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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-10-15

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

Determination of Fallout Radionuclides in Environmental Samples by Gamma-Ray Spectrometry; Mesure Spectrometrique Gamma des Radionucleides de Retombee Presents dans des Echantillons du Millieu; Opredelenie radioizotopov radioaktivnykh osadkov v probakh iz okruzhayushchej sredy pri pomoshchi spektrometrii gamma-luchej; Determinacion, por Espectrometria Gamma, de los Radionuclidos de Precipitaciones en Muestras del Medio Ambiente

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Ward, G. M.; Johnson, J. E.; Wilson, D. W. [Department of Animal Science, Colorado State University, Fort Collins, CO (United States)

1965-10-15

vremeni na universitetskoj ferme sobrali znachitel'noe kolichestvo prob iz okruzhajushhej sredy dlja izuchenija dvizhenija cezija-137 v znachitel'noj chasti pishhevoj ce- pochki cheloveka. Vse proby imeli maluju udel'nuju aktivnost', i izmerenija proizvodili pri pomoshhi spektrometricheskogo ustrojstva dlja gamma-luchej nizkogo urovnja, sostojashhego iz kristalla NaJ (T1) diametrom 8 i tolshhinoj 4 djujma, prichem jetot kristall byl zashhishhen ot fona stal'noj kameroj s tolshhinoj stenok 5 djujmov i soedinen s 400-kanal'nym anali- zatorom amplitudy impul'sov. Otschet nabivok vozdushnyh fil'trov i krupnyh prob ( 1kg) suhogo furazha, zerna i pometa krupnogo rogatog o skota proizvodili neposredstvenno v postojannoj geometrii. Proby osadkov koncentrirovali propuskaniem ih cherez kationo- obmennye kolonki, zapolnennye doveksom-50. Radioaktivnost' moloka, mjasa i mochi pod- schityvali v bol'shih kol'ceobraznyh kontejnerah iz ljucita. V moloke, mjase i moche ob- naruzhivajutsja v chisle gamma-izluchajushhih radioizotopov lish' cezij-137, kalij-40, jod-131, barij-140 i lantan-140, poskol'ku oni javljajutsja edinstvennymi produktami delenija, po- gloshhaemymi v znachitel'nyh kolichestvah. Pomimo jetogo, drugie proby soderzhali cezij-141, cezij-144, sur'mu-125, rutenij-103, rutenij-106, cirkonij-95, niobij-95 i marganec-54. V probah, sobrannyh v 1962 i 1963 godah, pri pomoshhi'gamma-spektrometrii udalos' oprede- lenno obnaruzhit' lish' cirk{sup n}ij-95 i niobij-95 vvidu ih otnositel'nogo obilija; jeto bylo prodelano priblizitel'no za 6 mesjacev posle sbora prob. Fotopiki cezija-137, marganca-54 i sur'my-125 byli sovershenno rasplyvchatymi, a radioizotopy bolee malyh jenergij (cezij-141, cezij-144 i rutenij-103) imeli znachitel'nye komptonovskie vklady ot radio- izotopov bolee vysokih jenergij. Pri nedostatochno jasnyh fotopikah posledovatel'noe vydelenie produktov delenija iz spektrov ne javljaetsja nadezhnym. Kogda vlijanie drugih radioizotopov delaet nevozmozhnym

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-03-15

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

Human health risk assessment of uranium in drinking water sampled from drilled wells located in rural areas of the Lower Silesian region (Poland / Ocena ryzyka zdrowotnego związanego z obecnością uranu w wodzie przeznaczonej do spożycia pobieranej z wierconych studni zlokalizowanych na obszarach wiejskich Dolnego Śląska (Polska

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Garboś Sławomir

2015-06-01

Full Text Available Stężenia uranu w wodach gruntowych pobieranych z prywatnych studni wierconych nie były dotąd badane w Polsce. W związku z tym, brak jest jakichkolwiek danych pozwalających na określenie narażenia ludzi na uran, związanego z konsumpcją wody przeznaczonej do spożycia, w szczególności na obszarach wiejskich, na terenach których prowadzono działalność górniczą. Głównym celem niniejszej pracy była ocena ryzyka zdrowotnego związanego z konsumpcją wód studziennych zawierających uran, pobieranych z wytypowanych obszarów wiejskich Dolnego Śląska (Polska. Do pobierania próbek wód studziennych z trzech obszarów badań kontrolnych (CSA: Mniszków (CSA-A, Stara Kamienica/M. Kamienica/Kopaniec (CSA-B i Kletno (CSA-C, została zastosowana metoda RDT (ang.: Random DayTime. Analizy próbek RDT przeprowadzono za pomocą zwalidowanej metody opartej na spektrometrii mas z jonizacją w plazmie indukcyjnie sprzężonej (ICP-MS. Zakresy stężeń uranu w wodach studziennych i wyznaczone średnie geometryczne stężenia U w przypadkach poszczególnych obszarów wynosiły: 0,005-1,03 μg/L i 0,052 μg/L (CSA-A, 0,027-10,6 μg/L i 0,40 μg/L (CSA-B oraz 0,006-27,1 μg/L i 0,38 μg/L (CSA-C. Średnie i indywidualne chroniczne dzienne pobrania (CDI, ang. Chronic Daily Intake uranu związane z konsumpcją wody przeznaczonej do spożycia (dorośli/dzieci zawarte były odpowiednio w zakresach: 0,0017-0,013/0,0052-0,040 μg · kg-1 · dzień-1 i 0,0002-0,90/0,0005-2,71 μg · kg-1 · dzień-1. Wyznaczone średnie i zakresy indywidualnych procentowych udziałów wartości CDI w tolerowanym dziennym pobraniu (TDI=1 μg · kg-1 · dzień-1, ang. Tolerable Daily Intake (dorośli/dzieci wynosiły: 0,17%/0,52% i 0,02-3,4%/0,05-10,3% (CSA-A, 1,3%/4,0% i 0,09-35%/0,27-106% (CSA-B oraz 1,3%/3,8% i 0,02-90%/0,06-271% (CSA-C. Wyznaczone średnie wartości CDI uranu są znacząco niższe od ustalonej wartości TDI, podczas gdy w przypadkach indywidualnych

RBE of Monoenergetic Fast Neutrons: Cytogenetic Effects in Maize; EBR des Neutrons Rapides Monoenergeniques: Effets Cytogenetiques sur le Mais; Obeh monoehnergeticheskikh bystrykh nejtronov: tsitogeneticheskie izmeneniya u kukuruzy; EBR de los Neutrones Rapidos Monoenergeticos: Efectos Citogeneticos en el Maiz

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Smith, H. H.; Bateman, J. L.; Quastler, H.; Rossi, H. H. [Biology and Medical Departments, Brookhaven National Laboratory, Upton, NY (United States)

1964-05-15

The maize used in these experiments has the advantage for RBE studies of yielding a basically first-order dose-response curve with low as well as with high LET radiations. An exposure apparatus was used which produced essentially equal dose rates in five rings of seeds placed so as to intercept neutrons of 0.43, 0.65, 1.00, 1.50 and 1.80 MeV. The mutant sectors produced in leaves are believed to be due mostly to simple chromosome breakage and deletion. Experiments were performed at dosages that gave responses which were linear, below saturation levels, and overlapping in range for the monoenergetic fast neutrons and 250 kVp X-rays. RBE values, calculated from relative slopes of linear-regression lines for neutrons and X-rays ranged from 42 to 135 with an overall average of about 70. Fast neutrons of 0.43 MeV energy were the most efficient, of those used, in producing g{sub 2} mutant sectors. (author) [French] Pour les etudes sur l'EBR, le maft utilise au cours des experiences offre l'avantage de donner une courbe dose-reponse qui est essentiellement de premier ordre, que le TLE du rayonnement soit faible ou eleve. Les auteurs ont utilise un appareil d'irradiation assurant des debits de dose pratiquement egaux dans cinq couronnes de semences disposees de maniere a intercepter les neutrons de 0,43, 0,65, 1,00, 1,50 et 1,80 MeV. On pense que les secteurs mutants produits dans les feuilles sont dus essentiellement a une rupture et une disparition de chromosomes simples. Les auteurs ont fait des experiences a des doses qui ont donne des reponses lineaires, inferieures au niveau de saturation et se chevauchant dans le cas des neutrons rapides et des rayons X de 250 kV-crete. Les valeurs de l'EBR calculees d'apres la comparaison des pentes des courbes de regression lineaire pour les neutrons et les rayons X varient de 42 a 135, avec une valeur moyenne d'environ 70. Parmi les neutrons utilises, les neutrons rapides de 0,43 MeV ont ete les plus efficaces pour produire des secteurs mutants g{sub 2}. (author) [Spanish] La variedad de maiz utilizada en los experimentos descritos presenta la ventaja, desde el punto de vista del estudio de la EBR, de proporcionar una curva dosis-respuesta que es basicamente de primer grado, tanto para las radiaciones de TLE elevada como para las de TLE baja. Los autores emplearon un aparato de exposicion que produce intensidades de dosis esencialmente iguales en cinco anillos de semillas colocadas de modo que intercepten a los neutrones de 0,43, 0,65, 1,00 1,50 y 1,80 MeV. Se supone que los sectores mutantes producidos en las hojas se deben en su mayor parte a una simple ruptura y eliminacion de cromosomas. Se realizaron experimentos con dosis adecuadas para obtener respuestas lineales, inferiores al valor de saturacion, y tales que los intervalos correspondientes a los neutrones rapidos monoenergeticos y a los rayos X de 250 kVp se superpongan parcialmente. Los valores de la EBR calculados a base de las pendientes comparadas de las curvas de regresion de primer grado para los neutrones y los rayos X respectivamente, varian entre 42 y 135, con una media global del orden'de 70. De todos los neutrones rapidos utilizados en los experimentos, los mas eficaces para producir sectores mutantes g{sub 2} fueron los de 0,43 MeV. (author) [Russian] Kukuruza, ispol'zovannaja v jetih jeksperimentah, obladaet preimushhestvom dlja izuchenija OBJe pri poluchenii krivoj pervogo porjadka zavisimosti reakcii ot dozy dlja izuchenij s nizkim i vysokim LPJe. Primenjalas' ustanovka dlja obluchenija, kotoraja obespechivala po sushhestvu ravnye moshhnosti doz dlja raspolozhennyh v kol'cevom porjadke pjati rjadov semjan pri obluchenii nejtronami s jenergiej 0,43, 0,65, 1,00, 1,50 i 1,80 Mjev. Sektory mutantov, poluchaemye v list'jah, kak polagajut, dolzhny, glavnym obrazom, uproshhat' razryv i uterju hromosom. Byli provedeny jeksperimenty pri urovnjah doz, kotorye vyzyvali otvetnye reakcii s linejnoj zavisimost'ju nizhe urovnja nasyshhenija i perekryvalis' v predele dlja monojener- geticheskih bystryh nejtronov i dlja rentgenovskih luchej s naprjazheniem 250 kv. Velichiny OBJe, raschitannye v rezul'tate otnositel'nogo naklona linejnyh regressivnyh linij dlja nejtronov i rentgenovskih luchej, nahodilis' v predelah ot 42 do 135 so srednej velichinoj primerno 70. Bystrye nejtrony s jenergiej 0,43 Mjev byli naibolee jeffektivnymi sredi teh, kotorye ispol'zovalis' pri poluchenii mutantov sektorov g{sub 2}. (author)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-02-15

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-06-15

The practical aspects of providing adequate reactivity for the control of fast reactors which differ significantly from those used to control thermal-neutron systems are discussed. These differences result primarily from the rather small fast-neutron cross-sections. There are no strong poisons in a fast-neutron system. As a result, the strong thermal-reactor fission-product poisons (e.g. Xe and Sm) require significantly less reactivity override than the reactivity loss from destruction, by fission and capture, of fissionable material. Because the fast-spectrum atomic cross-sections are relatively small compared with their thermal counterparts, the atomic density of the material plays an important role in the choice of control materials. The current generation of fast-neutron reactor control mechanisms is described. These tend to exploit neutron leakage control, where applicable. If leakage control is not feasible, control by moving of core material has found considerable acceptance. Limited absorber control is also being used. None of these methods has significant advantages for application to the large conceptual central-station power-breeder reactor system unless the internal (core) breeding ratio is very high. Considerable ingenuity will have to be applied for use of either absorber or spectral-shift control methods without seriously affecting the desired and often required neutron economy. Exploratory results pertaining to the advanced systems are cited. The reactivity for control is dictated by reactor shutdown requirements, the reactor fuel cycle (excess reactivity) and, to a lesser extent, the dominant feedbacks. The excess reactivity requirements can be quite well specified in terms of a given fuel cycle but may vary considerably for several similar systems operating on different fuel cycles. The required shutdown reactivity, may be almost arbitrarily specified beyond certain limits. However, there are certain philosophical implications which prevail regarding the specification of this parameter. These considerations are discussed in terms of control reactivity in existing fast reactors as opposed to the amount that is really required for fast power-breeder reactor operation. Typical power- and temperature-dependent feedback parameters are cited for determination of their influence upon the control reactivity requirements. The methods used to predict the reactivity worth of control mechanisms have evolved from crude estimates to quite reliable calculations which can be confirmed by experimental data from critical assemblies. Experimental results and currently reliable analytical techniques are described. Critical experiments for the current generation of fast reactors included many investigations pertaining to the reactivity worth of their control mechanisms as well as peripheral experiments for larger-core-volume advanced systems. Exploratory analytical studies, which indicate that detailed experimental mockup investigations may not be required in the future, are cited. (author) [French] L'auteur examine dans ce memoire les aspects pratiques du probleme qui consiste a fournir une reactivite suffisante pour le controle des reacteurs a neutrons rapides; ce probleme differe dans une grande mesure de celui du controle des reacteurs a neutrons thenniques. Ces differences sont dues en premier lieu au fait que les sections efficaces d'absorption des neutrons rapides sont assez faibles. Il n'existe pas de poisons forts dans un reacteur a neutrons rapides. En consequence, les poisons forts que sont certains produits de fission dans un reacteur thermique (par exemple Xe et Sm) exigent un exces de reactivite beaucoup moins important que n'en exige la perte de reactivite due a la destruction de produit fissile par fission et capture. Comme les sections efficaces pour les neutrons rapides sont relativement petites comparees aux valeurs correspondantes pour les neutrons thermiques, la densite atomique du materiau joue un role important dans le choix des materiaux absorbants. L'auteur decrit les modeles actuels de mecanismes de controle d'un reacteur a neutrons rapides. Ceux-ci ont tendance a tirer parti, la ou cela est possible, du principe du controle des fuites de neutrons. La ou il n'est pas possible d'appliquer ce principe, on a frequemment recours au controle par deplacement de matieres du coeur. On a egalement recours dans une certaine mesure au controle par absorbant. Aucune de ces methodes ne presente d'avantages notables lorsqu'elle est appliquee au reacteur surgenerateur d'une centrale, a moins que le rapport de conversion dans le coeur ne soit tres eleve. Il faudra deployer beaucoup d'ingeniosite pour trouver le moyen d'utiliser les methodes de controle par absorbant ou par modification du spectre sans affecter gravement l'economie des neutrons souhaitee et souvent necessaire. L'auteur mentionne les resultats d'etudes portant sur les systemes les plus perfectionnes. La reactivite qu'il faut donner aux barres de controle est determinee par la reactivite necessaire pour l'arret brusque du reacteur, le cycle du combustible (exces de reactivite) et dans une mesure mouns grande, les effets des facteurs dominants. On peut fixer tres exactement l'exces de reactivite pour un cycle de combustible donne, mais cet exces peut varier considerablement pouf des reacteurs similaires, s'ils fonctionnent avec des cycles de combustible differents. On peut, dans certaines limites, fixer presque arbitrairement la reactivite necessaire pour l'arret brusque. Cependant, certaines considerations militent en faveur d'une determination precise de ce parametre. L'auteur examine la question sous tous ces aspects en comparant la reactivite des barres de controle dans les reacteurs a neutrons rapides actuels et la quantite de reactivite dont on a reellement besoin pour le fonctionnement d'un reacteur surgenerateur a neutrons rapides.. P cite les parametres typiques dependant de la puissance et de la temperature pour determiner leurs effets sur la quantite de reactivite qu'il faut donner aux barres de controle. Les methodes utilisees pour la prevision de l'efficacite des mecanismes de controle ont evolue: au debut, il s'agissait d'evaluations approximatives; on fait maintenant des calculs tout a fait surs que peuvent confirmer les donnees experimentales obtenues grace aux assemblages critiques. L'auteur indique dans ce memoire certains resultats experimentaux et expose les methodes analytiques sflres que l'on emploie couramment. Les experiences critiques portant sur la generation actuelle de reacteurs a neutrons rapides ont comporte de nombreuses recherches concernant l'efficacite de leur mecanisme de commande, ainsi que des experiences a la peripherie du coeur pour l'etude de reacteurs perfectionnes ayant un coeur d'un plus grand volume. L'auteur mentionne des etudes analytiques preliminaires qui montrent qu'il ne faudra peut-etre pas proceder dans l'avenir a des recherches experimentales detaillees sur maquette. (author) [Spanish] El autor examina los aspectos practicos del problema consistente en obtener una reactividad suficiente para el control de los reactores de neutrones rapidos, control que es muy diferente del utilizado en los sistemas de neutrones termicos. Las diferencias se deben en primer lugar a los valores relativamente pequenos de las secciones eficaces para los neutrones rapidos. En un sistema de neutrones rapidos no hay venenos fuertes. Como consecuencia, los fuertes venenos de fision (por ejemplo, el Xe y el Sm) en los reactores termicos exigen un exceso de reactividad mucho menor que la perdida de reactividad causada por la destruccion del material fisionable por fision y captura. Como las secciones eficaces del espectro de neutrones rapidos son relativamente pequenas comparadas con las correspondientes a los neutrones termicos, la densidad atomica del material desempena un papel importante al elegir los materiales de las barras de control. El autor examina los actuales mecanismos de control de los reactores de neutrones rapidos. En la medida de lo posible aprovechan el control por medio de fugas neutronicas. Si este metodo no es aplicable se suele recurrir al control por desplazamiento de los materiales del cuerpo. Igualmente se recurre a un control limitado utilizando un absorbente. Ninguno de estos metodos presenta ventajas considerables cuando se aplica a los'grandes reactores de potencia regeneradores, a menos que la razon interna de regeneracion (del cuerpo) sea muy elevada. Se requerira mucha habilidad para utilizar metodos de control basados en el empleo de un absorbente o en el desplazamiento espectral sin afectar en grado apreciable la economia neutronica deseada y a menudo necesaria. El autor cita algunos resultados preliminares obtenidos con sistemas perfeccionados. La reactividad de control viene determinada por los requisitos relativos a la parada del reactor, al ciclo del combustible (exceso de reactividad) y, en menor medida, por la realimentacion dominante. Pueden especificarse perfectamente los requisitos relativos al exceso de reactividad para un ciclo de combustible determinado, pero esos requisitos varian de modo considerable en otros sistemas similares que funcionen con distintos ciclos de combustible. A partir de ciertos limites, pueden fijarse casi arbitrariamente les requisitos relativos al exceso de reactividad. Sin embargo, existen algunas consideraciones generales que rigen la determinacion de este parametro. Se tienen en cuenta dichas consideraciones al examinar la reactividad de control en los actuales reactores de neutrones rapidos comparandola a la cantidad realmente necesaria para el funcionamiento de reactores de potencia regeneradores y neutrones rapidos. El autor cita parametros tipicos de potencia y de realimentacion en funcion de la temperatura a fin de determinar su influencia en los requisitos relativos a la reactividad de control. Los metodos utilizados para predecir la 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 materialov aktivnoj zon'/. Primenjaetsja takzhe ogranichennyj kontrol' s pomoshh'ju poglotitelej. Odnako ni odin iz jetih metodov ne daet sushhestvennogo preimushhestva dlja togo, chtoby ego primenjat' k jenergeticheskim reaktoram- razmnozhiteljam krupnyh central'nyh atomnyh stancij, esli vnutrennij (v aktivnoj zone) kojefficient vosproizvodstva ne javljaetsja ochen' vysokim. Dolzhna byt' projavlena bol'shaja izobretatel'nost' dlja togo, cht.oby ispol'zovat' libo metod poglotitelja, libo metod regulirovki spektral'nogo smeshhenija, ne okazav ser'eznogo vlijanija na zhelaemuju i ..chasto trebuemuju jekonomiju nejtronov. Privodjatsja rezul'taty issledovanij, imejushhie-otnoshenie k usovershenstvovannym sistemam. Reaktivnost', neobhodimaja dlja upravlenija reaktorom, opredeljaetsja potrebnostjami ostanovki reaktora, toplivnym ciklom reaktora (izbytochnaja reaktivnost') i v gorazdo men'shej stepeni dominirujushhej obratnoj svjaz'ju. Trebovanija k izbytochnoj reaktivnosti, mogut byt' s uspehom opredeleny dannym toplivnym ciklom, odnako mogut znachitel'no var'irovat'sja dlja celogo rjada analogichnyh sistem, rabotajushhih na razlichnyh toplivnyh ciklah. Neobhodimuju ostatochnuju reaktivnost' mozhno ustanovit' pochti proizvol'no vyshe opredelennoj predel'noj velichiny. Odnako imeetsja celyj rjad filosofskih momentov, kotorye kasajutsja specifikacii jetogo parametra. Jeti soobrazhenija obsuzhdajutsja s tochki zrenija regulirovki reaktivnosti v sushhestvujushhih reaktorah na bystryh nejtronah, poskol'ku jeto svjazano s kolichestvom, kotoroe dejstvitel'no trebuetsja dlja jekspluatacii jenergeticheskih reaktorov-razmnozhitelej. Privodjatsja tipichnye parametry moshhnosti i parametry temperatury, zavisjashhej ot obratnoj svjazi dlja togo, chtoby opredelit' ih vlijanie na trebovanija po upravleniju reaktivnost'ju . Metody, ispol'zuemye dlja togo, chtoby predopredelit' reaktivnost' sootvetstvujushhih kontrol'nyh mehanizmov, polucheny na osnove grubyh podschetov, a takzhe s pomoshh'ju vpolne nadezhnyh vychislenij, kotorye mogut byt' podtverzhdeny jeksperimental'nymi dannymi, poluchennymi na kriticheskih sborkah. Opisyvajutsja jeksperimental'nye rezul'taty i nedavno ispol'zovannye tochnye analiticheskie metody. Kriticheskie jeksperimenty dlja sushhestvujushhej gruppy reaktorov na bystryh nejtronah vkljuchajut mnogo issledovanij, otnosjashhihsja k reaktivnoj sposobnosti ih kontrol'nyh mehanizmov', a takzhe pereferijnyh jeksperimentov dlja usovershenstvovannyh sistem s gorazdo bol'shim ob{sup e}mom aktivnoj zony. Privodjatsja issledovatel'skie analiticheskie raboty, kotorye ukazyvajut na to, chto v budushhem, vozmozhno, ne potrebuetsja provedenie podrobnyh issledovanij na jeksperimental'nyh modeljah v natural'nuju velichinu. (author)

The Biological Effect of Fast Neutrons and High-Energy Protons; Effets Biologiques des Neutrons Rapides et des Protons de Haute Energie; Biologicheskoe dejstvie bystrykh nejtronov i protonov vysokikh ehnergii; Efectos Biologicos de los Neutrones Rapidos y de los Protones de Elevada Energia

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Moskalev, Ju. I.; Petrovich, I. K.; Strel' cova, V. N.

1964-03-15

The paper gives the results of comparative experiments on the effects of fast neutrons and high-energy protons (500 MeV) on life expectancy, peripheral blood, incidence and rate of appearance of tumours in the rat as a function of administered dose and time of observation. The neutron experiment was performed on 573 and the proton experiment on 490 white rats. The animals irradiated with fast neutrons were given doses between 8.5 and 510 rad, and those irradiated with protons received doses between 28 and 1008 rad. The effective doses for the acute, sub-acute and chronic forms of sickness were established for fast neutrons and for protons. LD{sub 50/30} for neutrons was 408 and for protons 600 rad, and the corresponding LD{sub 50}/{sub 120} values were 380 and 600 rad. The conditions governing rat mortality were analysed both in the early and the later stages of the experiment. It is shown that the average life expectancy of rats irradiated with fast neutrons does not depend on sex. The shape of the dose-effect curve for the various peripheral-blood indexes is strongly dependent not only on the radiosensitivity of the blood cells in question but also on the time of observation. It may change greatly in time for one and the same index. A considerable time after irradiation with either fast neutrons or protons, benign and malignant tumours appear in different tissues of the rats, including the haemopoeitic tissues, mammary glands, pituitary, uterus, ovaries, prostate gland, testicles, liver, kidneys, lungs, gastro-intestinal tract, subcutaneous tissue, lymph nodes, urinary bladder, etc. The over-all incidence of tumours and the number of cases of multi centred neoplasms in females are two to three times higher than in males. The minimum tumour dose for the mammary glands with neutron irradiation is apparently rather less than 42.5 rad. The maximum incidence of tumours of the pituitary is found after irradiation with a dose of 42.5 rad.- At this same dose leucosis and tumour of the thyroid gland also appear. With proton irradiation, the minimum tumour dose for haemopoietic tissue and the thyroid gland is in the neighbourhood of 250 rad, for the testicles 300 rad, for the prostate, the pancreas and the subcutaneous tissue 100 rad. After irradiation with fast neutrons the incidence of tumours of the testicles, the large intestine, the kidneys and the liver is increased at doses between 42.5 and 85 rad. The same is true for tumours of the skin and the subcutaneous tissue at a dose of 85 rad. With fast neutron irradiation tumours appeared at approximately three to five times lower radiation doses than with proton irradiation. (author) [French] Le memoire expose les resultats d'experiences visant a comparer l'e ffe t des neutrons rapides et celui des protons de haute energie (500 MeV) sur la duree de vie, le sang peripherique, la frequence et la rapidite d'apparition des tumeurs chez le rat, en tenant compte de la dose efficace et du delai d'observation. Les travaux ont porte sur 573 rats blancs pour les neutrons et sur 490 rats blancs pour les protons. Les animaux etaient exposes a des doses de neutrons rapides de 8,5 a 510 rad et a des doses de protons de 28 a 1008 rad. Pour les neutrons rapides et les protons, les auteurs ont determine les valeurs des doses effectives aiguees, sub-aiguees et chroniques. La DL{sup 30}{sub 50} est de 408 rad pour les neutrons et de 600 rad pour les protons; la DL{sup 120}{sub 50} s'eleve a 380 et 600 rad, respectivement. On a procede a une etude critique des lois qui regissent la mortalite des rats a breve echeance et apres des delais prolonges. D'apres les constatations, la survie moyenne des rats irradies par des neutrons rapides est independante de leur sexe. En ce qui concerne les differents indices du sang peripherique, la forme de la courbe dose/effet depend dans une forte mesure, non seulement de la radiosensibilite des cellules correspondantes du sang, mais aussi de la duree d'observation. Elle peut subir des variations sensibles en fonction du temps pour un seul et meme indice. Longtemps apres une irradiation par des neutrons rapides ou par des protons, on constate chez le rat l'apparition de tumeurs benignes et malignes dans divers tissus, notamment dans le tissu hematopoie tique, les glandes mammaires, l'hypophyse, l'uterus, les ovaires, la prostate, les testicules, la thyroide, la glande cervicale, le pancreas, les glandes surrenales, le foie, les reins, les poumons, le tractus gastro-intestinal, le tissu cellulaire sous-cutane, les ganglions lymphatiques, la vessie, etc. La frequence globale des tumeurs et le nombre des apparitions simultanees de neoplasmes en plusieurs endroits ont ete deux a trois fois plus eleves chez les femelles que chez les males. La dose minimum de neutrons necessaire pour provoquer une tumeur des glandes mammaires semble legerement inferieure a 42,5rad. La frequence des tumeurs de l'hypophyse est la plus elevee lorsque la dose est de 42,5 rad. A cette meme dose,. on constate l'apparition de leucoses et de tumeurs de la thyroide. Lors d'une irradiation par des protons, la dose minimum necessaire pour provoquer une tumeur est de l'ordre de 250 rad pour le tissu hematopoietique et la thyroide, de 300 rad pour les testicules et de 100 rad pour la prostate et le tissu cellulaire sous-cutane. Lors d'une irradiation par les neutrons rapides, les tumeurs des testicules, du gros intestin, des reins et du foie sont plus frequentes pour 42,5 a 85 rad et les tumeurs de la peau et du tissu cellulaire sous-cutane pour 85 rad. Dans le cas d'une irradiation par neutrons rapides, les tumeurs se produisent a des doses inferieures (d'environ 3 a 5 fois) aux doses de protons. (author) [Spanish] Los autores presentan los resultados de experimentos efectuados con miras a comparar el efecto de los neutrones rapidos y el de los protones de elevada energia (500 MeV) sobre la duracion de la vida, las caracteristicas de la sangre periferica, asi como la frecuencia y rapidez de formacion de tumores en la rata, en funcion de la dosis aplicada y del tiempo transcurrido a partir de' la irradiacion. En el experimento con neutrones utilizaron 573 ratas blancas y en el experimento con protones, 490. Expusieron los animales a dosis neutronicas de 8,5 a 510 rad, y dosis protonicas comprendidas entre 28 y 1008 rad. Tanto para los neutrones rapidos como para los protones, establecieron el valor de la dosis efectiva aguda, subaguda y cronica. La DL{sup 30}{sub 50} para los neutrones asciende a 408 rad y a 600 rad para los protones; las respectivas dosis DL{sup 120}{sub 50} son 380 rad y 600 rad. Los autores estudiaron las leyes que rigen la mortalidad de los sujetos en experimentos breves y prolongados. Demuestran que la sobrevivencia de los mismos, cuando se ios irradia con neutrones rapidos, es independiente del sexo. La forma de la curva dosis/efecto para los diversos Indices de la sangre periferica no solo depende de la radiosensibilidad de las celulas sanguineas correspondientes, sino tambien del perfodo de observacion. Puede sufrir modificaciones sensibles en funcion del tiempo para un mismo indice. Algun tiempo despues de la irradiacion, tanto con neutrones rapidos como con protones, se observan en las ratas tumores de caracter benigno o maligno en diversos tejidos, entre ellos en los de los arganos hematopoyeticos, las glandulas mamarias, la hipofisis, el utero, los ovarios, la prostata, los testiculos, la tiroides, el timo y el pancreas, las glandulas suprarrenales, el higado, los rinones, los pulmones, el tracto gastrointestinal, el tejido hipodermico, los ganglios linfaticos, la vejiga, etc. La frecuencia total de los tumores y el numero de casos de formacion multicentrica de neoplasias es de 2 a 3 veces mayor en las hembras que en los machos. La dosis tumorigena minima en las glandulas mamarias, en la irradiacion neutronica, parece ser algo inferior a 42,5 rad. La frecuencia maxima de los tumores de la hipofisis se observa despues de la irradiacion con una dosis de 42,5 rad. Con la misma dosis tambien se manifiestan leucosis y tumores de la tiroides. En la irradiacion protonica, la dosis tumorigena minima es del orden de 250 rad para lee tejidos hematopoyeticos y la tiroides, de 300 rad para los testiculos, y de unos 100 rad para la prostata, el pancreas y el tejido hipodermico. Despues de la irradiacion con neutrones rapidos, la frecuencia de la aparicion de tumores en los testiculos, el intestino grueso, los rinones y el higado, presenta un aumento para dosis entre 42,5 y 85 rad, y en la piel y el tejido hipodermico ocurre lo mismo para dosis de 85 rad. En el caso de la irradiacion con neutrones rapidos, los tumores aparecen con dosis de 3 a 5 veces inferiores a las dosis protonicas. (author) [Russian] Predstavljajutsja rezul'taty sravnitel'nyh jeksperimentov po izucheniju dejstvija bystryh nejtronov i protonov vysokih jenergij (500 Mjev) na prodolzhitel'nost' zhizni, perifericheskuju krov', cha sto tu i skorost' pojavlenija opuholej u krys v zavisimosti o t dozy vozdejstvija i sroka nabljudenija. Opyt s nejtronami postavlen na 573, s protonami na 490 belyh krysah. Bystrymi nejtronami zhivotnyh obluchali v dozah ot 8,5 do 510 rad, protonami ot 28 do 1008 rad. Dlja bystryh nejtronov i protonov ustanovleny velichiny ostro, podostro i hronicheski jeffektivnyh d o z . LD{sub 50/30} dlja nejtronov ravna 408, dlja protonov 600 rad, a LD{sub 50/120} so otvetstvenno 380 i 600 rad. Proanalizirovany zakonomernosti vymiranija krys v rannie i pozdnie sroki jeksperimenta. Pokazano, chto srednjaja prodolzhitel'nost' zhizni krys, obluchennyh bystrymi nejtronami, ne zavisit ot pola. Forma krivoj doza-jeffekt dlja otdel'nyh pokazatelej perifericheskoj krovi sushhestvenno zavisit ne tol'ko ot radiochuvstvitel'nosti sootvetstvujushhih kletok krovi, no i ot sroka nabljudenija. Ona mozhet sushhestvenno izmenjat'sja vo vremeni dlja odnogo i t o go zhe pokazatelja. V otdalennye sroki posle obluchenija kak bystrymi nejtronami, tak i protonami u krys voznikajut dobrokachestvennye i zlokachestvennye opuholi razlichnyh tkanej, v tom chisle krovotvornoj, molochnyh zhelez, gipofiza, matki, jaichnikov predstatel'noj zhelezy, semennikov, shhitovidnoj zhelezy, zobnoj i podzheludochnoj zhelez, nadpochechnikov, pecheni, pochek, l e g kih, zheludochno-kishechnogo trakta, podkozhnoj kletchatki, limfaticheskih u z lov, mochevogo puzyrja i drugih. Summarnaja chastota opuholej i chislo sluchaev mul'ticentricheskogo vozniknovenija novoobrazovanij u samok v 2 - 3 raza vyshe, chem u samcov. Minimal'naja opuholevaja doza dlja molochnyh zhelez pri obluchenii nejtronami, po-vidimomu, neskol'ko nizhe 42,5 rad. Maksimal'naja chastota opuholej gipofiza obnaruzhivaetsja posle obluchenija v doze 42,5 rad. Pri jetoj zhe doze voznikajut lejkozy i opuholi shhitovidnoj zhelezy. Pri obluchenii protonami minimal'naja opuholevaja doza dlja krovotvornoj tkani i shhitovidnoj zhelezy nahoditsja v predelah 250 rad, dlja semennikov - 300 rad, dlja predstatel'noj, podzheludochnoj zhelez , podkozhnoj kletchatki - 100 rad. Posle obluchenija bystrymi nejtronami chastota opuholej semennikov, tolsto go kishechnika, pochek, pecheni okazyvaetsja uvelichennoj pri dozah 42,5 - 85 rad, kozhi i podkozhnoj kletchatki pri doze - 85 rad. Po sravneniju s protonami pri obluchenii bystrymi nejtronami opuholi voznikajut ot men'shih (primerno v 3 - 5 raz) doz obluchenija. (author)

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

Under the EURATOMCEA Association project a fast-neutron critical mock-up, Masurca, is now being built at the Cadarache Nuclear Research Centre. The main purpose of this extremely versatile facility is the study of non-moderated, plutonium critical assemblies of large volume and hence having a relatively soft neutron spectrum. The paper explains what these studies are for. The facility must satisfy certain conditions and, in essence, combine great versatility with almost absolute operational safety. The safety problem was dealt with by: (1) Seeking inherent safety: with simulated fuel elements it was possible to obtain (a) a negative reactivity coefficient from the cumulative longitudinal expansion of these elements: (b) a negative Doppler coefficient; (2) Using a set of shim-safety rods which can be placed in a square lattice with spacings of about 30cm; (3) A pressure vessel, containing reserves of argon in case of fire: and (4) Strict administrative supervision. A U-Pu-Fe metallic alloy being chosen as the basic element in the fuel simulation, provision for cooling large-volume critical assemblies must be incorporated in the facility. Sodium, the coolant used in simulated reactors, will be represented by sodium strips clad in stainless steel. The facility is designed as a vertical single-block unit in view of the maximum volume of the cores to be simulated (about 5000 1). The simulated elements are shaped like a right prism with a square base (except in the case of fuel elements which have a circular base) with an outer side (or diameter) of 12.7 mm and a height of 102 mm. They are placed in tubes having an over- all length of about 4 m and square sections whose outer side is 10.6 mm. These tubes are placed side by side and suspended. Smaller tubes can be placed in the central area of the suspension plate so that smaller cores can be made. A special heating loop can also be placed in the central part of the facility to measure the Doppler coefficient. The paper describes how the facility works. Reference is made to the possibility of simulating fast reactor oxide cores (by using ferrous oxide elements to introduce oxygen) and carbide cores (by using graphite elements). The paper also discusses the mixed loading technique which will have to be used in view of the amounts of plutonium available for such experiments during the present decade, and the techniques which will be used to determine the basic neutron parameters. The place of this critical mock-up in the general basic physics research of fast neutron reactor development is indicated: the experimental means involved include a Harmonie reactor source, to serve in developing measuring techniques and providing data for exponential experiments, and accelerators serving as static and dynamic neutron sources for subcritical experiments with fast neutrons. (author) [French] Dans le cadre de l'Association EURATOM-CEA, on construit actuellement au Centre d'etudes nucleaires de Cadarache une maquette critique a neutrons rapides appelee 'Masurca'. Cette machine d'une grande souplesse est essentiellement destinee a faire des etudes sur des assemblages critique, non ralentis, au plutonium, de grand volume ayant donc un spectre neutronique relativement mou. Les buts de ces etudes sont developpes dans le memoire. Pour mener a bien ces travaux, une machine de ce genre doit satisfaire a un certain nombre de conditions: essentiellement, elle doit associer a une grande souplesse d'utilisation une securite de fonctionnement quasi absolue. Ce probleme de securite a ete resolu par: 1. Une recherche de securite intrinseque, les elements de simulation du combustible permettant d'obtenir a) un coefficient de reactivite negatif du a la dilatation longitudinale cumulative de ces elements et b) un coefficient Doppler negatif; 2. L'utilisation d'un jeu de barres de controle de securite et de compensation. Ces barres peuvent se placer suivant un reseau carre de 30 cm de pas environ; 3. Uneenceinte etanche dans laquelle se trouve une reserve d'argon contre incendie; 4. Un controle administratif strict. Le choix d'un alliage metallique U-Pu-Fe, comme element de base de la simulation du combustible, impose de prevoir un refroidissement des assemblages critiques de grand volume construit dans la machine. Le sodium, fluide de refroidissement des reacteurs a simuler, sera represente par des reglettes de sodium gainees d'acier inoxydable. La conception de cette machine est du type vertical- monobloc. Les raisons qui ont conduit a ce choix sont liees au volume maximum des coeurs qu'il est prevu de simuler (de l'ordre de 5000 1). Les elements de simulation ont la forme d'un prisme droit a base carree (sauf pour les elements combustibles qui ont une base circulaire) de 12,7 mm de cote (ou de diametre) exterieur et de 102 mm de hauteur. Il sont places dans des tubes de section carree de 106 mm de cote exterieur et de l'ordre de 4 m de longueur hors tout. Ces tubes sont places cote a cote et suspendus. La region centrale de la plaque de suspension peut accepter de plus petits tubes pour permettre de monter des coeurs de petite dimension. Une boucle speciale chauffante peut egalement se placer dans la partie centrale de la machine, afin de pouvoir mesurer le coefficient Doppler. Le memoire presente une description fonctionnelle de la machine. On mentionne la possibilite de realiser la simulation de coeurs de reacteurs rapides a oxydes (a l'aide d'elements d'oxyde de fer pour introduire l'oxygene) et a carbures (a l'aide d'elements en graphite). On discute la technique de chargements mixtes qu'il faudra employer compte tenu de l'inventaire en plutonium disponible pour de telles experiences dans la presente decennie, et les techniques qui seront utilisees pour la determination des parametres neutroniques fondamentaux. Enfin, on indique la place qu'occupe cette maquette critique dans l'ensemble des recherches de physique de base liees au developpement des reacteurs a neutrons rapides. En particulier les moyens experimentaux mis en oeuvre comprennent un reacteur source ' Harmonie ' destine a la mise au point des techniques de mesure et a l'alimentation d'experiences exponentielles, et des accelerateurs fonctionnant comme source de neutrons statique et dynamique pour alimenter des experiences sous-critiques a neutrons rapides. (author) [Spanish] El EURATOM y el Commissariat a l'energie atomique estan construyendo actualmente en el Centre d'etudes nucleaires de Cadarache, una maqueta critica de neutrones rapidos denominada <>. Esta instalacion, de gran flexibilidad de aplicacion se destina esencialmente a la realizacion de estudios sobre conjuntos criticos de plutonio, de gran volumen, sin moderador, cuyo espectro neutronico es, pues, relativamente blando. Los autores exponen en la memoria el proposito de taies estudios. A fin de asegurar su exito, la instalacion debe reunir ciertas condiciones: en esencia, ademas de su gran capacidad de adaptacion, debe ofrecer una seguridad de funcionamiento practicamente absoluta. Este problema de la seguridad se resolvio por los siguientes medios: 1. Estudio de las condiciones de seguridad inulhseca; los elementos de simulacion del combustible permiten obtener a) un coeficiente de reactividad negativo, debido a la dilatacion longitudinal acumulativa de estos elementos y b) un coeficiente Doppler negativo. 2. Empleo de un juego de barras de control de seguridad y de compensacion. Estas barras pueden colocarse en forma de reticulado cuadrado con un espaciamiento de unos 30 cm. 3. Un iecinto hermetico que contiene una reserva de argon contra incendios. 4. Un estricto control administrative. La adopcion de una aleacion metalica U-Pu-Fe para la simulacion del combustible obliga a asegurar la refrigeiacion de los conjuntos criticos de gran volumen construidos en la instalacion. El sodio, llquido refrigerante de los reactores simulados, estara representado por varillas de sodio revestidas de acero inoxidable. El concepto de esta instalacion se ajusta- al tipo monobloque vertical. Las razones que decidieron esta eleccion guatdan lelacion con el volumen maximo de los cuerpos que se proyecta simular (que es del orden de los 5000 l). Los elementos simulados adoptan la forma de un prisma recto de base cuadrada (salvo los elementos combustibles, que tienen base circular), de 12,7 mm de lado(o de diametro), exteriormente, por 102 mm de altura. Estan colocados dentro de tubos de seccion cuadrada de 106 mm de lado, de una longitud de unos 4 m de punta a punta. Estos tubos estan yuxtapuestos y suspendidos de una placa. La region central de esta placa de suspension admite tambien tubos mas pequeflos, a fin de facilitar la instalacion de cuerpos de menor tamaflo. Asimismo, se puede montar en el centro de la instalacion un circuito especial de calentamiento, a fin de medir el coeficiente Doppler. La memoria presenta una descripcion funcional de la instalacion. Se alude a la posibilidad de realizar una simulacion de cuerpos de reactores rapidos a base de oxido (mediante elementos de oxido de hierro para introducir el oxfgeno) y de carburos (mediante elementos de grafito). Se describe la tecnica de las cargas mixt as que sera menester aplicar, habida cuenta de las reservas de plutonio disponibles para estos experimentos en el corriente decenio y las tecnicas que se utilizaran para determinar los parametras neutranicos esenciales. Por oltimo, los autores indican el lugar que ocupa esta maqueta critica en el marco de las investigaciones de fisica fundamental relacionadas con el desarrollo de los reactores de neutrones rapidos. En particular, entre los roedios experimentales utilizados, figura un reactor-fuente Uamado 'Harmonie', destinado al perfeccionamiento de las tecnicas de medicion y a servir como fuente en experimentos exponenciales, asi como unos aceleradores que actdan como fuentes neutronicas estaticas y dinamicas para llevar a cabo experimentos subcriticos con neutrones rapidos. (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 i vysotoj 102 mm. Oni razmeshheny v trubah kvadratnogo sechenija s vneshnej storonoj 106 mm i dlinoj porjadka 4 m. Jeti truby nahodjatsja v pod- veshennom sostojanii rjadom drug s drugom. Central'naja chast' podveshennoj plity mozhet prinimat' men'shie truby, chto pozvoljaet sozdavat' aktivnye zony nebol'shih razmerov. Special'nyj podogretyj kontur takzhe mozhet peremeshhat'sja v central'noj chasti ustanovki, chto daet vozmozhnost' izmerjat' kojefficient Dopplera. V doklade daetsja funkcional'noe opisanie ustanovki. Ukazyvaetsja na vozmozhnost' osushhestvlenija modelirovanija aktivnyh zon bystryh reaktorov na okislah (s pomoshh'ju jelementov iz okisi zheleza dlja vvedenija kisloroda) i na karbidah (s pomoshh'ju grafitovyh jele- mentov). Obsuzhdaetsja metod smeshannyh zagruzok, ko.toryj neobhodimo budet primenjat' vvidu opredelennogo kolichestva plutonija, ispol'zuemogo v takih opytah v nastojashhem desja- tiletii, i metodov, kotorye budut primenjat'sja dlja opredelenija osnovnyh nejtronnyh pa- rametrov. V zakljuchenie ukazyvaetsja mesto, kotoroe zanimaet jetot kriticheskij maket sredi os- novnyh fizicheskih issledovanij, svjazannyh s razrabotkoj reaktorov na bystryh nejtronah. V chastnosti, ispol'zovannye jeksperimental'nye sredstva vkljuchali reaktor-istochnik ''Garmonija'', prednaznachennyj dlja razrabotki,metodov izmerenija i dlja obespechenija jeksponenci- al'nyh opytov, a takzhe uskoriteli v kachestve istochnika staticheskih i dinamicheskih nejtronov dlja obespechenija podkriticheskih opytov na bystryh nejtronah. (author)

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)

Os{sup 187}-isotope abundances in terrestrial and meteoritic osmium and an attempt to determine Re/Os-ages of iron meteorites; Anomalies dans l'abondance isotopique de l'osmium-187 dans l'osmium terrestre et meteoritique - Essai de determination de l'age des meteorites de fer au moyen du rapport Re/Os; Anomalii v rasprostranennosti izotopa osmiya-187 v zemnom i meteoritnom osmie i popytka opredeleniya vozrastov reniya/osmiya v zheleznykh meteoritakh; Anomalias en la abundancia isotopica del {sup 187}Os en el osmio terrestre y meteoritico. Ensayo para determinar la edad de los meteoritos de hierro por medio de la razon Re Os

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Herr, W; Hoffmeister, W; Langhoff, J [Max-Planck-Institut fuer Chemie (Otto-Hahn-Institut) Mainz, Federal Republic of Germany (Germany); Geiss, J; Hirt, B; Houtermans, F G [Physikalisches Institut der Universitaet Bern (Switzerland)

1962-01-15

semblent etre de l'ordre de 3,7 a 5,6 {center_dot} 10{sup 9} ans. (author) [Spanish] Los autores han investigado por espectrometria de masas la composicion isotopica de gran numero de muestras de osmio procedentes de minerales terrestres de platino y de meteorites de hierro. Las razones isotopicas {sup 187}Os : {sup 186}Os observadas en los minerales de Os/Ir y en las muestras de Os, extraidas cuantitativamente de meteoritos de hierro, varian entre 0,88 y 1,41. Estas variaciones pueden explicarse por la formacion de Os radiogenico a consecuencia de la desintegracion del {sup 187}Re, que es el emisor natural {beta} que posee la energia {beta} mas baja conocida. Los analisis por activacion neutronica demuestran que en los meteoritos de hierro se suelen encontrar vestigios do Re y Os. Como la determinacion de la edad de estos cuerpos con ayuda de los metodos clasicos tropieza con enormes dificultades, los autores han estudiado la posibilidad de aplicar un metodo basado en la evaluacion de la razon Re/Os. Despues de haber deducido experimentalmente una razon basica {sup 187}Os : {sup 186}Os, los autores examinan la cuestion de las edades minimas. Estas varian sensiblemente y estan al parecer comprendidas entre 3,7 y 5,6 x 10{sup 9} anos. (author) [Russian] Pri pomoshchi massovoj spektrometrii byl izuchen izotopnyj sostav bol'shogo chisla prob osmiya zemnykh platinovykh rud i zheleznykh meteoritov. Poluchennoe sootnoshenie mezhdu izotopami osmiya-187 i osmiya-186 v rudakh osmiya i zheleza i v probakh osmiya, kolichestvenno, izvlechennykh iz zheleznykh meteoritov, izmenyaetsya v predelakh ot 0,88 do 1,41. EHti izmeneniya mogut byt' ob{sup y}asneny obrazovaniem radiogennogo osmiya vsled za raspadom reniya-187, yavlya- yushchegosya prirodnym beta-izluchatelem s naibolee nizkoj izvestnoj beta-ehnergiej. Aktiva- tsionnyj analiz pri pomoshchi nejtronov dokazyvaet, chto renij i osmij yavlyayutsya obshchimi ehlementami zheleznykh meteoritov, soderzhashchimisya v nikh v nichtozhnykh

Some physics aspects of cermet and ceramic fast systems; Quelques aspects de la physique des reacteurs a neutrons rapides utilisant des cermets et des ceramiques comme combustibles; Nekotorye fizicheskie aspekty kermetnykh i keramicheskikh sistem na bystrykh nejtronakh; Algunos aspectos fisicos de los sistemas rapidos a base de combustibles cermet y ceramicos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Codd, J; James, M F; Mann, J E [United Kingdom Atomic Energy Authority, Reactor Group (United Kingdom)

1962-03-15

The characteristics of a system using an iron-based oxide cermet as fuel material are discussed. A transport theory investigation to develop methods of predicting the effect of core heterogeneity on reactivity and flux distribution is described. Some preliminary calculations are also given of resonance self-shielding and Doppler temperature effects in a cermet system. (author) [French] Les auteurs etudient les caracteristique s d'un reacteur utilisant comme combustible un cermet d'oxydes a armature de fer. Ils exposent une application de la theorie du transport a la mise au point des methodes permettant de prevoir l'effet de l'heterogeneite du coeur sur la reactivite et sur la distribution du flux. Ils donnent egalement quelques calculs preliminaires d'effets d'autoprotection due a la resonance et d'effet Doppler du a la chaleur dans un reacteur utilisant un cermet. (author) [Spanish] La memoria discute las caracteristicas de un sistema que emplea como combustible un oxido tipo cermet a base de hierro. Describe una investigacion de la teoria de transporte con miras a desarrollar metodos para evaluar el efecto de la heterogeneidad del cuerpo sobre la reactividad y la distribucion de flujo. Tambien da algunos calculos preliminares de los efectos del autoblindaje por resonancia y de la temperatura de Doppler en un sistema de tipo cermet. (author) [Russian] Obsuzhdayutsya kharakteristiki sistemy, ispol'zuyushchej v kachestve toplivnogo materiala oksidnye kermety, razrabotannye na osnove zheleza. Opisyvaetsya issledovanie teorii perenosa, chtoby razvit' metody predskazaniya vliyaniya geterogennosti aktivnoj zony na reaktivnost' i raspredelenie potoka. Dayutsya takzhe nekotorye predvaritel'nye raschety ehffektov rezonansnoj samozashchity i temperaturnogo ehffekta Dopplera v kermetnoj sisteme. (author)

Recent Methods in Crystal Spectrometry; Methodes Recentes de Spectrometrie a Cristal; 041d 041e 0412 042b 0415 041c 0415 0422 041e 0414 042b 041a 0420 0418 0421 0422 0410 041b 041b 0418 0427 0415 0421 041a 041e 0419 0421 041f 0415 041a 0422 0420 041e 041c 0415 0422 0420 0418 0418 ; Metodos Recientes de Espectrometria Cristalina

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Iyengar, P. K. [Atomic Energy Establishment Trombay, Bombay (India)

1965-06-15

raspolozhenija spektrometra. Dlja provedenija rabot po neuprugomu rassejaniju shiroko primenjalsja trehosnyj spektrometr. On sostojal iz kristallicheskogo monohromatora i kristallicheskogo analizatora. Geometricheskoe raspolozhenie i dispersija v rezul'tate nelinejnogo izmenenija ugla s izmeneniem dliny volny privodjat k jeffektam fokusirovki. Jetot vopros rassmatrivaetsja dlja razlichnyh sluchaev, naprimer uprugoj difrakcii i nejtronnyh grupp, svjazannyh s vzaimodejstvijami odinochnogo fonona. V kachestve analizatora ochen' jeffektivno ispol'zovalsja polikristallicheskij fil'tr, ob{sup e}dinennyj s detektorom, chto privodit k uvelicheniju intensivnosti pri izmerenii neuprugogo rassejanija. Edinstvennoj trudnost'ju ego primenenija dlja izmerenija kogerentno rasseivajushhih obrazcov javljaetsja neopredelennost' s peredachej impul'sa. V poslednee vremja dlja provedenija rabot po neuprugomu rassejaniju primenjaetsja kombinacija, sostojashhaja iz dvuh fil'trov s razlichnymi porogami i odnogo schetchika dlja izmerenija obratnogo rassejanija nejtronov ot vtorogo fil'tra, obrazujushhego okno. Jeto obespechivaet luchshuju razreshajushhuju sposobnost' po jenergii i pozvoljaet opredeljat' peredachu impul'sa. Izlagajutsja nekotorye rezul'taty izmerenij harakteristik fil'trov jetogo tipa. Blagodarja opredeleniju volnovyh vektorov obnaruzhennyh nejtronov, okoshechnyj fil'tr s uspehom primenjalsja dlja opredelenija krivyh dispersii fononov v kristallicheskih reshetkah. Vozmozhnost' ispol'zovanija dvuhosnogo pribora vmesto trehosnogo privedet k uproshheniju jetogo spektrometra. Pri primenenii jetogo ustrojstva ispol'zovalsja metod ''postojannoj Q''. Budut opisany tipichnye izmerenija. Osnovnym nedostatkom metoda kristallicheskoj spektrometrii javljaetsja to, chto odnovremenno ispol'zuetsja tol'ko odin ugol rassejanija. Jetot nedostatok mozhno ustranit' putem primenenija mnogoplechevogo spektrometra. Pokazany konstrukcija i ispol'zovanie mnogoplechevogo spektrometra dlja izmerenija

The Pulsed Neutron Technique Applied to Fast Non-Multiplying Assemblies; Application de la Methode des Neutrons Pulses aux Assemblages Non Multiplicateurs a Neutrons Rapides; Primenenie metoda impul'snykh nejtronov pri izuchenii povedeniya bystrykh nejtronov v nerazmnozhayushchikh sborkakh; Aplicacion de la Tecnica de los Neutrones Pulsados a Conjuntos Rapidos de Materiales No Multiplicadores

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Beghian, L. E.; Wilensky, S. [Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, MA (United States)

1965-10-15

A nanosecond pulsed Van de Graaff accelerator has been used to study the behaviour of fast neutrons in non-multiplying metal assemblies. A pulsed neutron source technique has been utilized to measure fast non-elastic cross-sections for iron. The method employed is similar to that used to measure absorption cross-sections in thermal assemblies, with the exception that the fast decay times are of the order of nanoseconds rather than microseconds. Nanosecond bursts of monoenergetic neutrons are injected into various size iron assemblies. The neutron flux in these assemblies is observed to decay exponentially with a characteristic decay constant. The decay constant is composed of a sum of terms which represent neutron loss due to leakage and energy degradation. Energy degradation represents a neutron loss since a biased neutron detector is used. The removal term due to elastic and nonelastic scattering can be determined by measuring the decay constant as a function of assembly size. A theoretical development is presented for calculating the fraction that the elastic scattering contributes to the removal term, hence the non-elastic cross-section can be determined. The theoretical treatment for calculating the elastic contribution has been verified experimentally. The non-elastic cross-section for iron has been measured by this technique for primary neutron energies between 0.8 and 1.5 MeV. The pulsed source technique described above has been used to measure decay constants for lead slabs. The experiment approximates the assumptions which are generally made when solving the time-dependent Boltzmann transport equation (i.e. one-dimension, one-velocity). Decay constants have been measured for 28 in x 32 in lead slabs of 2, 4, 6 and 8-in thickness. The results, after being corrected for energy degradation and finite assembly, are compared with the approximate solutions of the Boltzmann transport equation. (author) [French] Les auteurs ont utilise un accelerateur Van de Graaff a impulsions de l'ordre de la nanoseconde pour etudier le comportement de neutrons rapides dans des assemblages metalliques non multiplicateurs. Ils ont mesure les sections efficaces non elastiques du fer pour les neutrons rapides. La methode employee est semblable a celle qu'on utilise pour mesurer les sections efficaces d'absorption dans des assemblages a neutrons thermiques, avec cette difference que les temps de decroissance pour les neutrons rapides sont de l'ordre de la nanoseconde et non de la microseconde. Des bouffees de neutrons monoenergetiques d'une nanoseconde sont introduites dans des assemblages en fer de dimensions diverses. On remarque que dans ces assemblages le flux de neutrons decroit exponentiellement avec une constante de decroissance caracteristique. La constante de decroissance est composee d'une somme de termes qui representent la perte de neutrons due aux fuites et a la degradation en energie. La degradation en energie represente une perte de neutrons, car un detecteur de neutrons dont les donnees sont entachees d'une erreur systematique est utilise. On peut determiner le terme correspondant a la diffusion elastique et inelastique en mesurant la constante de decroissance consideree comme une fonction des dimensions de l'assemblage. Suit un developpement theorique pour le calcul de la fraction de ce terme qui est due a la diffusion elastique et, par consequent, pour la determination de la section efficace non elastique. Le procede theorique de calcul de cette fraction a fait l'objet de verifications experimentales. Les auteurs ont mesure la section efficace non elastique du fer par cette methode pour des energies de neutrons primaires comprises entre 0,8 et 1,5 MeV. La methode de la source puisee decrite ci-dessus a ete utilisee pour mesurer des constantes de decroissance pour des plaques de plomb. Les conditions de l'experience sont approximativement conformes aux hypotheses generalement admises lorsqu'on resout l'equation de transport de Boltzmann qui est fonction du temps (c'est-a-dire une dimension, une vitesse). Les constantes de decroissance ont ete mesurees pour des plaques de plomb de 70 cm x 80 cm et de 5, 10, 15 et 20 cm d'epaisseur. Apres correction pour tenir compte de la degradation en energie et des dimensions finies de l'assemblage, les resultats sont compares aux solutions approchees de l'equation de transport de Boltzmann. (author) [Spanish] Los autores han empleado un acelerador Van de Graafi, que emitia rafagas de neutrones pulsados del orden del nanosegundo, para estudiar el comportamiento de los neutrones rapidos en conjuntos de metales no multiplicadores. Emplearon esta tecnica de la fuente de neutrones pulsados a fin de medir las secciones eficaces de dispersion inelastica de los neutrones rapidos en el Fe. El metodo empleado es analogo al utilizado para medir las secciones eficaces de absorcion en conjuntos termicos, salvo el hecho de que los tiempos de decrecimiento de los neutrones rapidos son del orden del nanosegundo mas bien que del microsegundo. En estos experimentos, se inyectaron rafagas de neutrones monoenergeticos, del orden del nanosegundo, en conjuntos de Fe de diversas dimensiones. Se observo que, en esos conjuntos, el flujo neutronico decrece exponencialmente con una constante caracteristica. Esta constante de decrecimiento esta constituida por una suma de terminos que representan la perdida de neutrones debidos al escape y a la degradacion energetica. Esta ultima representa una perdida de neutrones toda vez que se emplea un detector neutronico polarizado. El termino de eliminacion correspondiente a la dispersion elastica e inelastica puede determinarse midiendo la constante de decrecimiento en funcion de las dimensiones del conjunto de que se trate. Los autores exponen un procedimiento teorico que permite calcular la medida en que la dispersion elastica contribuye al termino de eliminacion, con lo que puede calcularse subsiguientemente la seccion eficaz de dispersion inelastica. El procedimiento teorico se ha comprobado experimentalmente para calcular la contribucion de la dispersion elastica. Empleando esta tecnica, se ha medido la seccion eficaz de dispersion inelastica correspondiente al Fe, para energias de los neutrones primarios comprendidas entre 0,8-y 1,5 MeV. Esta tecnica de empleo de una fuente de neutrones pulsados se ha utilizado tambien para medir las constantes de decrecimiento en placas de Pb. Las condiciones de experimentacion se aproximan a los supuestos que suelen formularse cuando se resuelve la ecuacion de transporte de Boltzmann en funcion del tiempo (es decir, una sola dimension y una sola velocidad). Los autores han medido las constantes de decrecimiento en placas de plomo de 71 x 81 cm. con espesores de 5, 10, 15 y 20 cm, y comparan los resultados alcanzados, una vez corregidos para tener en cuenta la degradacion energetica y el conjunto finito,con las soluciones aproximadas de la ecuacion de transporte de Boltzmann. (author) [Russian] Uskoritel' Van-de-Graafa s nanosekundnymi impul'sami ispol'zovali dlja izuchenija povedenija bystryh nejtronov v nerazmnozhajushhih metallicheskih sborkah. Dlja izmerenija sechenij neuprugogo rassejanija zheleza na bystryh nejtronah primenili metod impul'snogo istochnika nejtronov, analogichnyj metodu, primenjaemomu dlja izmerenija sechenij pogloshhenija v teplovyh sborkah, za iskljucheniem togo, chto vremja bystrogo spada izmerjaetsja nano-, a ne mikrosekundami. Nanosekundnye impul'sy monojenergeticheskih nejtronov inzhektirujutsja v zheleznye sborki razlichnyh razmerov. Otmecheno, chto potok nejtronov v jetih sborkah spadaet jeksponencial'no s harakteristicheskoj postojannoj spada. Postojannaja spada sostoit iz summy chlenov, kotorye predstavljajut soboj poterju nejtronov vsledstvie utechki i poteri jenergii, poterja jenergii predstavljaet so''oj poterju nejtronov, poskol'ku ispol'zuetsja porogovyj nejtronnyj detektor. Chlen utechki za schet uprugogo i neuprugogo rassejanija mozhno opredelit' putem izmerenija postojannoj spada v zavisimosti ot razmera sborki. Predstavlen teoreticheskij vyvod dlja rascheta doli uprugogo rassejanija v chlene utechki i, sledovatel'no, mozhno opredelit' sechenie neuprugogo rassejanija. Teoreticheskaja traktovka dlja rascheta vklada uprugogo rassejanija proverena jeksperimental'nym putem. Sechenie neuprugogo rassejanija zheleza izmereno s pomoshh'ju jetogo metoda dlja pervichnoj jenergii nejtronov v diapazone 0,8 -1,5 Mjev. Vysheopisannyj metod impul'snogo istochnika nejtronov byl ispol'zovan dlja. izmere nija postojannoj spada v otnoshenii svincovyh plastin. Jeksperimental'nye dannye primerno soglasujutsja s predpolozhenijami, kotorye obychno delajut pri reshenii bol'cmanovskogo uravnenija perenosa s vremennoj zavisimost'ju (t.e. odnomernoe, odnoskorostnoe). Postojannye spada izmereny dlja svincovyh plastin razmerom 28x32 djujma i tolshhinoj 2; 4; b i 8 djujmov. Posle vnesenija popravki na poterju jenergii i konechnye razmery sborki rezul'taty sravnivajutsja s priblizitel'nymi reshenijami bol'cmanovskogo uravnenija perenosa. (author)

Selected Abstracts of the 2nd Congress of joint European Neonatal Societies (jENS 2017; Venice (Italy; October 31-November 4, 2017; Session "Neonatal Hematology and Bilirubin"

Directory of Open Access Journals (Sweden)

--- Various Authors

2017-10-01

Full Text Available Selected Abstracts of the 2nd Congress of joint European Neonatal Societies (jENS 2017; Venice (Italy; October 31-November 4, 201758th ESPR Annual Meeting, 7th International Congress of UENPS, 3rd International Congress of EFCNIORGANIZING INSTITUTIONSEuropean Society for Paediatric Research (ESPR, European Society for Neonatology (ESN, Union of European Neonatal & Perinatal Societies (UENPS, European Foundation for the Care of Newborn Infants (EFCNIORGANIZING COMMITTEELuc Zimmermann (President of ESPR, Morten Breindahl (President of ESN, Manuel Sánchez Luna (President of UENPS, Silke Mader (Chairwoman of the Executive Board and Co-Founder of EFCNISCIENTIFIC COMMITTEEVirgilio P. Carnielli (Congress President Chair, Pierre Gressens (Past Scientific President, Umberto Simeoni, Manon Benders, Neil Marlow, Ola D. Saugstad, Petra Hüppi, Agnes van den HoogenSession "Neonatal Hematology and Bilirubin"ABS 1. PROLONGED JAUNDICE SCREENING: FULL BLOOD COUNT (FBC OR NO FBC! • N. Storring, R. Doherty, V. PonnusamyABS 2. EFFECT OF PROBIOTIC SUPPLEMENTATION ON BREAST MILK JAUNDICE • N. Koksal, O. Bagcı, H. Ozkan, I. Varal, P. DoganABS 3. LABORATORY FINDINGS, DIAGNOSIS AND TREATMENT OF THE NEWBORN ADMITTED DUE TO HEMATEMESIS OR BLOODY STOOL IN 11 YEARS • I. Hokuto, Y. Ito, T. Mori, S. KomachiABS 4. AN UNUSUAL CAUSE OF CYANOSIS: SEVERE METHEMOGLOBINEMIA IN A PRETERM INFANT WITH SEPSIS • F. Bakar, M. BerberABS 5. THE INFLUENCE OF INTRAUTERINE TRANSFUSION ON THE OUTCOMES OF NEWBORNS WITH SEVERE HEMOLYTIC DISEASE • E. Balashova, O. Bystrykh, T. Fedorova, O. Ionov, A. Kirtbaya, D. Sharafutdinova, V. Zubkov, D. Degtyarev, O. Horoshkeeva, N. Fedorova, N. Tetruashvili, K. Kostukov, N. KaretnikovaABS 6. PATCHED SKIN BILIRUBIN ASSAY TO MONITOR EXTREMELY PRETERM NEONATES UNDERGOING PHOTOTHERAPY • D. De Luca, V. Dell’OrtoABS 7. A PRETERM MODEL OF HYPERBILIRUBINEMIA-INDUCED CEREBELLAR DYSFUNCTION • C.F. Bearer, M. He, J.F. Watchko, J.M. Simard, N. Tang

Amplitude-measuring devices for electric pulses in the nanosecond region; Dispositifs de mesure d'amplitude d'impulsions electriques dans le domaine de la nanoseconde; Pribory dlya izmereniya amplitudy ehlektricheskikh impul'sov v sfere nanosekundy; Dispositivos para medir la amplitud de los impulsos electricos en la region del nanosegundo

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Samueli, J J; Sarazin, A [Institut d' Etudes Nucleaires d' Alger (France)

1962-04-15

amplitud maxima de impulsos rapidos. En general, estos circuitos deben poder dar una indicacion independiente, de ser posible, de la duracion y de la forma de la senal estudiada. El primer circuito es un alargador de impulsos, es decir un aparato que transforma las senales rapidas en impulsos de duracion constante y de amplitud proporcional a la amplitud inicial, y que, por tanto, permite estudiar las senales rapidas con un selector de amplitudes convencional. El circuito admite senales de duracion superior a 2 ns y de amplitud comprendida entre 1 y 15 V. Emite dos senales de duracion constante de 100 ns y de 1 {mu}s. El segundo circuito es un discriminador de amplitudes rapido, de umbral graduable entre 1 y 30 V y cuya desviacion de lectura para impulsos de 100 y de 2 ns de duracion es del orden de 18%. La senal de salida tiene una amplitud de 1,5 V y una duracion standard de 0,2 {mu}s. (author) [Russian] Daetsya opisanie dvukh ehlektronnykh priborov, dayushchikh vozmozhnost' proizvodit' izmerenie maksimal'noj amplitudy bystrykh impul'sov. V obshchem ot ehtikh priborov trebuyut predostavleniya, po vozmozhnosti, nezavisimoj indikatsii dlitel'nosti i formy izuchaemogo signala. Pervyj pribor predstavlyaet soboj rasshiritel' impul'sov, t.e ustanovku, kotoraya preobrazuet bystrye signaly v impul'sy postoyannoj shiriny i proportsional'noj amplitudy po sravneniyu s nuzhnoj amplitudoj i kotoraya poehtomu pozvolit izuchit' bystrye signaly pri pomoshchi obychnogo amplitudnogo selektora. Pribor prinimaet signaly shirinoj svyshe dvukh nanosekund, a amplituda kolebletsya mezhdu odnoj i 15 vol'tami. On daet dva signala postoyannoj shiriny v 100 nanosekund i v 1 {mu}s. Vtoroj pribor predstavlyaet iz sebya bystryj amplitudnyj diskriminator s reguliruyushchim porogom ot 1 do 30 vol't, i otschetnoe otklonenie kotorogo dlya impul'sov shirinoj v 100 i dve nanosekundy sostavlyaet 18%. Vykhodnoj signal imeet amplitudu v poltora vol'ta i standartnuyu shirinu v 0,2 {mu}s. (author)

Chemical Changes Induced by Irradiation in Meats and Meat Components; Transformations Chimiques Provoquees par les Rayonnements dans les Viandes et Leurs Constituants; Khimicheskie prevrashcheniya v myasnykh produktakh i ikh sostavnykh chastyakh pod vozdejstviem oblucheniya; Alteraciones Quimicas Producidas por Irradiacion de las Carnes y de sus Componentes

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Merritt, C. Jr. [Pioneering Research Division, United States Army Natick Laboratories, Natick, MA (United States)

1966-11-15

'ju konservacii otrazhaetsja na vkusovyh kachestvah, vyzyvaja pojavlenie specificheskogo privkusa i zapaha. Polagajut, chto jeto ob{sup j}asnjaetsja obrazovaniem letuchih himicheskih soedinenij pri dejstvii radiacii na belki i lipidnye molekuly. Analiz letuchih soedinenij osushhestvljaetsja na gazovom hromatografe s kriogennym ohlazhdeniem do zadannoj temperatury, gde proishodit razdelenie slozhnyh smesej. Identifikacija vydelennyh komponentov provoditsja s pomoshh'ju mass-spektrometrii s bystrym skennirovaniem. Proveden ischerpyvajushhij analjz letuchih soedinenij, vydeljajushhihsja iz govjadiny, svininy, baraniny i teljatiny, kotorye byli oblucheny, a takzhe analiz letuchih soedinenij, obrazujushhihsja pri razlozhenii pod dejstviem obluchenija nekotoryh aminokislot, belkov, zhivotnogo zhira, metilovyh jefirov zhirnyh kislot i trigliceridov. Rezul'taty analizov obluchennyh komponentov mjasnyh produktov sravnivajutsja s rezul'tatami, poluchennymi pri obluchenii samogo mjasa i ego otdel'nyh frakcij, chto daet vozmozh - nost' ustanovit' rol' kazhdoj frakcii v celom. Postulirujutsja mehanizmy obrazovanija letuchih komponentov ot kazhdoj frakcii, a takzhe vzaimodejstvie promezhutochnyh produktov ot razlichnyh frakcij. (author)

A novel time-to-pulse height converter for fast-neutron time-of-flight techniques; Nouveau convertisseur temps-amplitude d'impulsions pour les mesures du temps de vol des neutrons rapides; Novyj vremya-amplitudnyj preobrazovatel' impul'sov dlya izmereniya vremeni proleta bystrykh nejtronov; Nuevo convertidor tiempo-altura de impulsos para tecnicas de tiempo de vuelo de neutrones rapidos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Christiansen, J [Physikalisches Staatsinstitut, Hamburg, Federal Republic of Germany (Germany)

1962-04-15

An electronic time-to-pulse height converter is described which uses a multiplicative method instead of the usual one of adding overlapping pulses. This is achieved by a coincidence of a linear sawtooth and a sharply clipped needle-pulse. The sawtooth is fed to the grid of a beam-deflecting tube (E80T) and the needle-pulse is applied to the deflecting plates and opens the tube only during a time-interval of about 5.10{sup -9} s. The plate gets a charge proportional to the time-difference between the start of the sawtooth and the needle pulse. The plate-pulse is stretched and amplified and its height represents a measurement of the time-difference. With this method we got a time resolution of 2{tau} = 7 x 10{sup -12}s with artificial pulses, 2{tau} = 3 x 10{sup -10}s with Co{sup 60} {gamma}-coincidences by using NE 102 plastic crystals and 2{tau} = 1.4 x 10{sup -9} s with 511-keV {gamma}-coincidences using NaI(Te) crystals. The method was also used with pulsed beam techniques. In this case we got from the pulsing RF an 8-Mc, sharply-peaked pulse-sequence, which was fed to the E80T plates. We had a time-resolution of 2{tau} = 1.1 x 10{sup -9} s with 4-MeV neutrons using plastic crystals 0.7 in long. Normally the region of linear response was 30 ns but it was possible to go up to 120 ns. (author) [French] L'auteur decrit un convertisseur electronique temps en amplitude d'impulsions fonctionnant d'apres une methode de multiplication au lieu de la methode habituelle qui consiste a ajouter des impulsions qui se chevauchent. On fait coincider une impulsion lineaire en dents de scie avec une impulsion en forme d'aiguille fortement ecretee. L'impulsion en dents de scie est envoyee sur la grille d'un tube a faisceaux electroniques diriges (E80T) ; et l'impulsion en forme d'aiguille est appliquee aux plaques de deflexion et n'ouvre le tube que pendant un intervalle de temps d'environ 5 {center_dot} 10{sup -9} s. La plaque recoit une charge proportionnelle a la difference de temps entre le demarrage de chacune des deux impulsions. L'impulsion de la plaque est etalee et amplifiee; son amplitude represente la mesure de la difference de temps. Avec cette methode l'auteur a obtenu un temps de resolution de 2{tau} = 7 {center_dot} 10{sup -12} s avec des impulsions artificielles de 2{tau} = 3 {center_dot} 10{sup -10} s, avec des coincidences gamma du {sup 60}Co, en utilisant des cristaux en plastique NE 102, et de 2{tau} = 1,4 {center_dot} 10{sup -9} s avec des coincidences gamma de 511 keV, en utilisant des cristaux de Nal (Te). Cette methode a ete egalement utilisee avec des faisceaux puises. Dans ce cas l'auteur a obtenu, a partir de la radiofrequence de pulsation, une suite d'impulsions de 8 Mc en pointes aigues, qui ont ete envoyees sur les plaques E80T. Le temps de resolution a ete de 2{tau} = 1,1 {center_dot} 10{sup -9} s avec des neutrons de 4 MeV, en utilisant des cristaux de plastique de 36 mm de long. Normalement la reponse lineaire se situe dans une region de 30 ns mais il est possible qu'elle atteigne 120 ns. (author) [Spanish] En la memoria se describe un convertidor electronico tiempo-altura de impulsos, en el que se aplica un metodo de multiplicacion, en vez del metodo habitual de suma de impulsos que se superponen. Esto se logra haciendo coincidir dos impulsos, uno lineal en diente de sierra y uno muy aguzado. El impulso en diente de sierra se transmite a la rejilla de una valvula de haz dirigido (E80T) y el impulso aguzado se aplica a las placas deflectoras, abriendo la valvula solo durante un intervalo de unos 5 {center_dot} 10{sup -9} s. La placa recibe una carga proporcional al periodo entre el comienzo del impulso en diente de sierra y el impulso aguzado. El impulso de la placa es alargado y amplificado y su altura representa una medicion de la diferencia de tiempos. Con este metodo se han obtenido tiempos de resolucion de 2{tau} = 7 {center_dot} 10{sup -12} s con impulsos artificiales, de 2{tau} = 3 {center_dot} 10{sup -10} s con coincidencias gamma obtenidas de una fuente de {sup 60}Co y utilizando cristales plasticos NE 102, y de 2{tau} = 1,4 {center_dot} 10{sup -9} con coincidencias gamma de 511 KeV y utilizando cristales de Nal (Te). El metodo se utilizo tambien aplicando tecnicas de haces pulsantes. En la experiencia realizada se obtuvo, a partir de una radiofrecuencia pulsadora, una sucesion de impulsos muy aguzados, con una frecuencia de 8 MHz, que se transmitio a las placas de la valvula E80T. Se obtuvo un tiempo de resolucion de 2{tau} = 1,1 {center_dot} 10{sup -9} s con neutrones de 4 MeV, utilizando cristales plasticos de 0,7 pulgadas de largo. Normalmente la region de respuesta lineal fue de 30 ns (30 {center_dot} 10{sup -9} s), pero se consiguio aumentarla hasta 120 ns. (author) [Russian] Opisyvaetsya ehlektronnyj vremya-amplitudnyj preobrazovatel' impul'sov s ispol'zovaniem metoda umnozheniya perekryvayushchikhsya impul'sov vmesto obychnogo metoda ikh slozheniya. EHto dostigaetsya polucheniem sovpadeniya linejnogo piloobraznogo impul'sa s rezko ogranichennym igol'chatym impul'som. Piloobraznyj impul's postupaet na reshetku otklonyayushchej puchok lampy (E80T), a igol'chatyj impul's napravlyaetsya na otklonyayushchie plastiny, gde on otkryvaet lampu tol'ko v techenie promezhutka vremeni priblizitel'no 5 x 10{sup -9} sekund. Plastina poluchaet zaryad, proportsional'nyj raznitse vo vremeni mezhdu nachalom piloobraznogo i nachalom igol'chatogo impul'sov. Posylaemyj plastinoj impul's rasshiryaetsya i usilivaetsya i amplituda ego sootvetstvuet velichine raznitsy vo vremeni. EHtim metodom udalos' poluchit' razreshayushchuyu sposobnost' po vremeni, ravnuyu {tau} = 7 x 10{sup -12} sekundam s iskusstvennymi impul'sami, {tau} = 3 x 10{sup -10} sekundam s sovpadeniyami dlya kobal'ta-60 pri ispol'zovanii plasticheskogo kristalla NE 102, i {tau} = 1,4 x 10{sup -9} sekundy pri sovpadeniyakh v 511 kehv pri ispol'zovanii kristallov Nal (Te). EHtot metod byl ispol'zovan takzhe v sochetanii s metodami pul'siruyushchego puchka. V ehtom sluchae iz pul'siruyushchej radiochastoty RF my poluchili potok impul'sov s ostrymi pikami v 8 Mc, kotoryj napravlyalsya na plastiny lampy E80T. My p o l u ch i li razreshayushchuyu sposobnost' po vremeni, ravnuyu {tau} = 1,1 x 10{sup -9} sekundy s nejtronami ehnergiej v 4 mehv pri ispol'zovanii plasticheskikh kristallov dlinoyu v 0,7 dyujma. Obychno zona linejnoj kharakteristiki poluchalas' na protyazhenii 30 nanosekund, no udavalos' dokhodit' i do 120 nanosekund. (author)

Moderation of Neutrons Emitted by a Pulsed Source and Neutron Spectrometry Based on Slowing-Down Time; Ralentissement des Neutrons Emis par une Source Pulsee et Leur Spectrometrie en Fonction du Temps de Ralentissement; Zamedlenie nejtronov, ispuskaemykh impul'snym istochnikom, i spektrometriya nejtronov po vremeni zamedleniya; Moderacion de Neutrones Emitidos por una Pitente Pulsada y Espectrometria Neutronica Basada en el Tiempo de Frenado

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bergman, A. A.; Isakov, A. I.; Kazarnovskij, M. V.; Popov, Ju. P.; Shapiro, F. L. [Fizicheskij Institut Im. P.N. Lebedeva AN SSSR, Moskva, SSSR (Russian Federation)

1965-08-15

orbital 1 = 1. (author) [Russian] V Fizicheskom institute im. P.N.Lebedeva AN SSSR na protjazhenii poslednih 10 let byl vypolnen rjad rabot po issledovaniju nestacionarnogo zamedlenija nejtronov v tjazhelyh sredah, razvitiju metoda spektrometrii nejtronov po vremeni zamedlenija i primeneniju jetogo metoda dlja izuchenija jenergeticheskoj zavisimosti sechenij jadernyh reakcij, vyzyvaemyh nejtronami s jenergiej do 30 kjev. V nastojashhem doklade daetsja obzor jetih issledovanij i obsuzhdajutsja ih itogi. V doklade posle kratkogo rassmotrenija teorii nestacionarnogo zamedlenija i termalizacii nejtronov izlagajutsja rezul'taty jeksperimental'nogo izuchenija zamedlenija nejtronov v grafite, zheleze i svince i izuchenija termalizacii nejtronov v svince. Pri pomoshhi impul'snogo istochnika nejtronov i rezonansnyh detektorov bylo izmereno raspredelenie vremen zamedlenija do rjada fiksirovannyh znachenij konechnoj jenergii nejtrona. Provedeno sravnenie poluchennyh rezul'tatov s teoriej, uchityvajushhej teplovoe dvizhenie atomov zamedlitelja, kotoroe v sluchae svinca privodit k izmerimomu razbrosu vremen zamedlenija pri jenergijah nizhe 10 jev. Dlja podkadmievoj oblasti jenergij izmerena zavisimost' srednej skorosti nejtronov v svince ot vremeni zamedlenija i provedeno sravnenie s mnogogruppovoj teoriej. Opisana primenjavshajasja metodika opredelenija jenergeticheskoj zavisimosti sechenij nejtronnyh reakcij po vremeni zamedlenija i obsuzhdajutsja vozmozhnosti i perspektivy jetogo metoda spektrometrii. Kratko obsuzhdajutsja rezul'taty spektrometricheskih izmerenij, kotorye velis' v dvuh napravlenijah. Pervoe napravlenie -precizionnye izmerenija jenergeticheskoj zavisimosti jenergeticheskogo hoda otnoshenij sechenij reakcij He{sup 3}(n, p), Li{sup 6}(n, {alpha}), B{sup 10}(n, {alpha}) i N{sup 14}(n, p). Naibolee interesnyj rezul'tat jetih opytov -obnaruzhenie postojannoj otricatel'noj slagajushhej sechenija reakcij i ukazanija na sushhestvovanie vozbuzhdennogo urovnja Ne{sup 4

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

Neutron Tests at the Start-Up of EDF1; Les essais neutroniques au demarrage du reacteur EDF1; Nejtronnye izmereniya pri puske reaktora EDF1; Ensayos neutronicos efectuados durante la puesta en marcha del reactor EDF1

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Teste du Bailler, A. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France); Janin, R. [Electricite de France, Paris (France)

1963-10-15

ehksperimental'nykh metodov, razrabotannykh na reaktorakh v Markule, byla provedena vo vremya puska reaktora EDF.1. Izmereniya kasalis' glavnym obrazom ehffektivnosti upravlyayushchikh sterzhnej pri razlichnykh p ogruzh eniyakh. Opredelyaetsya skhema pod''ema s terzhnej, kotoraya pozvolyaet poluchat' polnuyu moshchnost' prk soblyudenii opredelennykh ogranichenij v temperature obolochek i gaza. Parallel'no byli provedeny izmereniya potoka pri razlichnykh polozheniyakh kompensiruyushchikh sterzhnej i pri razlichnykh zagruzkakh poglotitelej v opredelennykh kanalakh, v zavisimosti ot predvaritel'nykh raschetov v dvukhraehmernom izmerenii. Ehti izmereniya byli polucheny putem aktivatsii tochechnykh detektorov s primeneniem obychnogo metoda otravleniya vozdukha. Pri nekotorykh urovnyakh temperatury (do 140{sup o}C) byli provedeny izmereniya koehffitsientov reaktivnosti i ehffektivnosti reguliruyushchikh sterzhnej. V to zhe vremya putem aktivatsii sootvetstvuyushchikh detektorov (uran, plutonij, lyutetsij, marganets, indij, zoloto) byli provedeny izmereniya koehffitsientov spektra. Dlya izmereniya ehffektivnosti nekotorykh kompensiruyushchikh sterzhnej byl ispol'zovan ostsillyatsionnyj metod. Nakonets, s tselyakh izucheniya zashchity i povrezhdeniya grafita byli provedeny izmereniya potoka bystrykh nejtronov. (author)

The epithermal critical experiments; Experiences critiques avec des neutrons epitliermiques; Nadteplovye kriticheskie ehksperimenty; Experimentos criticos con neutrones epitermicos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Morewitz, H A; Carpenter, S O [Atomics International, Canoga Park, CA (United States)

1962-03-15

provistos de detectores calibrados, de umbrales diferentes, y con un espectrometro en 'emparedado' de contador de {sup 6}Li solido. Se utilizara una calculador a numerica corriente para agrupar todas las mediciones en un registro sistematico de secciones eficaces promediadas respecto del espectro. (author) [Russian] Sovremennaya faza programmy issledovanij usovershenstvovannog o nadteplovogo torievogo reaktora sostoit iz polnykh ehksperimen- tov po reaktornoj fizike, provodimykh s tsel'yu obespecheniya informatsiej po nejtronnym secheniyam v diapazone ot 10 Mehv do 1 kehv. Izuchaetsya gruppa devyati mnogozonal'nykh , medlenno-bystrykh , psevdosfericheski kh kriticheskikh sborok 'KHanikouma' s dvumya podvizhnymi polovinami aktivnoj zony. K nastoyashchemu vremeni ispytany tri sborki. Vneshnyaya peremeshchayushchayas ya zona dvigaetsya po otnosheniyu k vnutrennej sfericheskoj ehksperimental'noj aktivnoj zone na urane-233 - torii, spektor nejtronnogo potoka kotoroj uspeshno smyagchaetsya uvelicheniem otnosheniya grafitovogo zamedlitelya k toplivu. EHksperiment s generatorom pryamougol'nykh impul'sov opredelit tsentral'nuyu reaktivnuyu sposobnost' soroka malykh obraztsov razlichnykh materialov do 10{sup -8} {Delta}k dlya kazhdoj sborki. Krome togo, vzaimno kalibrovannye iskusstvennye istochniki nejtronov ostsilliruyutsya v tselyakh opredeleniya razlichnykh funktsij tsentral'nogo nejtronnogo znacheniya. Spektry poluchayut putem izmerenij schetchikom deleniya s pomoshch'yu kalibrovannoj fol'gi razlichnykh porogov, a takzhe putem ispol'zovaniya schetnogo sloistogo spektrometra s L{sup 6} v tverdom sostoyanii. Dlya sbora vsekh izmerenij v samosoglasovannu yu biblioteku spektral'nykh srednikh poperechnykh sechenij budut pol'zovat'sya odnoznachnym vychislitel'nym rezhimom. (author)

Controllable Pulse Frequency and Width System for Pulsing and Modulating Fast-Neutron Core Assemblies; Systeme a Frequence et Largeur d'Impulsions Ajustables Permettant la Pulsation et la Modulation de Milieux Multipliants Sous-Critiques a Neutrons Rapides; Sistema reguliruemykh chastoty i shiriny impul'sa, dayushaya impul's i modulyatsiyu razmnozhayushchikh sred na bystrykh nejtronakh; Sistema de Frecuencia y Amplitud de Impulso Ajustables, para Pulsar y Modular

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Duquesne, M.; Lyon, F.; Schmitt, A. [Association Euratom-CEA-SECNR (France); Nucleaires de Cadarache, Centre d' Etudes [France; Gerbier, R. [Laboratoire des Accelerateurs - CEN de Grenoble (France); Nucleaires de Cadarache, Centre d' Etudes [France

1965-10-15

The authors describe a system for producing neutron bursts of independently controllable width and frequency. The rise and quenching times of these bursts are of the order of a few nanoseconds. The system is applied to high-frequency pulsed and modulated experiments. Rapidly quenched neutron bursts are produced by deflection of a pure deuteron beam which has previously been accelerated and sorted. Ions other than atomic deuterons are removed after acceleration in a 10 Degree-Sign magnetic sorting field. Consideration is also being given to a pre-acceleration sorting system offering the advantage of reduced bulk. The deuteron beam passes through the space between two plates where there is normally an electrostatic field which deflects the beam onto the surfaces of a diaphragm. Application of a very high potential pulse to the first plate cancels the field and thus brings the beam rapidly onto the neutron-producing target (beginning of the burst). The second plate then receives a pulse of the same type which restores the field and removes the beam from the target (end of the burst). The pulse rise time is of the order of 10 ns; disappearance from the target is faster. The duration of the burst can be controlled as required within reasonable limits by suitably increasing the interval between the two pulses. In some cases ion transit time in the plates is not negligible in relation to the duration of the step applied to them. In such cases, one of the plates is replaced by a travelling wave line to which the two pulses are applied successively. The potential pulse thus accompanies the deuteron cluster producing the burst. The burst times can thus be reduced below 4 ns. The first stages of the voltage step generators are transistorized. The output tubes are sealed-disc valves providing a 1500-V step in a few nanoseconds. A 50-MHz double tetrode is employed for pulses for the delay line. A detection system comprises a scintillator-photomultiplier device incorporating a coincidence-anticoincidence unit, a time analyser and a digital data recorder. (author) [French] Les auteurs on mis au point un systeme permettant la production de bouffees de neutrons de largeur et de frequence de recurrence reglables independamment. Les temps de montee et de descente de ces bouffees sont de l'ordre de quelques nanosecondes. Ce systeme est applique aux experiences puisees et modulees a haute frequence. Pour la production de boufees de neutrons a extinction rapide, on procede par deflection d'un faisceau de deuterons purs prealablement acceleres et tries. Les ions autres que les deuterons atomiques sont elimines apres acceleration dans un aimant de tri a 10 Degree-Sign . Les auteurs etudient egalement un systeme de triage avant acceleration qui aurait l'avantage d'un encombrement reduit. Le faisceau de deuterons passe dans l'espace compris entre deux plaques ou regne normalement un champ electrostatique qui deflechit le faisceau sur les parois d'un diaphragme. On applique a la premiere plaque une tres large impulsion de tension qui annule le champ, ce qui a pour effet d'amener rapidement le faisceau sur la cible neutronigene (debut de la bouffee). La deuxieme plaque recoit ensuite une impulsion du meme type qui retablit le champ et fait disparaitre le faisceau de la cible (fin de la bouffee). Le front de montee des impulsions est de l'ordre de 10 ns; le temps de disparition sur la cible est inferieur a cette derniere valeur. La duree de la bouffee peut etre reglee a volonte dans les limites raisonnables par un retard convenable de la seconde impulsion par rapport a la premiere. Dans certains cas, le temps de transit des ions dans les plaques n'est pas negligeable par rapport a la duree de {Gamma} echelon qui leur est applique. On remplace alors l'une des plaques par une ligne a onde progressive a laquelle sont appliquees successivement les deux impulsions. L'impulsion de tension accompagne ainsi le paquet de deuterons qui produit la bouffee. Les fronts de bouffee peuvent ainsi etre ramenes au -dessous de 4 ns. Les generateurs a echelon de tension sont transistorises dans leurs premiers etages. Les tubes de sortie sont des lampes a disque scelle permettant d'obtenir un echelon de 1500 V en quelques nanosecondes. Les auteurs utilisent une double tetrode de 50 MHz pour les impulsions destinees a la ligne de retard. Le systeme de detection utilise un dispositif scintillateur-photomultiplicateur dont la chafne comprend un ensemble coiencidence - anticoincidence, un analyseur de temps et un enregistreur numerique des informations. (author) [Spanish] Los autores han ideado un sistema que permite regular independientemente la amplitud y la frecuencia de los impulsos neutronicos. El tiempo de subida y bajada de los impulsos es del orden de algunos nanosegundos. Este sistema se emplea en los experimentos con neutrones pulsados y modulados de alta frecuencia. Para producir impulsos neutronicos de extincion rapida, se desvfa un haz de deuterones puros previamente acelerados y seleccionados. Los iones distintos de los deuterones se eliminan despues de la aceleracion en un iman selector de 10 Degree-Sign . Los autores estudian igualmente un sistema para efectuar la seleccion antes de la aceleracion que presenta la ventaja de ser de pequenas dimensiones. El haz de deuterones atraviesa el espacio comprendido entre dos placas en las que hay normalmente un campo electroestatico qiie desvfa el haz hacia las paredes de un diafragma. Se aplica a la primera placa un tortisimo impulso de tension que anula el campo, con lo que se dirige rapidamente el haz hacia el blanco neutronfgeno (comienzo del impulso). La segunda placa recibe seguidamente un impulso del mismo tipo que restablece el campo y hace desaparecer el haz del blanco (final del impulso). El frente de subida de los impulsos es del orden de 10 ns y el tiempo de desaparicion en el blanco es inferior a este valor. La duracion del impulso puede ajustarse a voluntad dentro de limites razonables retardando adecuadamente el segundo impulso con relacion al primero. En ciertos casos el tiempo de transito de los iones en las placas no es despreciable con respecto al tiempo durante el cual se aplica el incremento de tension. En estas circunstancias, se sustituye una de las placas por una lfnea de onda progresiva a la que se aplican sucesivamente los dos impulsos. El impulso de tension acompana asi al paquete de deuterones que produce el impulso. Los frentes de impulsos pueden reducirse, de este modo, a menos de 4 ns. Los generadores de tension escalonada estan transistorizados en sus primeras etapas. Los tubos de salida estan constituidos por valvulas de disco sellado que permiten obtener un incremento de tension de 1500 V en algunos nanosegundos. Los autores han utilizado un doble tetrodo de 50 MHz para los impulsos destinados a la lfnea de retardo. El sistema de deteccion emplea un dispositivo de centelleo y un fotomulti piicador cuyo circuito comprende un conjunto coincidencias-anticoincidencias, un analizador de tiempos y un registrador numerico. (author) [Russian] Nami razrabotana sistema, kotoraja daet vozmozhnost' poluchat' nejtronnye impul'sy nezavisimo ot reguliruemoj shiriny i chastoty sledovanija. Vremja narastanija i zatuhanija jetih impul'sov so- stavljaetporjadkaneskol'kihnanosekund. Dannaja sistema ispol'zuetsja pri provedenii impul'snyh i moduliruemyh opytov vysokoj chastoty. Dlja poluchenija nejtronnyh impul'sov s bystrym zatuhaniem primenjaetsja otklonenie puchka chistyh dejtonov, kotorye predvaritel'no byli uskoreny i otobrany. Iony, kotorye ne javljajutsja Dejtonami, byli ustraneny posle uskorenija v sortirovochnom magnite pri 10 Degree-Sign . Nami izuchalas' takzhe sistema otbora pered uskoreniem, kotoraja imela by preimushhestvo v vide umen'shennyh gabaritnyh razmerov. Puchok dejtonov prohodit cherez prostranstvo, nahodjashheesja mezhdu dvumja plastinkami, gde obychno imeetsja jelektrostaticheskoe pole, otklonjajushhee puchok na stenki diafragmy. Na pervuju plastinku napravljaetsja ochen' shirokij impul's naprjazhenija, kotoryj snimaet pole, i jeto delaetsja dlja togo, chtoby bystro napravit' puchok na mishen', generirujushhuju nejtrony (nachalo impul'sa). Zatem vtoraja plastinka poluchaet impul's togo zhe tipa, kotoryj vosstanavlivaet pole i snimaet puchok s misheni (konej impul'sa). Front narastanija impul'sov porjadka 10 nanosekund; vremja ischeznovenija s misheni nizhe jetogo poslednego znachenija. Prodolzhitel'nost' impul'sa mozhet svobodno regulirovat'sja v razumnyh predelah sootvetstvujushhej zaderzhkoj vtorogo impul'sa po otnosheniju k pervomu. V opredelennyh sluchajah vremja proleta ionov v plastinkah imeet opredelennoe znachenie po otnosheniju k postepennoj prodolzhitel'nosti, kotoraja k jetomu vremeni primenjaetsja. Dalee odnu iz plastinok zamenjajut uvelichivajushhejsja liniej, k kotoroj posledovatel'no primenjajutsja dva impul'sa. 'Impul's naprjazhenija soprovozhdaet, takim obrazom, sgustok dejtonov, kotoryj daet impul's. Stupenchatye generatory naprjazhenija v pervyh stupenjah imejut tranzistory. Vyhodnymi lampami javljajutsja jelektronnye lampy s diskovymi vyvodami, kotorye dajut vozmozhnost' poluchat' seriju 1500 vol't v techenie neskol'kih nanosekund. My ispol'zuem dvojnye tetrody po 50 mgc dlja impul'sov, prednaznachennyh dlja linii zaderzhki. V sisteme obnaruzhenija primenjaetsja scintilljacionno-fotoumnozhajushhee ustrojstvo, cep' kotorogo sostoit iz shemy sovpadenij-antisovpadenij, vremennogo analizatora i cifrovogo samopisia informacii. (author)

Reactivity coefficients by perturbation theory; Calcul des coefficients de re activite par la theorie des perturbations; Koehffitsienty reaktivnosti, opredelennye pri pomoshchi teorii vozmushchenij; Determinacion, de coeficientes de reactividad con ayuda de la teoria de las perturbaciones

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Webster, J W [International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)

1962-03-15

(MCBR). Al calcular la reactividad, se comprueba que el coeficiente correspondiente a la densidad neta del mercurio en el primer proyecto del MCBR es negativo en algunas regiones, y positivo en otras. Es negativo en las regiones de peso estadistico maximo y en las que los cambios de densidad serian mayores al variar la potencia. Por lo tanto, el coeficiente global de densidad del mercurio es negativo, esto es, el coeficiente de vacios es positivo, lo que constituye una condicion que implica peligro. En la formulacion de dos grupos, se aprecia facilmente que modificaciones es preciso introducir en el diseno para que el coeficiente de cavidad sea negativo. Nuevas investigaciones demostraron que era posible introducir dichas modificaciones, lograndose establecer para el MCBR un diseno cuyo coeficiente de vacios es negativo. (author) [Russian] Razvitie formuly teorii vozmushchenij daet khoroshuyu vozmozhnost' ispol'zovat' odin iz glavnykh metodov matematicheskogo issledovaniya, t.e. proizvesti dejstvie po analogii ot prostogo k bolee slozhnomu. V ehtom doklade: a) Rassmatrivaets ya formulirovka teorii vozmushchenij v kachestve metoda rascheta koehffitsientov reaktivnosti. On sostoit, glavnym obrazom, iz razvitiya differentsial'nog o uravneniya dlya sopryazhennogo potoka kak postoyannoj funktsii polozheniya i letargii, vyvodimoe po analogii ot odnoj gruppy differentsial'nog o uravneniya dlya sopryazhennogo potoka. b) Daetsya primenenie dvukhgruppovoj formy teorii vozmushchenij dlya kipyashchego reaktorarazmnozhitelya na bystrykh nejtronakh s rtutnym teplonositelem (MCBR). Vidno, chto koehffitsient reaktivnosti rtuti nizshej plotnosti v khode pervogo ispytaniya proekta MCBR yavlyaetsya otritsatel'nym dlya nekotorykh oblastej i polozhitel'nym dlya drugikh. Odnako on yavlyaetsya otritsatel'nym dlya oblastej naivysshego statisticheskogo vesa i tam, gde izmenenie plotnosti s izmeneniem ehnergii okazyvaetsya naibol'shim. Obshchij koehffitsient plotnosti rtuti yavlyaetsya, takim

Radiochemical Determination of Plutonium for Radiological Purposes; Determination Radiochimique du Plutonium a des Fins Radiologiques; Radiokhimicheskoe opredelenie plutoniya dlya tselej radiologii; Determinacion Radioquimica del Plutonio con Fines Radiologicos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Nielsen, J. M.; Beasley, T. M. [Chemical Laboratory, Hanford Laboratories, General Electric Company, Richland, WA (United States)

1964-10-15

, kostej, tkanej i rastitel'nosti, prichem podcherkivaetsja neobhodimost' izbegat' obrazovanija tugoplavkih plohorastvorimyh soedinenij plutonija. Rassmatrivajutsja analiticheskie metody opredelenija plutonija v jetih materialah, kotorye vkljuchajut sovmestnoe osazhdenie, jekstragirovanie zhidkost'-zhidkost', ionno-obmennuju hromatografiju i ispol'zovanie izotopov plutonija dlja konechnyh opredelenij posredstvom analizov al'fa-jenergii. Posredstvom schetno-vychislitel'noj statistiki proizvedeno sravnenie imejushhejsja chuvstvitel'nosti v vychislenii nizkih urovnej al'fa-scheta s pomoshh'ju ionizacionnoj kamery, proporcional'nyh schetchikov, diodnyh schetchikov i jemul'sii s jadernoj metkoj. Metody izotopnogo analiza plutonija s pomoshh'ju al'fa-spektrometrii, metodov jadernoj jemul'sii i zhidkostnyh scintil- ljacionnyh schetchikov takzhe vkljucheny v jetot dokument. Ispol'zovanie neizotopnyh nositelej v kachestve istochnika postoronnej aktivnosti i urovni soderzhanija plutonija v okruzhajushhej srede, nedavno obnaruzhennye na zemnom share, obsuzhdajutsja v svjazi s kontrol'nymi obrazcami. Dlja budushhih metodov analiza plutonija rassmatrivajutsja dve vozmozhnosti, gde trebuetsja povyshennaja chuvstvitel'nost'. Jetimi vozmozhnostjami javljajutsja aktivacionnyj analiz i podschet produktov raspada. (author)

Production and Use of the Isotopes Sodium-24, Potassium-42, Copper-64 and Molybdenum-99; Production et Utilisation des Isotopes Sodium-24, Potassium-42, Cuivre-64 et Molybdene-99; ПРОИЗВОДСТВО И ПРИМЕНЕНИЕ ИЗОТОПОВ НАТРИЯ-24, КАЛИЯ-42, МЕДИ-64 И МОЛИБДЕНА-99; Produccion y Empleo los Isotopos Sodio-24, Potasio-42, Cobre-64 Y Molibdeno-99

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Loos, R. [Departement de Physique, Universite Lovanium, Leopoldville (Congo, The Democratic Republic of the)

1963-03-15

zaderhannym raspadom proverjaetsja s pomoshh'ju gamma-spektrometrii (400-kanal'nyj analizator). Otschety proizvodjatsja, kak pravilo, s pomoshh'ju odnokanal'nyh analizatorov. V sluchae s med'ju-64 nekotorye izmerenija byli prokontrolirovany s pomoshh'ju pribora iz dvuh schetchikov na sovpadenijah. V opytah s ispol'zovaniem dvuh indikatorov predusmotreno primenenie mnogokanal'nogo analizatora. Neobhodimo otmetit' primenenie mnogokanal'nogo analizatora v sledujushhih punktah: 1) v laboratorii fiziologii: krivye krovoobrashhenija, raspredelenie i kinetika raspredelenija razlichnyh izotopov (natrija-24, kalija-42, medi-64); 2) v laboratorii farmakologii: vlijanie razlichnyh farmakologicheskih uslovij na dvihenie ionov (kaliJ-42); fiksacija medi-64 gladkoj muskulaturoj i svjaz' s farmakologicheskim dejstviem jetogo metalla; 3) v laboratorii mikrobiologii agronomicheskogo fakul'teta: issledovanie fiziologicheskoj roli i raspredelenija molibdena v rastenijah (molibdena-99); kontrol' za razrabotkoj mikrobiologicheskih metodov opredelenija molibdena. (author)

Relative Biological Effectiveness of 14-MeV Fast Neutrons to Co{sup 60} Gamma-Rays in Einkorn Wheat; Efficacite Biologique Relative des Neutrons Rapides de 14 MeV par Rapport aux Rayons Gamma de {sup 60}Co sur l'Engrain; Otnositel'naya biologicheskaya ehffektivnost' bystrykh nejtronov s ehnergiej 14 MeV i gamma-luchej CO{sup 60} pri ikh dejstvii na pshenitsu odnozernyanku; EBR de los Neutrones Rapidos de 14 MeV y de los Rayos Gamma del {sup 60}Co en el Trigo Escanda Menor

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Fujii, T. [National Institute of Genetics, Misima (Japan)

1964-05-15

The author investigated the RBE of 14 MeV neutrons to Co{sup 60} gamma-rays by using the specific locus method in Einkorn wheat. F{sub 1} seeds from the cross between the original strain and a chlorina mutant were used in this study (chlorina mutant was obtained as a single recessive mutant from X-irradiation; it was uniformly light green from seedling stage to maturity with relatively high survival rate and fertility). The F{sub 1} plants showed normal green colour and normal growth habit. Dormant F{sub 1} seeds were irradiated at 0.5 , 1.0 and 1.4 krad of fast neutrons ami 4.3 , 8.6 and 12.9 krad of gamma-rays. Mutations from dominant normal green to chlorina occurred by both irradiations and appeared in the leaves and stems of the heterozygotic Xi plants as longitudinal stripes. Around 80% of seeds germinated in the control lot and in the lowest dosage lots from both neutron and gamma-ray irradiations, and germination percentages were gradually decreased with increasing dosage of both kinds of radiation. Moreover, a similar tendency was observed at the early stage as to seedling growth which was gradually inhibited with increasing dosage. According to these results, neutron irradiation was about 13 times more effective than that of gamma-rays. Survival rate in the non-irradiated control was about 90% and about 60-80% of germinated seedlings survived in 0.5 and 1.0 krad lots from neutron irradiation and all lots irradiated by gamma-rays. On the other hand, only about 4% of germinated seedlings survived in the highest neutron lot. No mutation was observed in the control lot, and the number of plants which contained striped tillers increased with increasing dosage of both kinds of radiation. Mutated tillers were observed in about 15% of surviving plants obtained at the lowest dosage of neutron irradiation and a similar frequency was observed from the highest dosage of gamma-rays. RBE of 14 MeV neutrons to Co{sup 60} gamma-rays seemed to be at least 20 for the somatic mutation. (author) [French] L' auteur a etudie l'EBR des neutrons de 14 MeV par rapport aux rayons gamma de {sup 60}Co en appliquant a l'engrain la methode des loci specifiques. Il a utilise pour cette etude des semences Fi resultant du croisement entre l'espece originale et un mutant chlorina (le mutant chlorina e ta it le produit d'une mutation recessive induite par les rayons X ; depuis le stade de plantule jusqu'a sa maturite, le m utant a conserve une couleur vert c la ir uniforme ainsi qu'un taux de survie et une fe rtilite relativement eleves). Les plantes Fi avaient une couleur verte et une croissance normales. Des semences dormantes de F{sub 1} ont e te irradiees avec 0,5 , 1,0 et 1,4 krad de neutrons rapides et avec 4,3 , 8,6 et 12,9 krad de rayons gamma. Sous l'effet des deux types de rayonnements, il s'est produit des mutations de vert normal dominant en chlorina, sous forme de bandes longitudinales. Sur les feuilles et les tiges des heterozygotes X{sub 1}. Environ 80% des semences ont germe dans le lot temoin ainsi que dans les deux lots ayant recu la plus faible dose de neutrons et de rayons gamma; les taux de germination ont diminue a mesure qu'augmentaient les doses de neutrons et de rayons gamma. En outre, on a observe un phenomene analogue au debut de lacroissance de la plantule, qui etait progressivement inhibee a mesure qu'augmentait la dose de rayonnement. Les resultats obtenus montrent que l'irradiation par les neutrons est environ 13 fois plus efficace que celle par les rayons gamma. Le taux de survie des semences non irradiees du lo t temoin a e te de 90% environ; 60 a 80% des plantules ont survecu aux doses de 0,5 et 1,0 krad de neutrons; toutes les plantilles irradiees par les rayons gamma ont survecu. En revanche, 4% seulement des plantules ont survecu a 1,4 krad de neutrons. L'auteur n 'a pas observe de mutations chez les plantes du lo t temoin; le nombre des plantes a talles rayees a augmente en meme temps que les doses des deux types de rayonnements. E a observe des talles mutants dans pres de 15% des plantes qui ont survecu a la plus faible dose de neutrons et a constate que la frequence e ta it la meme pour les plantes qui avaient recu la dose la plus elevee des rayons gamma. L'EBR des neutrons de 14 MeV par rapport aux rayons gamma de {sup 60}Co semble etre d'au moins 20 pour la mutation somatique. (author) [Spanish] El autor estudio la EBR de los neutrones de 14 MeV con respecto a los rayos gamma del {sup 60}Co por el metodo del locus especifico en el trigo escanda menor. Empleo semillas Fi obtenidas por cruza entre la cepa original y el mutante chlorina (este ultimo se obtuvo como mutante recesivo unico por exposicion a los rayos X; conserva un color verde palido desde que germina hasta que alcanza la madurez, con indices de supervivencia y fertilidad relativamente elevados). Las plantas Fj presentan el color verde normal y tambien es normal la modalidad de desarrollo. El autor irradio las semillas de Fx latentes con neutrones rapidos (en dosis de 0,5 - 1,0 y 1,4 krad) y con rayos gamma (4 ,3 - 8,6 y 12,9 krad). Ambas radiaciones provocaron mutaciones del verde normal dominante al tono chlorina, que aparecio en las hojas y tallos de las plantas heterocigoticas en forma de rayas longitudinales. Alrededor del 80% de las semillas germino en el grupo testigo y en los grupos expuestos a los neutrones y rayos gamma en dosis bajas, pero el porcentaje de semillas germinadas fue decreciendo gradualmente a medida que aumentaba la dosis de ambos tipos de radiacion. Ademas, se observo una tendencia similar en la primera fase d el desarrollo de la plantula, que se inhibe paulatinamente al aumentar la dosis. De acuerdo con estos resultados, la irradiacion neutronica Inverted-Question-Mark s unas 13 veces mas eficaz que los rayos gamma. El in d ic e de supervivencia en el grupo testigo, no irradiado, fue del orden de 90%; en los grupos expuestos a los neutrones a razon de dosis de 0,5 y 1,0 krad, sobrevivio entre 60 y 80% de las plantulas y en los grupos tratados con rayos gamma, la supervivencia fue del 100%. En cambio, en el grupo sometido a la irradiacion neutronica con la dosis mas elevada, solo sobrevivio un 4% de las plantulas. No se observaron mutaciones en el grupo testigo y el numero de plantas que presentaba retonos rayados crecio al aumentar la dosis de ambos tipos de radiacion. Se observaron retoflos con mutaciones en un 15% de las plantas sobrevivientes tratadas con la dosis inferior de neutrones y la misma frecuencia se registro para la dceis mayor de rayos gamma. Al parecer, la EBR de los neutrones de 14 MeV con respecto a los rayos gamma de {sup 60}Co, para la mutacion somatica, es 20 como minimo. (author) [Russian] Avtor izuchal OBJe nejtronov s jenergiej 14 Mjev i gamma-luchej Sobo pri ih dejstvii na pshenicu odnozernjanku s pomoshh'ju special'nogo lokusnogo metoda. Dlja opyta ispol'zovalis' semena generacii F{sub 1} gibrida mezhdu ishodnym sortom i mutantom Chlorina (mutant Chlorina byl poluchen kak edinstvennyj recessivnyj rentgenomutant; ot stadii sejanca do nastuplenija spelosti on byl odnorodno svetlozelenym s otnositel'no vysokoj vyzhivaemost'ju i urozhajnost'ju). U rastenij F{sub 1} byla normal'naja zelenaja okraska i normal'nyj harakter rosta. Pokojashhiesja semena Ft obluchali bystrymi nejtronami v dozah 0,5, 1,0 i 1,4 krad i gamma-luchami v dozah 4,3 8,6 i 12,9 krad. Mutacii ot dominantnyh normal'nyh zelenyh do Chlorina nabljudalis' posle oboih vidov obluchenija i pojavljalis' v list'jah i stebljah geterozigotnyh rastenij X{sub 1} v vide prodol'nyh polos. Okolo 80% semjan vzoshlo na kontrol'nyh uchastkah i na uchastkah posle obluchenija ca- mymi nizkimi dozami nejtronov i gamma-luchej, procent vshozhesti postepenno snizhalsja s povysheniem dozy pri oboih vidah obluchenija. Krome togo, takaja zhe tendencija nabljudalas' i na rannih stadijah rosta sejancev, kotoryj postepenno tormozilsja s povysheniem dozy. Soglasno jetim dannym nejtronnoe obluchenie okazalos' pochti v 13 raz jeffektivnee gamma- luchej. Vyzhivaemost' neobluchennyh kontrol'nyh rastenij byla okolo 90%, a u prorosshih semjan na uchastkah posle obluchenija 0,5 i 1,0 krad nejtronov, i na vseh uchastkah posle gamma- obluchenija vyzhivaemost' sostavljala 60-80%. I, naprotiv, lish' okolo 4% prorosshih semjan vyzhili na uchastkah posle obluchenija samymi vysokimi dozami nejtronov. Na kontrol'nom uchastke mutacij ne obnaruzheno, a chislo rastenij s polosatymi pobegami vozrastalo s povysheniem dozy pri oboih bilah obluchenija. Mutantnye pobegi nabljudalis' primerno u 15% vyzhivshih rastenij, poluchivshih samye nizkie dozy nejtronnogo obluchenija, i u takogo zhe kolichestva rastenij, poluchivshih samye vysokie dozy gamma-obluchenija. OBJe nejtronov s jenergiej 14 Mjev po sravneniju s gamma-luchami Cot; v otnoshenii somaticheskih mutacij ravnjalos' po krajnej mere 20. (author)

Improved Techniques for Low-Flux Measurement of Prompt Neutron Lifetime, Conversion Ratio and Fast Spectra; Methodes Perfectionnees de Mesure de la Duree de Vie des Neutrons Instantanes, du Rapport de Conversion et des Spectres de Neutrons Rapides, dans un Reacteur a Bas Flux; Usovershenstvovannye metody izmereniya vremeni zhizni mgnovennykh nejtronov, koehffitsienta konversii i spektra bystrykh nejtronov pri slabykh potokakh nejtronov; Tecnicas Perfeccionadas para la Determinacion del Periodo de los Neutrones Inmediatos, la Razon de Conversion y los Espectros de Neutrones Rapidos, con Flujos Reducidos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Armani, R. J.; Bennett, E. F.; Brenner, M. W.; Bretscher, M. M.; Cohn, C. E.; Huber, R. J.; Kaufmann, S. G.; Redman, W. C. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

1964-02-15

Various statistical methods for the measurement of the ratio of prompt neutron lifetime to delayed fraction have been used in the zero-power reactor programme. One method was originated here, i.e. analysis of reactor noise with a bandpass filter, and others such as the measurement of the frequency of delayed coincidences among counter pulses as a function of delay time and the measurement of the relative variance of time integrals of the neutron flux as a function of integrating time have been refined. The areas of most advantageous application of the various methods have been studied. Attention has also been given to the interpretation of the results of these measurements, and it has been shown that interpretation based on a simple kinetics model is applicable to a wide range of practical cases. Several improvements in our original activation method for the low flux determination of the ratio of production to destruction of fissile material are described. These include the application of very sensitive radiochemical techniques as a confirming procedure; correction for extraneous counts, utilizing foils of different enrichments for the contribution of fission of the fertile material to the fission- product activity and foils exposed to different spectra for fission-related counts in the capture determination; and the use of coincidence counting for the detection of Np{sup 239} decay. Obtaining a value for conversion ratio from the activation data requires a knowledge of the ratio of captures to fissions in the fuel, {alpha}. No accurate experimental method now exists for the measurement of this quantity in a low flux reactor, but several methods which might make feasible such a determination are being explored. Three of the more promising techniques are outlined. Efforts to develop a small fast neutron spectrometer of good stability, resolution and sensitivity for in-pile measurements of neutron spectra in the energy region of tens and hundreds of kilovolts have been concentrated on the use of pulse shape analysis to reject gamma-ray initiated events in hydrogen recoil proportional counters and the introduction of collimation in Li{sup 6}F solid-state detector ''sandwiches'' to improve the resolution obtained. A number of such instruments have been built and their response to mono-kinetic and reactor neutrons has been investigated. Use of the gamma-ray rejection technique was equivalent to a several hundred-fold effective reduction in gamma-ray sensitivity of the recoil counter and extends the usable range down to at least 30 keV. For the Li{sup 6} solid-state devices, resolutions as low as 70 keV full-width at half maximum (1.5%) have been observed for the sum pulse in thermal neutron irradiation. (author) [French] Dans le programme des reacteurs de puissance zero, on a utilise diverses methodes statistiques pour mesurer le rapport duree de vie des neutrons instantanes/duree de vie des neutrons differes. Les auteurs ont mis au point une methode nouvelle, qui consiste a analyser le bruit du reacteur a l'aide d'un filtre passe-bande, et ont perfectionne d'autres methodes telles que la mesure, a l'aide d'un compteur a impulsions, de la frequence des coincidences retardees en fonction du temps de retard et celle de la variance relative des flux de neutrons integres en fonction du temps d'integration. Ils ont etudie les domaines dans lesquels les differentes methodes peuvent etre utilisees avec le plus d'interet. II se sont aussi preoccupes de l'interpretation des resultats de ces mesures, et montrent que l'interpretation fondee sur un modele cinetique simple peut s'appliquer dans la pratique a une grande diversite de cas. Les auteurs decrivent plusieurs perfectionnements de leur methode d'activation pour la determination du rapport de conversion: application de techniques chimiques tres sensibles pour confirmer les resultats obtenus; correction pour les coups parasites en utilisant, dans la determination de la capture, des feuilles d'enrichissements differents pour etablir la contribution des fissions dans la matiere fertile a l'activite des produits de fission et des feuilles exposees a differents'spectres pour distinguer les coups dus a des fissions dans la determination des captures; emploi du comptage par coiencidence pour la detection de la decroissance de {sup 239}Np. Pour obtenir une valeur exprimant le rapport de conversion, a partir des donnees relatives a l'activation, il faut connaitre le rapport entre les captures et les fissions dans le combustible. Il n'existe pas a l'heure actuelle de methodes experimentales precises pour mesurer ce rapport dans un reacteur a bas flux; plusieurs methodes qui pourraient etre utilisees a cette fin sont en cours d'etude. Les auteurs decrivent trois des methodes qui offrent les perspectives les plus favorables. Pour construire un petit spectrometre a neutrons rapides, ayant une bonne stabilite, un bon pouvoir de resolution et une bonne sensibilite en vue de la mesure en pile des spectres neutroniques compris dans la gamme d'energies des dizaines et des centaines de kV, les auteurs ont concentre leurs efforts sur l'utilisation de l'analyse de la forme des impulsions - afin d'eliminer les evenements produits par les rayons gamma dans les compteurs proportionnels fondes sur des protons de recul de l'hydrogene - et sur l'introduction de la collimation dans les 'sandwiches' {sup 6}LiF-semi-conducteurs - afin d'augmenter le pouvoir de resolution. Ils ont construit un certain nombre de ces appareils et etudie leur reponse aux neutrons monocinetiques et aux neutrons produits dans un reacteur. En utilisant la technique d'elimination des rayons gamma, ils ont pu reduire de plusieurs centaines de fois la sensibilite du compteur de recul aux rayons gamma et de cette maniere abaisser la limite inferieure d'application de l'instrument a 30 keV. Pour les appareils {sup 6}Li-semi-conducteurs, ils ont observe des pouvoirs de resolution de 70 keV ( largeur entiere a mi- hauteur 1,5%), pour la somme des impulsions dans l'irradiation par les neutrons thermiques. (author) [Spanish] En el programa del reactor ZPR, se han aplicado varios metodos estadfsticos para determinar la razon perfodo de los neutrones inmediatos/perfodo de la fraccion de neutrones retardados. Los autores idearon uno de los metodos, consistente en el analisis del ruido del reactor con un filtro de paso de banda, y perfeccionaron otros, taies como la medicion de la frecuencia de coincidencias retardadas entre los impulsos del contador en funcion del retardo, y la determinacion de la variancia relativa de las integrales de tiempo del flu jo neutronico en funcion del tiempo de integracion. Han estudiado en que terrenos se aplican mas ventajosamente los distintos metodos. Tambien han procurado interpretar los resultados de las mediciones precitadas y han comprobado que la interpretacion basada en un modelo cinetico simple puede aplicarse a numerosos casos practicos. Los autores describen varios perfeccionamientos introducidos en su metodo original de activacion para la determinacion de la razon produccion/destruccion de material fisionable, con flujos reducidos. Entre ellos figuran la aplicacion de tecnicas radioqufmicas de alta sensibilidad como procedimiento de confirmacion; la correccion de impulsos parasitos, mediante laminas de diferente grado de enriquecimiento, para determinar la contribucion de la fision del material fertii a la actividad de los productos de fision, asi como Iaminas expuestas a los diferentes espectros para medir los impulsos relacionados con los sucesos de fision en la determinacion de la captura; y en el empleo del recuento por coincidencias para la deteccion de la desintegracion del {sup 239}Np. Para deducir la razon de conversion partiendo de los datos relativos a la activacion, es preciso conocer el coeficiente {alpha}, es decir, la razon capturas/fisiones en el combustible. Por ahora no existe ninguen metodo experimental que permita medir este valor en un reactor de flujo reducido, pero se estan estudiando algunos que pueden servir a ese fin. Los autores resefian tres de las tecnicas que ofrecen mejores perspectivas. Los estudios realizados con el proposito de construit un espectrometro pequeflo para neutrones rapidos con buenas caracteristicas de estabilidad, poder de resolucion y sensibilidad, destinado a la medicion de espectros neutronicos dentro del reactor, en el intervalo energetico de las decenas o centenares de kilovoltios, se han concentrado en el empleo del analisis de la forma de los impulsos (con el fin de rechazar los sucesos iniciados por los rayos gamma en los contadores proporcionales de retroceso de hidtogeno) y el empleo de la colimacion en los detectores tipo sandwich, a base de {sup 6}LiF en un material solido, a fin de aumentar el poder de resolucion. Se ha construido cierto ndmero de instrumentes de este tipo y se esta estudiando la forma en que se comportan frente a los neutrones monocineticos y los neutrones de un reactor. Recurriendo a la tecnica de rechazo de los rayos gamma, se ha podido reducir varios cientos de veces la sensibilidad del contador de retroceso frente a dichos rayos y de esta manera, el limite inferior de aplicacion del instrumente se ha extendido por lo menos hasta los 30 keV. En cuanto a los instrumentes de semiconductors a base de {sup 6}Li, se han observado poderes de resolucion de hasta 70 keV de amplitud total en correspondencia con la mitad del maximo (1,5%) para la suma de los impulsos, en la irradiaeion con neutrones termicos. (author) [Russian] Pri osushhestvlenii programmy issledovanija reak- tora nulevoj moshhnosti (ZPR) primenjalis' razlichnye statisticheskie metody izmerenija ot- noshenija vremeni zhizni mgnovennyh nejtronov k doze zapazdyvajushhih nejtronov. Odin metod, a imenno analiz ''shuma'' reaktora s pomoshh'ju polosovogo fil'tra byl razrabotan v laboratorii, a drugie, naprimer izmerenie chastoty zapazdyvajushhih sovpadenij impul'sov schet- chika kak funkcii vremeni zapazdyvanija i izmerenie otnositel'nogo otklonenija integralov vo vremeni potoka nejtronov kak funkcii integriruemogo vremeni, byli uluchsheny. Izu- cheny oblasti naibolee uspeshnogo primenenija razlichnyh metodov. Bylo udeleno takzhe vni- manie interpretacii rezul'tatov jetih izmenenij, i bylo pokazano, chto interpretacija na osnove prostoj kineticheskoj modeli primenima dlja shirokogo kruga konkretnyh sluchaev. Opisyvajutsja neskol'ko usovershenstvovanij nashego pervonachal'nogo aktivacionnogo metoda opredelenija otnoshenija obrazovanija k razrusheniju deljashhegosja veshhestva pri slabyh potokah nejtronov. Sjuda vhodit primenenie ochen' chuvstvitel'nyh radiohimicheskih metodov dlja proverki poluchennyh rezul'tatov; vnesenie popravok s cel'ju ucheta pomeh; primenenie fol'g razlichnoj stepeni obogashhenija dlja dobavlenija aktivnosti deljashhegosja materiala k aktivnosti produktov delenija; primenenie fol'g. obluchennyh nejtronami razlichnyh jenergij, dlja scheta delenij pri opredelenii zahvata; i ispol'zovanie scheta sovpadenij dlja obnaruzhenija raspada Np{sup 239}. Dlja poluchenija znachenija kojefficienta konversii po dannym aktivacii ne- obhodimo znat' otnoshenie kolichestva zahvatov k kolichestvu aktov delenija v toplive ({alpha}). V nastojashhee vremja ne sushhestvuet tochnogo jeksperimental'nogo metoda dlja izmerenija jetoj velichiny v reaktore so slabym potokom nejtronov; issledujutsja neskol'ko metodov, koto- rye, vozmozhno, pozvoljat opredelit' jetu velichinu. Opisyvajutsja dva ili tri perspektivnyh metoda. Usilija po sozdaniju nebol'shogo spektrometra bystryh nejtronov, imejushhego horoshuju stabil'nost', razreshajushhuju sposobnost' i chuvstvitel'nost' dlja izmerenija v reaktore spekt- ra nejtronov v oblasti jenegrii v desjatki i sotni kilovol't, byli sosredotocheny na prime- nenii analiza formy impul'sov dlja iskljuchenija vyzyvaemyh gamma-luchami javlenij v vodo- rodnyh proporcional'nyh schetchikah otdachi i na primenenii kollimirovanija v sloistyh konstrukcijah Li{sup 6}F-tverdyj detektor dlja povyshenija poluchennoj razreshajushhej sposobnosti. Rjad takih priborov byl postroen, i byla issledovana ih reakcija na monokineticheskie nej- trony i nejtrony, obrazujushhiesja v reaktore. Primenenie metoda iskljuchenija, vyzyvaemyh gamma-luchami javlenij, ravnosil'no jeffektivnomu snizheniju v neskol'ko sot raz chuvstvi- tel'nosti schetchika nejtronov otdachi k gamma-izlucheniju i rasshirjaet diapazon ego primenenija po krajnej mere do 30 kjev. Dlja ustrojstv Li{sup 6} -tverdyj detektor otmechena takaja niz- kaja razreshajushhaja sposobnost', kak 70 kjev ( polnaja shirina na polovine vysoty (1,5%) dlja summarnogo impul'sa pri obluchenii teplovymi nejtronami. (author)

Evaluation of Dose: Comparative Effect of Fast Neutrons and other Types of Radiation on the Survival of E. Coli and S. Cerevisiae; Evaluation de la Dose Delivree et Actions Comparees des Neutrons Rapides et d'Autres Radiations sur la Survie de E. Coli et S. Cerevisiae; Otsenka dozy i sravnitel'noe vliyanie bystrykh nejtronov i drugikh vidov izlucheniya na vyzhivaemost' E. Coli i S. Cerevisiae; Evaluacion de la Dosis Suministrada y Comparacion de la Accion de los Neutrones Rapidos sobre la Supervivencia del E. Coli y del S. Cerevisiae con la de Otras Radiaciones

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Arnaud, Y.; Bocquet, C. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

1964-05-15

The EL-3 reactor is equipped with auranium converter by means of which fast neutrons can be obtained. A bank of fission chambers measures the flux and spectral distribution of the fast neutrons. These miniature detectors are placed at various points in the target zone and make possible the experimental evaluation of the absorbed tissue-dose. This apparatus and dosimetric technique can be used to compare the effect of fast neutrons and other types of ionizing radiation (e.g. X-rays) on unicellular organisms. The authors study the percentage of survivals and the frequency of a mutation in Saccharomyces cerevisiae. The survival curve for Escherichia coli is also determined for X-rays and neutrons. It is found that the RBE's of these various types of radiation depend not only on the species and the biological criterion adopted, but also on the irradiation dose-level at which the comparison is made. These experiments show the RBE to be also a function of dose. The effects of fast neutrons and X-rays are often brought about by differing radiobiological processes. It is arbitrary to establish linear relationships between the doses for these various types of radiation. (author) [French] Nous disposons aupres du reacteur EL3 d'un convertisseur a uranium permettant d'obtenir des neutrons rapides. Une batterie de chambres a fission mesure le flux et la repartition spectrale des neutrons rapides. Ces detecteurs miniatures sont places en divers points du volume a irradier et permettent d'evaluer experimentalement la dose absorbee dans les tissus. Ce dispositif et cette dosimetrie nous servent a comparer l'action des neutrons rapides et d'autres radiations ionisantes (X, {gamma}) sur des organismes monocellulaires. Nous etudions ici le pourcentage de survie et la frequence d'une mutation morphologique chez Saccharomyces cerevisiae. La courbe de survie d'Escherichia coli est aussi etablie pour les rayons X et les neutrons. On observe que les effets biologiques relatifs de ces diverses radiations dependent de l'organisme vivant etudie, du critere biologique choisi, mais aussi de la dose d'irradiation avec laquelle on fait la comparaison. L'efficacite biologique relative apparait dans ces experiences comme etant egalement une fonction de la dose. L'action des neutrons rapides et des rayons X releve souvent de processus radiobiologique differents. Il est arbitraire de relier entre elles les doses de ces diverses radiations par des relations lineaires. (author) [Spanish] Junto al reactor EL3 se encuentra un convertidor de uranio que permite obtener neutrones rapidos. Con una bateria de camaras de fision se mide el flujo y la distribucion espectral de los neutrones rapidos. Estos micro- detectores estan colocados en diversos puntos del volumen que se ha de irradiar y permiten evaluar experimentalmente la dosis absorbida en los tejidos. Gracias a este dispositivo y a este sistema de dosimetria, los autores han podido comparar la accion de los neutrones rapidos con las de otras radiaciones ionizantes (rayos X, rayos y) sobre organismos unicelulares. En este trabajo, estudian el porcentaje de supervivencia y la frecuencia de una mutacion morfologica en el Saccharomyces cerevisiae. Tambien han trazado la curva de supervivencia del Escherichia coli, expuesto a rayos X y a neutrones. La observacion de los resultados indica que los efectos biologicos relativos de estas diversas radiaciones dependen del organismo vivo estudiado, del criterio biologico elegido y, ademas, de la dosis de irradiacion con que se realiza la comparacion. Tambien se deduce de estos experimentos que la eficacia biologica relativa es funcion de la dosis. A menudo, la accion de los neutrones rapidos y de los rayos X depende de diferentes procesos radiobiologicos. Seria arbitrario establecer relaciones lineales entre las dosis de dichas radiaciones. (author) [Russian] Na reaktore EL-3 imeetsja uranovyj preobrazovatel, pozvoljajushhij poluchat' bystrye nejtrony. Batareja kamer delenija proizvodit izmerenie potoka i spektral'nogo raspredelenija bystryh nejtronov. Jeti miniatjurnye detektory razmeshhajutsja v razlichnyh tochkah obluchaemogo obrazca i pozvoljajut jeksperimental'no ocenivat' pogloshhaemuju tkanjami dozu. Takaja ustanovka i dozimetrija dali vozmozhnost' sravnit' vlijanie bystryh nejtronov i drugih vidov ionizirujushhego izluchenija (rentgenovy luchi) na odnokletochnye organizmy. Izuchalsja procent vyzhivaemosti i chastota morfologicheskih mutacij u Saccharo- myces cerevisiae. Ustanovlena takzhe krivaja vyzhivaemosti Escherichia coli v otnoshenii rentgenovyh luchej i nejtronov. Otmechaetsja, chto OBJe jetih razlichnyh vidov izluchenija zavisit ot issleduemogo zhivogo organizma, ot izbrannogo biologicheskogo kriterija, a takzhe ot dozy obluchenija, pri kotoroj proizvoditsja sravnenie. V jetih uslovijah OBJe javljaetsja funkciej dozy. Dejstvie bystryh nejtronov i rentgenovyh luchej chasto zavisit ot razlichnyh radiobiologicheskih processov. Bylo by proizvol'no svjazyvat' mezhdu soboj dozy jetih razlichnyh izluchenij linejnymi otnoshenijami. (author)

First Results of a Systematic Study of Internal Contamination Due to Fall-Out; Premiers Resultats d'une Etude Systematique des Contaminations Internes Consecutives aux Retombees Radioactives; 041f 0415 0420 0414 ; Resultados Iniciales de un Estudio Sistematico de las Contaminaciones Internas Debidas a la Precipitacion Radiactiva

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Pellerin, P.; Moroni, J. P.; Remy, M. L. [Travail du Service Central de Protection Contre les Rayonnements Ionisants, Ministere de la Sante Publique, Paris (France)

1964-11-15

organismo humano tendria capital importancia, pero la medicion directa de este isotopo mediante el antropogammametro no puede realizarse cuando se trata de bajas actividades. Por lo tanto, los autores procuraron evaluar el orden de magnitud de dicha carga por dos metodos diferentes: primeramente, el estudio del cesio-137, cuya concentracion en las precipitaciones radiactivas sigue una evolucion sensiblemente paralela al del estroncio-90, permite hallar una primera aproximacion. Ademas, los autores midieron la excrecion urinaria de estroncio-90 en cierto numero de sujetos, con el proposito de deducir asi la carga total o, por lo menos, encontrar un limite superior para la concentracion de dicho isotopo. (author) [Russian] S sentjabrja 1961 goda Central'naja sluzhba zashhity ot ionizirujushhih izluchenij provela svyshe 500 obsledovanij s pomosh'ju schetchika dlja izmerenija radioaktivnosti vsego organizma cheloveka. Mnogie lica obsledovalis' v techenii treh ili shesti mesjacev . Pri jetih obsledovanijah chasto ispol'zovalsja radioanaliz mochi, v celom radiohimicheskomu issledovaniju predshestvovalo sistematicheskoe izuchenie obrazcov mochi s pomosh'ju gamma-spektrometrii.Sravnitel'noe izuchenie rezul'tatov jetih razlichnyh issledovanij pozvoljaet vyjavit' nekotorye fakty, otnosjashhiesja k vnutrennemu zarazheniju v rezul'tate radioaktivnyh vypadenij: 1. Cezij-137 javljaetsja edinstvennym iskustvennym radioizotopom, kotoryj postojanno obnaruzhivalsja pri obsledovanijah s pomoshh'ju schetchika dlja izmerenija aktivnosti vsego organizma. Jevoljucija obshhego srednego soderzhanija izotopa mozhet byt' proslezhena v techenie vsego perioda vremeni, otvedennogo na vse issledovanija. Dopolnitel'no mozhno otmetit' izmenenija, i k tomu zhe obychnye, radioaktivnogo zarazhenija v zavisimosti ot pola. 2. Chto kasaetsja obychno vstrechajushhihsja slabyh aktivnostej, to nam udalos' izuchit' svjaz' mezhdu vydeleniem s mochoj cezija-137 i obshhim soderzhaniem jetogo izotopa v organizme. Rezul

Measurements and Calculations of the Slowing-Down and Migration Time; Mesures et Calcul du Temps de Ralentissement et de Migration; Izmereniya i raschety vremeni zamedleniya i migratsii; Medicion y Calculo del Tiempo de Moderacion y de Migracion

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Profio, A. E.; Koppel, J. U. [General Atomic Division of General Dynamics Corporation, John Jay Hopkins Laboratory for Pure and Applied Science, San Diego, CA (United States); Adamantiades, A. [Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, MA (United States)

1965-08-15

impulsos para observar la atenuacion neutronica de caracter termico) y a las escasas probabilidades de captura. (author) [Russian] Srednee vremja i izmenenie vo vremeni zhizni nejtronov, poluchaemyh ot impul'snogo istochnika, s cel'ju ih zamedlenija i migracii do velichiny energii, ugla i polozhenija, udobnogo dlja nabljudenija, javljajutsja sushhestvennymi kolichestvennymi velichinami vo mnogih jeksperimentah. Srednee vremja javljaetsja popravkoj v izmerenijah nejtronnyh spektrov po metodu vremeni proleta v bol'shih ob{sup e}mah materialov, a izmenenie ogranichivaet maksimal'nuju razreshajushhuju spo- sobnost' takih jeksperimentov. Jeti parametry odinakovo vazhny v detektorah, zavisjashhih ot zamedlenija, v jeksperimentah po vremeni proleta, gde nejtrony s maloj energiej postu- pajut iz zamedlitelja, nahodjashhegosja vblizi pul'sirujushhego istochnika, a takzhe spektrometrii vremeni zamedlenija. Razrabotany razlichnye analiticheskie i cifrovye sposoby dlja vychislenija zavisimosti prostranstvennogo-energeticheskogo-uglovogo i vremennogo raspredelenija ili integralov po nim. Pokazano, chto momenty vremeni Empty-Set {sup (n)} (r, {Omega}, v, t) = {integral}{sub 0}{sup {infinity}}t{sup n} Empty-Set (r, {Omega}, v, t)dt, mozhno vyschitat' putem povtornogo primenenija programmy rascheta dlja stacionarnogo so- stojanija perenosa. Uslovie istochnika dlja vychislenija momenta ''p'' ravno nv{sup -1} Empty-Set {sup (n-1)}. Pri- vodjatsja rezul'taty dlja razmnozhajushhih i nerazmnozhajushih modelej reaktora {sup T}riga{sup .} Dru- gim metodom energeticheskogo rascheta javljaetsja metod vremennoj zavisimosti Monte Karlo. Dajutsja takzhe rezul'taty vychislenija potoka utechki iz tonkoj svincovoj plastiny. Izmerenija provodili na zamedlenii po vremeni po otnosheniju kadmievoj grani i re- zonansa v 1,46 jev indija v vode i toluole. Zahvatnoe gamma-izluchenie detektiruetsja s po- moshh'ju scintilljacionnogo schetchika. Jetot metod trebuet iskljuchitel'no intensivnogo is- tochnika i

Plant Measurement, Sampling and Analysis for Accountancy Purposes with Particular Reference to Separation Plants at Windscale; Mesures, Echantillonnages et Analyses en Usine a des Fins Comptables, Notamment dans les Installations de Separation de Windscale; Izmereniya, vzyatie obraztsov i analizy v tselyakh ucheta na opyte ustanovki razdeleniya radioizotopov v uindskejle; Medicion, Muestreo y Analisis para Fines Contables, Especialmente en las Plantas de Separacion de Windscale

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Davidson, A. S.; Elliott, F.; Powell, R.; Swinburn, K. A. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Windscale and Calder Works, Cumberland (United Kingdom)

1966-02-15

. Vzjatie obrazcov rastvorov v processe dozirovki proizvoditsja s pomoshh'ju trub po otkachke posle polnoj gomogenizacii rastvora. Dlja ''padajushhih'' potokov tam, gde trebuetsja bol'shaja tochnost', byl skonstruirovan probootbornik, berushhij proby nepreryvno, kotoryj ispol'zuetsja na novoj ustanovke pri zagruzke. Sverlenie metallicheskih bolvanok v Und- skejle schitaetsja normal'nym sposobom vzjatija obrazcov, togda kak dlja drugih tverdyh sostojanij metod zakljuchaetsja v gomogenizacii do teh por, poka jeto vozmozhno (naprimer, konusnyj smesitel' V ispol'zuetsja dlja okisi plutonija) i zatem beretsja proba. Chto kasaetsja himicheskih analizov, to trebuemaja ot metoda tochnost' zavisit ot celogo rjada opredelenij v kazhdom otdel'nom periode vychislenija. Tak, bol'shoe kolichestvo analizov trebuetsja dlja chetkogo, no netochnogo metoda. Bolee jekonomichnym mozhet okazat'sja ispol'zovanie gorazdo men'shego kolichestva opredelenij s pomoshh'ju bolee tochnogo metoda. Podrobno obsuzhdajutsja metody opredelenija plutonija, naprimer: a) radiohimija, b) kolorimetricheski ispol'zuemyj toronol, v) otdelenie plutonija v sovokupnosti s EDTA i obratnym titrovaniem izlishnego EDTA, g) titrometrija, d) izotopnoe rastvorenie soprovozhdaemoe mass-spektrometriej i e) differencial'naja spektrometrija. Podrobno obsuzhdajutsja metody opredelenija urana, naprimer: a) gravimetrija kak U308, b) jefirnaja jekstrakcija, soprovozhdaemaja gavimetriej ili kolorimetriej, v) titrometrija, g) izotopnoe rastvorenie, soprovozhdaemoe mass-spektrometriej i d) opredelenie obogashhenija s pomoshh'ju mass-spektrometrii ili spektrografii linejnogo smeshhenija izluchenija. Vmeste so vsemi metodami vychislenij ispol'zujutsja standarty dlja togo, chtoby vesti kachestvennyj kontrol' i pokazat' ljubuju netochnost', kotoraja trebuet ispravlenija. Dajutsja tochnye vykladki vseh metodov i ukazyvajutsja metody, fakticheski ispol'zovavshiesja dlja novoj ustanovki po razdeleniju. (author)

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-10-15

rodean al reactor se habia deteriorado. Esos bloques para altas temperaturas estaban impregnados con boro; se habian dilatado y perdido resistencia. Un analisis detenido puso de manifiesto que el agente aglomerante del grafito habia cedido. Se decidio sustituir todo el grafito, utilizar carburo de boroen vez de boro, sujetar los bloques con dispositivos mecanicos y reducir al minimo la humedad. Modificaciones en el interior del recipiente del reactor. Se realizaron reparaciones y se introdujeron modificaciones en el diseflo a tin de evitar la adherencia de los subconjuntos y el dallo resultante, asi como para prevenir otras fallas del mecanismo de manejo de los elementos combustibles. Para ello, se desmonto el mencionado mecanismo y se extrajo el sodio del recipiente del reactor. Personal especializado que vestia trajes protectores especiales penetro en el interior del recipiente a traves de una esclusa neumatica especial, ya que en el interior del recipiente se mantenia una atmosfera de argon. Modificaciones en los generadores de vapor. Cuando se realizaron loe ensayos hidrostaticos del generador de vapor No. 2, se descubrieron fugas en varias tuberias. Las investigaciones subsiguientes pusieron de manifiesto que esa falla de las tuberias obedecia a un agrietamiento debido a la corrosion bajo tension. Se cambiaron las tuberias del generador No. 2, se eliminaron las tensiones de todas las unidades y se instalo un dispositivo detector de hidrogeno. En diciembre de 1962 el sodio reacciono con el agua en el generador de vapor No. 1. El disco de seguridad instalado en prevision de tal contingencia funciono correctamente. En la actualidad se estan investigando las causas y efectos de esa falla. Terminacion de los ensayos preliminares. A la espera de un permiso de explotacion a baja potencia, se esta terminando el montaje y el programa de ensayos (marzo de 1963). (author) [Russian] Stroitel'stvo atomnoj ehlektrostantsii im. Ehnriko Fermi s reaktorom-razmnozhitelem na bystrykh

Mass-Spectrometric Investigations of Isotopic Exchange Reactions of Gaseous Hydrocarbon Ions; Recherches, par Spectrometrie de Masse, sur les Echanges Isotopiques des Ions d'Hydrocarbures Gazeux; Mass-spektrometricheskie issledovaniya reaktsij izotopnogo obmena ionov gazoobraznogo uglevodoroda; Estudio del Intercambio Isotopico de Iones Hidrocarburo Gaseosos por Espectrometria de Masas

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Wexler, S. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

1965-10-15

componente opuesto agregado, no deben diferir en mas de un orden de magnitud de las velocidades correspondientes a las respectivas reacciones competitivas CH{sub 3}{sup +} + CH{sub 4} -> C{sub 2}H{sub 5}{sup +} + H{sub 2}; D{sub 2}{sup +} + D{sub 2} --> D{sub 3}{sup +} + D para las cuales se han medido secciones de 27 x 10{sup -16} y 56 x 10{sup -16} cm{sup 2}/molecula, respectivamente. Estas secciones corresponden a constantes de velocidad muy elevadas, a saber de 9.9 x 10{sup -10} y 4.0 x 10{sup -9} cm{sup 3} molecula. Los iones metilo isotopicamente enriquecidos tambien deben reaccionar muy rapidamente con D{sub 2}y/o CH{sub 4}, para formar la especie marcada C{sub 2}H{sub 5}{sup +}. (author) [Russian] Ispol'zovalis' metody mass-spektrometrii ''vysokogo davlenija'' dlja izuchenija obmena izotopov vodoroda v uglesoderzhashhih produktah iono-molekuljarnyh reakcij. Sravnenie polozhitel'no zarjazhennyh spektrov H{sub 2} + CH{sub 4}, D{sub 2} + CH{sub 4} i smesej T{sub 2} + CH{sub 4} so spektrami otdel'nyh komponentov, nabljudaemyh pri davlenii istochnikov priblizitel'no v 0,1 sm rtutnogo stolba, pokazalo, chto CHJ i pervichnye iony molekuljarnogo vodoroda bystro vstupajut v reakciju s drugimi komponentami gazovoj smesi, chtoby sozdat' v rezul'tate posledovatel'nyh reakcij vtorichnye i tretichnye ionnye vidy, v kotoryh proishodit shirokij obmen izotopami vodoroda. Kogda dobavljaetsja metan k D{sub 2}, glavnye vidy dejterija D{sub 2}{sup +} i D{sub 3}{sup +} pochti polnost'ju gasjatsja i obrazujutsja C{sub 2}H{sub 4}D{sup +}, C{sub 2}H{sub 3}D{sub 2}{sup +} and C{sub 2}H{sub 2}D{sub 3}{sup +} s vysokim vyhodom. Vidno takzhe, kak ion CH{sub 3}{sup +} bystro reagiruet s molekulami D{sub 2}, chtoby obrazovat' te zhe samye vidy dejterizovannogo jetila. Analogichnye vyvody sdelany v rezul'tate izuchenija sistem T{sub 2} - CH{sub 4}. Nabljudenija za smesjami H{sub 2} + CH{sub 4} podtverdili, chto produkty dejterija i tritija javljajutsja ionami tipa C{sub 2}H{sub 5}{sup +} s odnim