moshchnosti atomy U{sup 235}, kotorye raspredeleny v plastinakh obogashchennogo urana, ochen' bystro nagrevayutsya, togda kak ostal'naya chast' aktivnoj zony po sushchestvu ostaetsya kholodnoj, i takim obrazom gazoobraznyj U{sup 235} sozdaet raspredelennoe davlenie. V doklade budet dano opisanie primeneniya k gazu Van der Vaalsa koda AX-I nejtronnoj fiziki i gidrodinamiki. Drugim vazhnym izmeneniem uravneniya sostoyaniya, ispol'zovannogo v kode, yavlyaetsya primenenie uravneniya Mie-Grinejzena, vyvedennoe iz teorii tverdogo sostoyaniya. EHto izmenenie daet vozmozhnost' bolee udovletvoritel'n o vyrazit' chlen davleniya dlya aktivnykh zon razlichnogo sostava. Vvidu togo, chto plastiny U{sup 235} s vysokim obogashcheniem v ustanovke nulevoj moshchnosti nagrevayutsya gorazdo bystree, chem obednennye uranovye plastiny, vozmozhnost' polucheniya rezul'tiruyushcheg o polozhitel'nogo ehffekta Dopplera namnogo bol'she v ehksperimental'noj ustanovke, chem v reaktore-razmnozhitel e ehkvivalentnoj moshchnosti. EHtot risk byl issledovan v otnoshenii ryada vozmozhnykh ustanovok. Ehti raschety ukazyvayut na to, chto koehffitsient Dopplera ustanovki nulevoj moshchnosti ne priobretaet opasnogo znacheniya, poka ne budut sozdany sistemy krupnykh ehnergeticheskikh reaktorov-razmnozhitelej na oksidnom toplive s ochen' myagkimi spektrami ehnergii nejtronov. (author)

  8. A Review of the Production of ''Special'' Radioisotopes; La Production de Radioisotopes «Spéciaux»; ОБЗОР ПРОИЗВОДСТВА ''СПЕЦИАЛЬНЫХ'' ИЗОТОПОВ; Produccion de Radioisotopos ''Especiales''

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Stang, Jr., L. G. [Brookhaven National Laboratory, Upton, NY (United States)

    1963-03-15

    ] Perechisljaetsja i illjustriujutsja primerami shest' poleznyh svojstv radioizotopov i preimushhestva ih ispol'zovanija. V informacionnom liste jetogo seminara byli privedeny chetyre preimushhestva korotkozhivushhih izotopov po sravneniju s dolgozhivushhimi. Dvumja drugimi osobennostjami, blagodarja kotorym vladel'cy nebol'shih issledovatel'skih reaktorov bol'she zainteresovany v poluchenii izotopov s malym periodom poluraspada, javljajutsja jekonomichnost' i osoboe udobstvo pri proizvodstve, svjazannoe s zavisimost'ju skorosti ih nakoplenija ot perioda poluraspada. Pomimo malogo perioda poluraspada dlja proizvoditelej izotopov predstavljajut interes harakter i jenergija ispuskaemogo izluchenija. Privodjatsja v obshhih chertah devjat' preimushhestv jadernogo reaktora po sravneniju s uskoriteljami chastic. V sootvetstvii s jetim obshhim napravleniem daetsja obzor neobychnyh idi rezhe primenjaemyh metodov proizvodstva. Sjuda vkljuchajutsja: reakcii (p, r) i vtorichnye reakcii, takie, kak (t, n) i (t, p), vyzvannye teplovymi nejtronami, razlichnye metody poluchenija poleznyh potokov bystryh nejtronov, kotorye vlijajut na drugie reakcii, metody otdachi, vkljuchaja klassicheskie reakcii Scidlard-Chalmersa, ispol'zovanie zarjazhennyh jelektrodov dlja sbora korotkozhivushhih dochernih produktov gazoobraznyh ishodnyh izotopov, sistemy nepreryvnogo poluchenija dochernih produktov iz materinskih izotopov I{sup d}oenie{sup )}, parazitnoe obluchenie, vozmozhnoe ispol'zovanie ''vybityh'' protonov ili dejtronov (iz zamedlitelja) dlja provedenija takih reakcij, kak (r, p), (d, n) i t.d. i vozmozhnoe primenenie zamknutyh ''petel'' v reaktorah, s pomoshh'ju kotoryh ispol'zuetsja izluchenie sverhkorotkozhivushhih izotopov, takih, kak Ag{sup 110}, In{sup 114}, {sup 116}, Dy{sup 155m} i t.d. Upominaetsja vozmozhnost' ispol'zovanija, hotja i ne v promyshlennyh masshtabah, nekotoryh stabil'nyh izotopov (naprimer, serebra) v kachestve izotopnyh indikatorov, kotorye mogut byt' legko obnaruzheny i putem

  9. 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

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

    1963-02-15

    autor se refiere luego a las investigaciones sobre la posibilidad de utilizar determinadas formaciones geologicas, tales como estructurasesalinas, estanques permeables profundos y rocas cristalinas impermeables para el deposito o la evacuacion definitiva de solidos calcinados o de ciertos tipos de desechos liquidos. Examyea los planes propuestos para experimentar en el terreno con una sal de actividad analoga a la que se da en condiciones industriales. Alude brevemente al programa de perforaciones exploratorias que se ejecuta en la planta de Savannah River para determinar la posibilidad de almacenar desechos envejecidos, del primer ciclo, en el suelo rocoso de la region y menciona los resultados preliminares. Hace una referencia somera a los estudios tecnicos que, con proyecciones al futuro, se estan llevando a cabo en Oak Ridge con miras a evaluar los riesgos y las ventajas economicas que presentan los distintos metodos de tratamiento, almacenamiento y evacuacion definitiva de desechos Ifquidos y solidos de elevada radiactividad. Examina la funcion de esta evaluacion tecnica dentro del conjunto de la planificacion de futuros programas de tratamiento y evacuacion de desechos. (author) [Russian] Ogranichenija, prisushhie bakam dlja hranenija othodov vysokoj aktivnosti, a imenno vozmozhnost' utechki i neobhodimost' peremeshhenija zhidkih othodov v techenie soten let priveli v Soedinennyh Shtatah k razrabotke obshirnoj issledovatel'skoj i jeksperimental'noj programmy s cel'ju sozdanija prakticheski primenimyh tehnologicheskih sistem dlja okonchatel'nogo udalenija jetih materialov. Daetsja opisanie programmy Otdelenija po razrabotke reaktorov Komissii po atomnoj jenergii v svjazi s budushhim razvitiem jadernoj jenergetiki. Kratko rezjumirujutsja dolgosrochnye programmy obrabotki othodov v centrah po proizvodstvu plutonija v Hjenforde i Savanna River v sootvetstvii s osobennostjami ih mestoraspolozhenija. Izuchaetsja celyj rjad metodov po ''prevrashheniju v tverdoe

  10. 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

  11. Differential Neutron Scattering from Hydrogenous Moderators; Diffusion Differentielle des Neutrons par des Ralentisseurs Hydrogenes; Differentsial'noe rasseyanie nejtronov iz vodorodosoderzhashchikh zamedlitelej; Dispersion Diferencial de Neutrones en Moderadores Hidrogenados

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Beyster, J. R.; Young, J. C.; Neill, J. M.; Mowry, W. R. [General Atomic Division of General Dynamics Corporation, John Jay Hopkins Laboratory for Pure and Applied Science, San Diego, CA (United States)

    1965-08-15

    vozmozhnym podschityvat' neposredstvenno sechenija perenosa dlja ispol'zovanija ih v analize reaktorov mnogih grupp. (author)

  12. New Instruments and Principles for the Dimensional Measurement and Measurement of Spacing of Reactor Components; Nouveaux Instruments et Procedes de Mesure des Dimensions et de l'Espacement des Elements d'un Reacteur; Novye pribory i printsipy izmereniya razmerov i raspolozheniya komponentov reaktora; Nuevos Instrumentos y Principios para Medir las Dimensiones y la Separacion Entre Componentes de Reactor

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mueller, P. [Institut Dr. Foerster, Reutlingen, Federal Republic of Germany (Germany)

    1965-09-15

    vihrevyh tokov dlja izmerenija tolshhiny listov i kontejnerov iz cvetnyh i austenitnyh metallov s pomoshh'ju perehodnyh katushek; b) metod vihrevyh tokov dlja izmerenija tolshhiny stenok trub s pomoshh'ju prohodnyh katushek. Opisyvajutsja prigodnye dlja jetogo pribory i ih primenenie. Izmerenie tolshhiny stenok uzlov reaktora iz cvetnyh metallov po 'metodu magnitnogo sharai . Ob'jasnjaetsja princip jetogo novogo vida izmerenij, oblast' ego primenenija (osobenno dlja tochechnyh izmerenij) i opisyvaetsja primenjaemyj na praktike pribor. Izmerenie materialov nemagnitnyh pokrytij na magnitnoj osnove. Ob'jasnjajutsja principy izmerenij (metody magnitnogo polja postojannogo toka i peremennogo toka) i opisyvajutsja pribory dlja izmerenija nemagnitnyh pokrytij tolshhinoj ot 3 mikron do 20 mm. Osobo rassmatrivaetsja problema otlozhenija stellita na ferritnyh stenkah korpusov reaktorov. Izmerenie pokrytij, neprovodjashhih jelektrichestvo,-na materialah iz cvetnyh metallov. Ob'jasnjaetsja princip takogo izmerenija (vihrevye toki). Opisyvaetsja pribor dlja .takih izmerenij i tipichnye primery izmerenij. Privodjatsja beskontaktnye tehnologicheskie izmerenija fizicheskih razmerov metallicheskih komponentov reaktora. Ob{sup j}asnjajutsja razlichnye metody izmerenija chernyh i cvetnyh metallov (metod magnitnogo polja postojannogo toka i peremennogo toka, metody vihrevyh tokov). Opisyvajutsja pribory i primery distancionnogo izmerenija diametra oval'nosti, iskazhenija i t.d. komponentov reaktora. Opisyvajutsja metody opredelenija raspolozhenija takih komponentov v 'gorjachej' zone reaktora. ' Opisyvaetsja pribor dlja registracii profilja poverhnosti i neposredstvennogo opredelenija haraktera nerovnosti (''Rauhtiefe'', ''Glaettungstiefe'', GLA value i RMS value). Rassmatrivajutsja tipichnye primery ispol'zovanija jetogo pribora opredelenija nerovnostej komponentov reaktora. Osoboe vnimanie udeljaetsja vozmozhnosti ispol'zovanija nebol'shogo universal'nogo datchika v ''gorjachih'' zonah i

  13. The Use of Research Reactors and Short-Lived Isotopes in the Study of Nuclear-Reactor Fuel Materials; Emploi de Reacteurs de Recherche et de Radioisotopes de Courte Periode dans l'Etude des Combustibles pour Reacteurs Nucleaires; ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ И КОРОТКОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ ПРИ ИЗУЧЕНИИ ТОПЛИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ЯДЕРННХ РЕАКТОРОВ; Empleo de Reactores de Investigacion y de Isotopos de Periodo Corto en el Estudio de Combustibles Nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Elleman, T. S.; Townley, C. W.; Sunderman, D. N. [Battelle Memorial Institute, Columbus, OH (United States)

    1963-03-15

    ) adsorbirujutsja v ohlazhdaemyh lovushkah iz drevesnogo uglja, razdeljajutsja jeljuirovaniem na frakcii joda, kriptona i ksenona putem hromatografii ka kolonke i analizirujutsja pri pomoshhi gamma-luchevoj spektrometrii. Vysvobozhdaemye obrazcom neletuchie produkty delenija otlagajutsja na sosednej lovushke iz metallicheskoj fol'gi, kotoraja mozhet byt' vynuta v ljuboj moment obluchenija dlja analiza. Vysvobozhdenie produktov delenija, nabljudaemoe dlja razlichnyh uslovij obluchenija, mozhet libo zaviset' ot koncentracii, libo ne zaviset' ot nee i mozhet pokazyvat' predpochtitel'noe vydelenie opredelennyh jelementov, bystroe vysvobozhdenie produktov delenija pri izmenenii temperatury i vysvobozhdenie gazoobraznyh produktov delenija posle ostanovki reaktora. Ispol'zovanie jetogo tehnologicheskogo metoda daet vozmozhnost' poluchit' osnovnuju informaciju otnositel'no povedenija materialov dlja prototipov topliva bez neobhodimosti ispol'zovanija krupnyh ispytatel'nyh reaktorov ili zhe bez ustrojstva kamer dlja obrashhenija s vysokoaktivnymi obrazcami. (author)

  14. Movement of Radioactive Effluents in Natural Waters at Hanford; Le Mouvement des Effluents Radioactifs dans les Eaux Naturelles a Hanford; 0414 0412 0418 0416 0414 ; Movimiento de los Efluentes Radiactivos en Aguas Naturales en Hanford

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Honstead, J. F.; Foster, R. F.; Bierschenk, W. H. [Hanford Laboratories Operation, Hanford Atomic Products Operation, General Electric Company, Richland, WA (United States)

    1960-07-01

    . La velocidad y direccion de desplazamiento dependen de la forma de la superficie del manto y de las caracteristicas hidraulicas de las capas acuiferas portadoras. La forma del manto freatico ha sufrido una profunda modificacion debido a la evacuacion de grandes cantidades de agua. Basandose en la pendiente de las capas acuiferas y en las mediciones de su permeabilidad, se ha calculado que el desplazamiento dura por termino medio 180 anos. Se admite que la velocidad maxima puede ser varias veces superior a la media senalada. Sin embargo, el efecto de la adsorcion o de otras reacciones es disminuir considerablemente la velocidad de desplazamiento de las sustancias radiactivas, en relacion con la velocidad de las aguas. No hay indicios de que los productos de fision se esten desplazando desde los lugares de evacuacion hacia el rio. (author) [Russian] Hjenfordskij zavod raspolozhen v poluzasushlivom rajone na ochen' tolstom sloe netverdyh, soderzhashhih vodu otlozhenij, na korennoj bazal'tovoj porode. Takim obrazom mozhno rassmatrivat' dve geologicheskih porody, iz kotoryh nizhnjaja znachitel'no menee pronicaema. Reka Kolumbija protekaet cherez territoriju zavoda, i ee voda ispol'zuetsja dlja potreblenija tol'ko v 55 km vniz po techeniju ot poslednej ustanovki. Nizkoaktivnye zhidkie othody iz reaktorov slivajutsja v reku Kolumbiju posle 1-3 chasov vyderzhki v special'nyh bassejnah-otstojnikah. V takih othodah obnaruzheno bolee 60 radioizotopov, prichem pochti vse iz nih imejut ochen' korotkij period poluraspada. Rassmatrivajutsja voprosy obednenija, ne vkljuchaja obychnyj raspad, razlichnyh radioizotopov v rechnoj vode pomimo obychnogo raspada. Na rasstojanii 55 km mezhdu reaktorami i Pasko takoe obednenie v srednem sostavljaet 40% i ob{sup j}asnjaetsja processami biologicheskogo pogloshhenija i osazhdenija. Nizkoaktivnye rastvory zhidkih othodov s himicheskih zavodov po obrabotke topliva udaljajutsja v zemlju; oni dolzhny prosochit'sja cherez 70-120 metrov osadochnyh

  15. Study of Fluidized-Bed Control Rods; Etude de Barres de Controle Fluidisees; Izuchenie reguliruyushchej sistemy, ispol'zuyushchej suspenziyu pogloshchayushchikh chastits; Estudio Sobre Barras de Control de Lecho Fluidificado

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Blair, D. J. [General Nuclear Engineering Corporation, Dunedin, FL (United States); Driscoll, M. J.; Dalton, G. R.; Parkinson, T. F. [Department of Nuclear Engineering, University of Florida, Gainesville, FL (United States)

    1964-06-15

    sistemu trub podobno sistemam upravlenija, razrabatyvaemym dlja reaktorov s suspenziej topliva. Nekotorye iz vozmozhnyh preimushhestv koncepcii SPCh: 1) ustranjaetsja bol'shinstvo vvodov v verhnjuju chast' korpusa i uproshhaetsja process peregruzki topliva; 2) pri vozniknovenij avarii v rezul'tate poteri potoka proishodit avtomaticheskaja bystraja ostanovka reaktora; 3) osevoe raspredelenie moshhnosti mozhet izmenjat'sja v rezul'tate primenenija special'nyh kanalov ili chastic peremennoj velichiny; 4) rezkoe vozrastanie potoka v vodjanom zazore mozhet byt' umen'sheno dlja chastichno izvlechennogo upravljajushhego sterzhnja; 5) mozhno umen'shit' temperaturnyj ''zapas'' reaktivnosti,esli sistema imeet otricatel'nyj temperaturnyj kojefficient; 6) rashody po izgotovleniju znachitel'no nizhe, chem dlja jelektromehanicheskih sistem. Provedena ocenka koncepcii SMCh, v tom chisle bylo osushhestvleno stroitel'stvo pro- totipnyh modelej i proverka gidravlicheskih i jadernyh harakteristik. Izuchalis' dva tipa: propuskajushhie ''sterzhni'' (tolshhina 2 srednih svbbodnyh probega) i otrazhajushhie ''sterzhni'' (tolshhina 4 srednih svobodnyh probega). Dlja oboih tipov mozhno poluchit' priemlimye gidravlicheskie i jadernye harakteristiki. Obosnovana vozmozhnost' upravlenija reaktorami nizkoj moshhnosti s pomoshh'ju propuskajushhih ili otrazhajushhih upravljajushhih ' sterzhnej''. Dalee bylo pokazano, chto SPCh obladajut horoshimi regulirujushhimi svojstvami, kotorye mozhno rasschitat' standartnymi metodami. V sluchae bol'shoj moshhnosti i vysokoj temperatury neobhodima dopolnitel'naja informacija otnositel'no harakteristik materiala chastic. Bol'shoe preimushhestvo SPCh zakljuchaetsja v vozmozhnosti formirovanija osevogo potoka libo putem ispol'zovanija chastic razlichnoj velichiny i pogloshhenija, libo zhe putem.sootvetstvujushhego formirovanija oblasti poperechnogo sechenija SPCh. (author)

  16. Handling and Separation of Short-Lived Radioisotopes from Research Reactors; Manipulation et Separation des Radioisotopes a Courte Periode Produits dans des Reacteurs de Recherche; ПОЛУЧЕНИЕ И ОТДЕЛЕНИЕ КОРОТКОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРАХ; Manipulacion y Separacion de Radioisotopos de Periodo Corto Obtenidos en Reactores de Investigacion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Meinke, W. W. [University of Michigan, Ann Arbor, MI (United States)

    1963-03-15

    iz-za udalennosti ot snabzhavshego reaktora chasto ogranichivalos' temi, kotorye imeet period poluraspada bol'she odnogo dnja. Jeto tormozilo issledovanija v oblasti proizvodstva i primenenija radioizotopov voobshhe i v to zhe vremja meshalo potrebitele tochno ocenit' vozmozhnosti mnogih korotkozhivushhih izotopov. V svjazi s nalichiem vo vsem mire issledovatel'skih reaktorov jeta zavisimost' ot mesta proizvodstva izotopov mozhet predstavljat' soboj izvestnuju trudnost', no v to zhe vremja ona daet vozmozhnost' provodit' rjad novyh jeksperimentov s korotkozhivushhimi izotopami. Dlja jetogo trebuetsja vplotnuju podojti k voprosam proizvodstva mechenyh atomov. Pochti v techenie pjati let programma raboty ka issledovatel'skom reaktore Michiganskogo universiteta vkljuchala obrabotku, pererabotku i izmerenie korotkozhivushhih izotopov. Obychno pol'zovalis' izotopami, prodolzhitel'nost' poluraspada kotoryh ravnjalas' chasam i dazhe minutam. Hotja v dannom sluchae glavnye usilija byli napravleny na issledovanija v oblasti aktivacionnogo analiza, ispol'zovavsheesja oborudovanie i metodika mogut byt' primeneny i dlja drugih issledovanij. Dlja poluchenija korotkozhivushhih izotopov ne objazatel'no imet' sovershennoe oborudovanie, bol'shie zapasy izotopov ili podderzhivat' trehsmennuju rabotu reaktora. Pri uverennom obrashhenii s prostymi manipuljatorami mozhno poluchit' luchshie rezul'taty, chem distancionnym upravleniem. Osnovoj sistemy, opisyvaemoj v doklade, javljaetsja prisposoblenie v vide pnevmaticheskoj truby, kotoraja dostavljaet obrazcy v vytjazhnoj kolpak laboratorii, primykajushhej k reaktoru, v techenie treh sekund posle obluchenija. Rastvorenie i bystroe otdelenie radiohimicheskim sposobom mozhet proizvodit'sja bez dal'nejshego peremeshhenija obrazca. Metody otdelenija, legko prisposablivaemye dlja kratkovremennoj shkaly (neskol'ko minut), vkljuchajut ne tol'ko selektivnuju jekstrakciju, anionnyj obmen i osazhdenie, no i takie novye metodiki, kak izotopnyj obmen i

  17. 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

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

    1964-04-15

    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)

  18. Measurements with a Pulsed and Modulated Source in a Reactor; Mesures au Moyen d'une Source Pulsee et Modulee dans un Reacteur; Izmereniya v reaktore s pomoshch'yu impul'snogo i moduliruemogo is tochnika; Mediciones Efectuadas en Reactor con una Fuente Pulsada y Modulada

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    Rotter, W. [Centre d' Etude de l' Energie Nucleaire, Mol (Belgium)

    1965-10-15

    analizador multicanal. Como el flujo del generador es perfectamente sinusoidal, la respuesta del reactor puede integrarse en cada cuarto de perfodo, puesto que el circuito de medicion esta gobernado por el generador; por consiguiente, el tiempo de medicion es minimo. Los datos registrados sobre cinta perforada se analizan con ayuda de una calculadora numerica. (author) [Russian] Generator, vyhod nejtronov kotorogo izmenjaetsja v zavisimosti ot funkcii kakogo-to vremeni, byl razrabotan v issledovatel'skih laboratorijah Filipsa. Ego prakticheskaja pol'za v oblasti fiziki reaktorov byla prodemonstrirovana na serii izmerenij, provedennyh v reaktore BR-O 2 v podkriticheskom sostojanii. Horoshaja ustojchivost', vozmozhnost' proizvodit' rezkie izmenenija intensivnosti nejtronnogo potoka, impul'sirovat' vyhod ili modulirovat' ego sinusoidal'no, - vse jeto delaet takoj generator ochen' gibkim. On pozvoljaet ustanavlivat' reaktivnost' ({rho} = {Delta}k/{beta}) i vremja zhizni nejtronov ( Script-Small-L /{beta}) po razlichnym nezavisimym metodam. Tochnoe sravnenie jetih metodov vozmozhno, poskol'ku poslednie mogut byt' ispol'zovany bez izmenenija uslovij izmerenija. Ustanovleno: 1) {rho} na osnove zapazdyvajushhih nejtronov putem mgnovennogo umen'shenija vyhoda nejtronov; 2) {rho} na osnove mgnovennyh nejtronov putem ispol'zovanija impul'sov nejtronov; 3) Script-Small-L /{beta} putem soedinenija 1) i 2) dlja 0,5 $ < {rho} < 2 $ ; 4) Script-Small-L /{beta} na osnove peredatochnoj funkcii reaktora dlja moduliruemogo istochnika. Obsuzhdajutsja peredatochnye funkcii dlja oscilljatora reaktivnosti i dlja sinusoidal'no moduliruemogo istochnika. Pokazano, chto izmerenie Script-Small-L /{beta} vozmozhno dlja 0,1 $< {rho} < $ s uchetom primenenija moduliruemogo istochnika. Tot zhe metod takzhe daet reaktivnost' s pomoshh'ju otnoshenija mgnovennyh nejtronov k zapazdyvajushhim nejtronam dlja optimal'noj chastoty, prichem na praktike jeto proishodit nezavisimo ot dannyh, otnosjashhihsja k

  19. Analyser for fast single events; Analyseur d'evenements rapides simples; Analizator bystrykh odnokratnykh yavlenij; Analizador de sucesos rapidos no recurrentes

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    Sedlmeyer, J W; Patten, R B; Fussell, L Jr [Edgerton, Germeshausen And Grier, Inc., Las Vegas, NV (United States)

    1962-04-15

    otrezki dostigaetsya pri pomoshchi vremennogo selektornogo impul'sa i intervala vremeni mezhdu otborom obraztsov, prichem i tot i drugoj mogut regulirovat'sya nezavisimo drug ot druga, nachinaya priblizitel'no s 4 nanosekund. Intervaly vremeni mogut zadavat'sya v nelinejnom poryadke, a razbros mezhdu nimi ne prevyshaet 0,5 nanosekund. Do nastoyashchego vremeni skorost' otvetnoj reaktsii ogranichivaetsya kharakteristikami dioda. Kazhdoe otobrannoe napryazhenie rasshiryaetsya v konture, kotoryj sokhranyaet amplitudu ehtogo napryazheniya. Udalos' osushchestvit' rasshirenie po vremeni v 10{sup 8} raz s sokhraneniem khoroshej ustojchivosti. Tochki pokazanij mogut soobshchat'sya i peredavat'sya po otkrytomu provodu v nizkochastotnoe registriruyushchee ustrojstvo, oni mogut byt' prevrashcheny v tsifrovye dannye dlya bystroj ikh obrabotki s pomoshch'yu obychnogo oborudovaniya; krome togo, ili vmesto ehtogo, oni mogut byt' dany vizual'no. Analizator imeet preimushchestva po sravneniyu s vysokoskorostnoj ostsiloskopiej, kogda trebuetsya provodit' individual'nyj analiz bol'shogo chisla odnokratnykh perekhodyashchikh signalov; ehto trebuetsya pri izuchenii kolebanij otvetnykh reaktsij sistem ili pri proizvodstvennykh ispytaniyakh komponentov. Analizator imeet preimushchestva, kogda analiz dannykh dolzhen proizvodit'sya neposredstvenno za poyavleniem signala; otpadaet neobkhodimost' proyavlyat' plenki ili prochityvat' ikh. Analizator udoben takzhe v tekh sluchayakh, kogda schetno-analiziruyushchij tsentr raspolozhen daleko ot mesta poyavleniya signala. EHtot metod shiroko primenyaetsya v oblasti yadernoj ehnergii. Metod pul'siruyushchikh nejtronov mozhet byt' primenen dlya bystrogo izucheniya kolebanij rezhima reaktorov i podkriticheskikh sborok. Mogut byt' opredeleny parametry nakopleniya i raspada detektorov i odnovremenno provodit'sya analiz statisticheskikh dannykh i kolebanij. Mozhet izmeryat'sya forma impul'sov radiatsionnykh voln, proizvodimykh yadernymi uskoritelyami. S

  20. Thermal Neutron Spectral and Spatial Distributions in Light-Water-Moderated Uranium Lattices; Distributions Spectrale et Spatiale des Neutrons Thermiques dans des Reseaux a Uranium et a Eau Leger; Spektral'noe i prostranstvennoe raspredelenie teplovykh nejtronov v uranovykh reshetkakh s vodnym zamedlitelem; Distribuciones Espectral y Espacial de los Neutrones Termicos en los Reticulados de Uranio Moderados por Agua Ligera

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    Hardy, J.; Volpe, J. J.; Klein, D.; Schmidt, E.; Gelbard, E. [Bettis Atomic Power Laboratory, Pittsburgh, PA (United States)

    1964-02-15

    razlichnymi priblizhenijami k teorii perenosa i integral'nomu jadru rassejanija terlovyh nejtronov. Pervaja serija opytov zakljuchaetsja v izmerenii blok-jeffektov teplovyh nejtronov v raz- nyh jachejkah reshetki sborki TRH, reaktora s vodnym zamedlitelem na slegka obogashhennom urane s cilindricheskimi toplivnymi jelementami, raspolozhennymi po geksagonal'noj sisteme. Sravnivalis' dannye ob ispol'zovanii teplovyh nejtronov s dannymi, poluchennymi v Monte Karlo. Primenjalis' funkcii Radkovskogo i Nelkina. Funkcija vlijanija Radkovskogo daet priblizhenie pervogo porjadka, shiroko ispol'zuemoe pri proektirovanii reaktorov. Funk- cija vlijanija Nelkina predstavljaet soboj bolee novoe i bolee podrobnoe opisanie integral'- nogo jadra rassejanija. Poskol'ku raschetnye znachenija pogloshhenija teplovyh nejtronov zavisjat ot vybora in- tegral'nogo jadra rassejanija, v osobennosti esli jeto ne maksvellovskij spektr potokov nej- tronov, drugaja serija opytov po izmereniju aktivacii na sborke TRH prednaznachalas' dlja bolee neposredstvennogo opredelenija integral'nogo jadra rassejanija. Opyty provodilis' v uslovijah, pri kotoryh iskazhenie spektra v osnovnom vyzyvalos' ravnomernym otravleniem. Izmerenija provodilis' v zapolnennoj vodoj trubke diametrom 10sm v reshetke TRX. Stenka trubki byla napolnena poroshkom B{sup 10}, jeffektivno razryvaja svjaz' mezhdu vnutrennej poverh- nost'ju trubki i reshetkoj reaktora pri jenergii nizhe 10 kjev. Otnositel'nye znachenija aktivacii teplovymi nejtronami i radial'nye konfiguracii chuvstvitel'nyh v otnoshenii spektrov detektorov izmerjalis' v dvuh sluchajah s polucheniem sootvetstvenno pochti maksvellovskogo spektra (dlja chistoj vody) i spektra, sil'no iskazhen- nogo v rezul'tate otravlenija kadmiem. Dlja jetogo opyta raschety s kazhdoj funkciej provodilis' v gruppe jenergii 12 s pribli- zheniem P{sub 3} . V rezul'tate rascheta sobstvennyh znachenij prostranstvennyh form, jeksponen- cial'no raspadajushhihsja v letargii, kotorye podderzhivajutsja v

  1. 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