WorldWideScience

Sample records for yader transuranovykh ehlementov

  1. Distribution and removal of transuranic elements and cerium deposited by the inhalation route; Distribution et elimination des transuraniens et du cerium deposes par l'intermediaire des voies respiratoires; Raspredelenie transuranovykh ehlementov i tseriya, otkladyvayushchikhsya v rezul'tate vdykhaniya i ikh udalenie; Distribucion y eliminacion de elementos transuranicos y de cerio depositados por inhalacion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bair, W. J.; Tombropoulos, E. G.; Park, J. F. [Hanford Atomic Products Operation, General Electric Company, Richland, WA (United States)

    1963-02-15

    Tissue distribution and excretion of inhaled radioactive isotopes varied with the chemical form and the particle size of the aerosols. In dogs, 30 d after inhalation of plutonium nitrate, 70% of the body burden was in the lungs, 10% in liver, and 15% in the skeleton. After inhalation of P{sup 239} O{sub 2} aerosols with a Count Median Diameter (CMD) of 0.12{mu}m, 71% of the body burden was in the lungs, 3% in the bronchial lymph nodes, 4.4% in muscle, 1.3% in skeleton, and 20% was uniformly distributed throughout all remaining tissues. After inhalation of P{sup 239} O{sub 2} aerosols with CMD's of 0.3 to 0.6 {mu}m; the lungs contained 98%, the bronchial lymph nodes about 1% and all other tissues the remaining one per cent. These data and the analysis of urine and faeces defined the relative importance of the three routes by which inhaled radioactive isotopes were cleared from the lung, e.g. movement up the trachea by ciliary action followed by excretion in the faeces, transport across the alveolar membrane and redistribution in other tissue with gradual excretion in urine and transport to the bronchial lymph nodes which accumulate inhaled insoluble materials. Therapy agents were tested that would be expected to increase the clearance of radioactive isotopes from the lung by routes which would avoid accumulation in other, perhaps more radiosensitive tissues. These include chelating agents, wetting agents, irritants, sympathomimetic, parasympathomimetic, parasympatholytic and antihistamine drugs. Diethylenetriamine-pentaacetic acid (DTPA), a chelating agent, administered by aerosols or intraperitoneally caused rapid transport of Ce{sup 144} -Pr{sup 144} from the lung and from the body via urinary excretion. One month after exposure to Ce{sup 144} O{sub 2} treated rats and dogs retained less than 10% of the Ce{sup 144} -Pr{sup 144} levels of untreated animals. (author) [French] La distribution dans les tissus et l'excretion des radioisotopes inhales varient selon la forme chimique et les dimensions des particules des aerosols. Chez les chiens, 30 jours apres inhalation de nitrate de plutonium, 70% de la charge corporelle se trouvaient dans les poumons, 10% dans le foie et 15% dans le squelette. Apres inhalation d'aerosols de {sup 239}PuO{sub 2} ayant un diametre moyen de 0,12 {mu}, 71% de la charge corporelle se trouvaient dans les poumons, 3% dans les ganglions lymphatiques des bronches, 4,4% dans les muscles et 1,3% dans le squelette, tandis que 20% etaient distribues d'une maniere uniforme dans tous les autres tissus. Apres inhalation d'aerosols de {sup 239}PuO{sub 2} ayant un diametre moyen compris entre 0,3 et 0,6 {mu}, 98% etaient contenus dans les poumons, 1% environ dans les ganglions lymphatiques des bronches et 1% dans tous les autres tissus. Ces donnees ainsi que l'analyse de l'urine et des feces ont permis de definir l'importance relative des trois voies par lesquelles les radioisotopes inhales etaient evacues des poumons : mouvement ascendant dans la trachee par action ciliaire suivie d'excretion dans les feces, transporta travers la membrane alveolaire avec redistribution dans d'autres tissus et excretion graduelle dans l'urine, transfert aux ganglions lymphatiques des bronches ou sont accumulees les matieres insolubles inhalees. On a etudie divers agents therapeutiques qui pourraient favoriser l'evacuation des radioisotopes contenus dans les poumons par des voies qui eviteraient leur accumulation dans d'autres tissus, peut-etre plus radiosensibles. Parmi ces agents, il convient de citer les agents de chelation et d' humidification, les irritants, les sympathicomimetiques, les parasympathicomimetiques, les parasympathicolytiques et les antihistamines. L'acide diethylene-triamine penta-acetique (agent de chelation) administre en aerosols ou par voie intraperitoneale a rapidement elim ine, par excretion urinaire, le {sup 144}Ce-{sup 144}Pr des poumons et de l'organisme tout entier. Un mois apres avoir ete exposes a {sup 144}CeO{sub 2}, des rats et des chiens retenaient moins de 10% des doses de {sup 144}Ce-{sup 144}Pr relevees chez des animaux non exposes. (author) [Spanish] La distribucion tisular y la excrecion de los isotopos radiactivos inhalados varian segun el estado qufmico y el tamafio de las particulas de los aerosoles. En estudios efectuados con perros, 30 dfas despues de la inhalacion de nitrato de plutonio, el 70% de la cantidad de sustancia radiactiva contenida en el organismo se deposita en los pulmones, el 10% en el hfgado y el 15% en el esqueleto. Despues de la inhalacion de aerosoles de {sup 239}PuO{sub 2}, con un diametro medio de particulas (DMP) de 0,12 {mu}, el 71% de la sustancia radi- activa contenida en el organismo se deposita en los pulmones, el 3% en los ganglios linfaticos bronquiales, el 4,4% en los musculos, el 1,3% en el esqueleto, en tanto que el 20% se distribuye uniformemente en los tejidos restantes. Despues de la inhalacion de aerosoles de {sup 239}PuO{sub 2} con un DMP de 0,3 a 0,6 {mu}, los pulmones contienen el 98%, los ganglios linfaticos bronquiales el 1%, aproximadamente, y los demas tejidos el 1% restante. Estos datos y los resultados del analisis de la orina y de las heces indican la importancia relativa de las tres vias de eliminacion de los isotopos radiactivos que se depositan por inhalacion en los pulmones, esto es, ascension por la traquea como resultado de la accion ciliar, seguida de excrecion por las heces, paso a traves de la membrana alveolar y redistribucion en otros tejidos con excrecion gradual por la orina y deposito en los ganglios linfaticos bronquiales que acumulan las sustancias inhaladas insolubles. Se han ensayado agentes terapeuticos que se juzgo favorecerian la eliminacion de los radioisotopos depositados en los pulmones por vias que impidiesen la acumulacion en otros tejidos, tal vez mas radiosensibles. Se han utilizado en particular agentes de quelacion, agentes humectantes, irritantes y preparados simpatomimeticos, parasimpatominmeticos, parasiinpatoliticos y antihistamfnicos. El agente de quelacion, acido dietilentriaminopentaacetico.administ'rado en forma de aerosol o por via intraperitoneal elimina rapidamente el {sup 144}Ce-{sup 144}Pr de los pulmones y del organismo por excrecion urinaria. Un mes despues de ser expuestos a la accion del {sup 144}CeO{sub 2}, las ratas y perros tratados retienen una cantidad de {sup 144}Ce-{sup 144}Pr inferior al 10% de la retenida por los animales no tratados. (author) [Russian] Raspredelenie v tkanyakh i vydelenie vdykhaemykh radioaktivnykh izotopov menyaetsya vmeste s khimicheskoj formoj i razmerom chastits aehrozolej. U sobak cherez tridtsat' dnej posle vdykhaniya 70% nitrata plutoniya bylo obnaruzheno v legkikh, 10% - v, pecheni i 15% - v kostyakh skeleta. Posle vdykhaniya aehrozolya P{sup 239} O{sub 2} s vyschityvaemym srednim diametrom chastits (VSD), ravnym 0,12 mikron, 71% ehtogo veshchestva v organizme bylo skontsentrirovano v legkikh, 3% - v bronkhial'nykh limfaticheskikh uzlakh, 4,4% - v myshtsakh, 1,3% - v kostyakh skeleta i 20% bylo ravnomerno raspredeleno v ostal'nykh tkanyakh. Posle vdykhaniya aehrozolya P{sup 239} O{sub 2} s VSD chastits v intervale 0,3 - 0,6 mikron v legkikh soderzhalos' 98% veshchestva, v bronkhial'nykh limfaticheskikh uzlakh - okolo 1% i v ostal'nykh tkanyakh - 1%. Ehti dannye i issledovaniya mochi i isprazhnenij ukazyvayut na otnositel'nuyu vazhnost' trekh putej, po kotorym vdykhaemye radioaktivnye izotopy vyvodilis' iz legkikh, a imenno cherez trakheyu v rezul'tate dvizheniya resnichen s posledueshchem vydeleniem s isprazhneniyami, cherez al'veolyarnuyu membranu i pereraspredelenie v drugikh lgkanyakh s postepennym vydeleniem s mochoj i, nakonets, putem peremeshcheniya v bronkhial'nye limfaticheskie uzly, kotorye nakoplyayut vdykhaemye nerastvorimye veshchestva. Byli oprobovany terapevticheskie sredstva, kotorye, kak mozhno bylo ozhidat', povyshayut ochishchenie legkikh ot radioaktivnykh izotopov takimi putyami, pri kotorykh mozhno bylo by izbezhat'nakopleniya v drugikh, veroyatno, bolee radiochuvstvitel'nykh tkanyakh. Syuda vklyuchayutsya kompleksoobrazuyushchie reagenty, veshchestva, uvelichivayushchie sekretsiyu s,lizi, razdrazhayushchie, simpatomimeticheskie, parasimpatomimeticheskie, para-simpatoliticheskie i antigistaminnye preparaty. Diehtilentriaminopentauksusnaya kislota (DTPK), kompleksoobrazuyushchee veshchestvo, vvodimoe v vide aehrozolya ili vnutribryupshnno, vyzyvalo bystroe vyvedenie Ce{sup 144} -Pr{sup 144} iz legkikh i iz organizma s mochoj. U krys i sobak, poluchavshikh DTPK, cherez mesyats posle vvedeniya Ce{sup 144}O{sub 2} v organizme ostavalos' men'she 10% ot urovnya Ce{sup 144} -Pr{sup 144} u kontrol'nykh zhivotnykh, ne poduchavshikh DTPK. (author)

  2. Quasiparticles and Nuclear Vibrational States; Kvazichastitsy i vibratsionnye sostoyaniya yader

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sorensen, R. A. [Carnegie-Mellon University, Pittsburgh, PA (United States)

    1968-12-15

    The level structure associated with various nuclear vibrations is described. It is shown how these vibrations are described in terms of particle or quasi - particle excitations by means of the harmonic random phase approximation. Vibrations corresponding to different modes of excitation are compared. Motions corresponding to the enhancement of three different simple operators are considered: (a) the E2 one-body operator, (b) the operator causing the removal or addition of a like, zero-coupled pair of nucleons from the nucleus, and (c) the operator for allowed beta decay which changes one proton to a neutron or one neutron to a proton. (author) [Russian] Da etsja opisanie str u ktu ry urovnej, svjazannyh s razlichnymi jadernymi kolebanijami. Pokazano, kak takie vibracii mogut byt' opisany s pomoshh'ju chastichnyh i kvazichastichnyh vozbuzhdenij v garmonicheskom priblizhenii metoda sluchajnyhfaz. Sravnivajutsja kolebanija, sootvetstvujushhie razlichnym tipam vozbuzhdenij. R assm atrivaju tsja dvizhenija, sootvetstvujushhie uvelicheniju trehraz lichnyh prostyh operatorov: a) odnochastichnyj operator E2-perehoda, v) operator pogloshhenija ili porozhdenija sparennyh nuklonov s nulevym momentom, s) operator razreshennogo /3-raspada, zamenjajushhij proton na nejtron ili nejtron na proton. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

    destinados al reactor de alta temperatura refrigerado por gas de la Brown-Boveri/Krupp Reaktorbau GmbH, se investigaron y desarrollaron dos conceptos de elemento combustible. El elemento consiste en ambos casos en una esfera de grafito de 6 cm de diametro que encierra una pastilla cilindrica de combustible de unos 20 mm de diametro y 16 mm de altura. La diferencia entre ambos conceptos estriba en el tipo de combustible y en la forma de preparar las esferas de grafito. En el primero, el combustible se prepara mezclando U{sub 3}O{sub 8} y grafito, prensando esta mezcla en pastillas y haciendo que ambos componentes reaccionen en un horno al vacio a 1800{sup o}C. La razon atomica U : C es 1:45. Como este tipo de pastilla combustible no retiene cuantitativamente los productos de fision, fue necesario impregnar la esfera de grafito para hacerla impermeable y mejorar su poder de retencion. De este modo, se lograron permeabilidades del orden de 10{sup -6}cm{sup 2}/s . Con arreglo al segundo concepto, el combustible consiste en una solucion solida de UC en ZrC recubierta de una capa de ZrC. La razon molar UC : ZrC asciende a 1 : 20. La pastilla combustible se preparo del modo siguiente: se mezclaron UO{sub 2}, ZrO{sub 2} y grafito y se prensaron en pastillas que se hicieron reaccionar para obtener los carburos, que a su vez se trituraron en un molino de bolas, para volver a prensarse a 2000{sup o}C. De este modo, se alcanzaron densidades superiores al 95% del valor teorico. La memoria describe en detalle la preparacion y algunas de las propiedades fisicas de las pastillas combustibles. Se espera que este tipo de combustible retenga suficientemente los gases de fision y permita el empleo de esferas de grafito no impregnadas. La memoria examina tambien otras ventajas de esos combustibles. [Russian] V svyazi s rabotami po sovershenstvovaniyu seplovydelyayushchikh ehlementov dlya vysokotemperaturnogo reaktora s gazovym okhlazhdeniem ''Obshchestvom stroitel'stva reaktorov Braun- Boveri

  4. Gas-flow detector for uranium contamination on finned-can surface of a reactor fuel; Detecteur a courant gazeux pour deceler la contamination en uranium des nervures des gaines de combustible nucleaire; Gazopotochnyj detektor zagryazneniya uranom rebristoj poverkhnosti obolochki reaktornykh teplovydelyayushchikh ehlementov; Detector de flujo gaseoso para medir la contaminacion de uranio en la superficie de la vaina de aletas de los elementos combustibles para reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Miwa, H; Shiojiri, T; Maeda, Y [Kobe Kogyo Corporation, Okubo, Akashi, Hyogo (Japan)

    1962-04-15

    colectores y el catodo sirve de camara de multiplicacion gaseosa, al igual que en un contador proporcional ordinario. Cada resistencia de 50 k{Omega} separa la capacidad parasita del respectivo colector de las de los otros. La salida del detector se acopla a un amplificador de corriente de baja impedancia de entrada. Esa baja impedancia de entrada tambien contribuye a reducir el efecto nocivo de la capacidad parasita de los circuitos de entrada. Asi se obtiene una relacion senal/ruido conveniente y se facilita una deteccion de particulas alfa con buena sensibilidad. Antes de efectuar una medida se empieza por hacer el vacio en el contador mediante una bomba rotativa y luego se introduce el gas (argon = 90%, metano = 10%). Usando este nuevo equipo, los autores han logrado detectar con exito las particulas alfa emitidas por una contaminacion de 1 x 10{sup -5}g de uranio natural sobre la superficie de una vaina de aletas en un elemento combustible para reactor tipo Calder Hall y de ahora en adelante todos los elementos combustibles destinados al reactor JRR-3 se habran de inspeccionar con el contador descrito. (author) [Russian] EHtot gazopotochnyj detektor predstavlyaet soboyu setochnyj proportsional'nyj schetchik, spetsial'no skonstruirovannyj dlya obnaruzheniya zagryazneniya uranom rebristoj poverkhnosti obolochki reaktornykh teplovydelyayushchikh ehlementov. Obychnyj proportsional'nyj schetchik, sostoyashchij lish' iz katoda i kollektora, vryad li mozhet obnaruzhivat' al'fa-chastitsy, ispuskaemye uranom, zagryaznyayushchim nerovnuyu poverkhnost', kak, naprimer, rebra obolochki reaktornykh teplovydelyayushchikh ehlementov, tak kak ehlektricheskoe pole vblizi takoj poverkhnosti teryaet svoyu odnorodnost'. Po ehtim soobrazheniyam my postroili setochnyj proportsional'nyj schetchik. Ehtot schetchik sostoit iz toplivnogo ehlementa, setki, kollektorov i katoda, skonstruirovannogo v forme tsilindra i raspolozhennogo koaksial'no. Toplivnyj ehlement pomeshchaetsya v seredinu setki i

  5. Fabrication and Testing of Prototype APM-Clad UO{sub 2} Fuel Elements; Fabrication et essai de prototypes de cartouches de combustible en bioxyde d'uranium gaine d'aluminium (APM); Izgotovlenie i ispytanie prototipa toplivnykh ehlementov na osnove UO{sub 2} s obolochkoj iz alyuminiya metodom poroshkovoj metallurgii; Elaboracion y ensayo de elementos combustibles prototipo de UO{sub 2} con revestimiento de aluminio sinterizado

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ballif, III, J. L.; Friske, W. H.; Gordon, R. B. [Atomics International, Canoga Park, California (United States)

    1963-11-15

    los elementos combustibles se extrajeron del reactor a raiz de problemas suscitados por el instrumental utilizado para los ensayos. Los tres elementos restantes continuaban en el reactor. Todos los resultados de los experimentos realizados hasta la fecha parecen indicar que el sistema de combustible PMA-UO{sub 2} permitira alcanzar los objetivos fijados para el programa relativo al reactor POPR. (author) [Russian] V podderzhku Programmy prototipov organicheskikh ehnergoreaktorov (POPR) moshchnost'yu 50 mgvt (ehl.) byla provedena obshirnaya rabota po razrabotke poroshkovoj metallurgiej alyuminievykh materialov (APM) v kachestve obolochek dlya topliva iz UO{sub 2} . Kak chast' ehtoj raboty byli issledovany ehvteticheskoe soedinenie, svarke v styk oplavleniem i kholodnaya svarka. Kolduehlla pod davleniem kak metody dlya soedineniya stykov pri sborke toplivnykh ehlementov. Vibratsionnoe uplotnenie izuchalos' kak sredstvo zapolneniya trubok APM dvuokis'yu urana. Opyty vne reaktora provodilis' dlya.ogo, chtoby poluchit' informatsiyu o svomestimosti APM - UO{sub 2} . Ehta rabota pokazala, chto pri sushchestvuyushchikh usloviyakh ehvteticheskoe soedinenie yavlyaetsya naibolee podkhodyashchim sposobom dlya soedineniya stykov; vibratsionnoe uplotnenie davalo plotnost' topliva v predelakh ot 80 do 88% teoreticheskoj plotnosti, i ne nablyudalos' vzaimodejstvie APM -UO{sub 2} v diapazone ehkspluatatsionnykh temperatur POPR (temperatura poverkhnosti razdela toplivo - obolochka maksimum 850{sup o}F). V rezul'tate ehtoj raboty bylo izgotovleno 5 prototipov UO{sub 2}-APM toplivnykh ehlementov s tsel'yu ispytaniya na opytnom reaktore s organicheskim zamedlitelem. Kazhdyj ehlement sostoyal iz 24 ili 25 toplivnykh sterzhnej v obolochke iz APM i sgruppirovannykh v sistemu 5 x 5 v stal'noj korobke, pokrytoj nikelem, ili toplivnoj korobke ieh APM. Dlya togo, chtoby uvelichit' poverkhnost' ehlementa i tem samym znachitel'no uluchshit' teploperedachu, izgotovlennaya ehkstruziej obolochka ieh

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

    de nucleos de cermets constituidos por placas con las particulas uniformemente distribuidas en la matriz de acero inoxidable, asi como procedimientos para unir las placas de combustible por laminacion en caliente. Se ha estudiado la laminacion a temperaturas de hasta 1300{sup o}C, utilizando deformaciones totales del orden del 40 al 90%, para determinar las condiciones optimas de produccion de nucleos de elevada densidad y obtener una union satisfactocia entre los componentes de las placas, con fragmentacion y estiraje minimos de las particulas de UO{sub 2} . Tambien se describe la fabricacion de grandes placas de combustible utilizando materiales polinucleares que se unen por laminacion en caliente. Se facilitan datos sobre las propiedades mecanicas de cermets de UO{sub 2} y acero inoxidable de 30, 40 y 50% en volumen, elaborados como se ha indicado y ensayados tal como quedan despues de laminarlos, y despues de someterlos a recocido a diversas temperaturas que alcanzaron hasta 700{sup o}C, utilizando probetas tomadas transversal y longitudinalmente con respecto a la direccion de laminado. Se examina la influencia del tamaflo y uniformidad de la distribucion de las esferas de UO{sub 2} en la estabilidad de las propiedades mecanicas. Tambien se evalua la solidez de la union entre el nucleo y el revestimiento de cermets del mismo tipo, en identico intervalo de temperaturas. Asimismo, se incluyen los resultados de los ensayos de ciclado termico efectuados entre 50 y 800{sup o}C con objeto de estudiar los efectos en la estructura del cermet y en la estabilidad de la union, despues de 100, 500 y 1000 ciclos. (author) [Russian] Daetsya opisanie protsessov izgotovleniya toplivnykh ehlementov plastinchatogo tipa iz UO{sub 2} i nerzhaveyushchej stali, soderzhashchikh do 50 ob% UO{sub 2}. Opisyvaetsya izgotovlenie ochen' plotnykh spekshikhsya sharoobraznykh chastits iz UO{sub 2} v intervale razmerov ot 100 do 500, a takzhe pressovanie i spekanie kermetnykh plastinchatykh

  7. Method of obtaining concentrated preparations of Cl{sup 36} and Br{sup 82} by recoil nuclei under exposure to high-density neutron fields; Preparation de composes du chlore-36 et du brome-82 de haute activite specifique, par exposition de noyaux de recul a des champs neutroniques intenses; Poluchenie kontsentrirovannykh preparatov Cl{sup 36} i Br{sup 82} metodom yader otdachi pri obluchenii v nejtronnykh polyakh vysokoj plotnosti; Obtencion de compuestos de cloro-36 y de bromo-82 de alta actividad especifica por retroceso de nucleos en campos neutronicos intensos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kurchatova, L N; Kurchatov, B V

    1962-01-15

    resultado de la superposicion de toda una serie de procesos : formacion de atomos de cloro radiactivo, separacion radiolitica del haluro, difusion de los productos obtenidos en la red cristalina del carbono, su sorcion en la superficie y su recombinacion en distintos centros. La extraordinaria variedad de condiciones en que se forman e interaccionan los productos de irradiacion con el esqueleto carbonico y su superficie depende de un gran numero de factores, a saber : la estructura ultramicroscopica, la naturaleza de los nuevos compuestos, que estan relacionados con el tipo de compuestos superficiales, la existencia en la superficie del carbono de centros con un espectro continuo de energia de sorcion, la probable formacion de diversos centros estacionarios de recombinacion por irradiacion del carbono, etc. Por ello, las tecnicas utilizadas ofrecen la posibilidad de realizar una gran variedad de experimentos a fin de establecer las condiciones optimas de enriquecimiento. (author) [Russian] Klassicheskij metod polucheniya kontsentrirovannykh radioaktivnykh preparatov Stsilarda-CHalmersa obychno rassmatrivaetsya kak malo ehffektivnyj pri ispol'zovanii bol'shikh integral'nykh potokov nejtronov iz-za znachitel'nogo razlozheniya obluchaemogo soedineniya pod dejstviem radiatsii. Avtorami najdeny soedineniya broma i khlora s uglerodom, pozvolyayushchie poluchat' sushchestvennoe obogashchenie radioaktivnymi izotopami khlora i broma metodom yader otdachi pri obluchenii v nejtronnykh potokakh poryadka 10{sup 13} nejtr./sek-cm{sup 2}. EHti soedineniya otvechayut formule C{sub n}X, gde X-Cl ili Br, N = 10 + 20 dlya soedineniya khlora i 25 + 70 -dlya soedinenij broma. Oni dostatochno ustojchivy termicheski i khimicheski. Soedinenie sostava C{sub 30}Br vyderzhivaet nagrevanie do 300{sup o}C v atmosfere argona bez otshchepleniya broma; ono razlagaetsya polnost'yu pri temperature 600{sup o}C. Ukazannoe soedinenie broma s uglerodom prakticheski ustojchivo k vozdejstviyu vodnykh rastvorov

  8. Decay schemes of the radioactive nuclei A = 225 to 229. Skhemy raspada radioaktivnykh yader A = 225 - 229

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dzhelepov, B S; Ivanov, R B; Mikhailova, M A

    1976-01-01

    This monograph is devoted to properties of atomic nuclei with mass numbers A = 225 to 229. The book collects and systematizes all of the experimental data characterizing properties of radioactive isotopes: information concerning masses of nuclei, magnetic and electric moments, lifetimes of nuclear states, the most reliable information on characteristics of radiations, quantum characteristics of levels and other properties of the studied nuclei. On basis of a critical analysis of the totality of information, decay schemes of radioactive nuclei with mass numbers A = 225 to 229 were constructed, as well as the series of excited states of the isotopes which lie in this region of nuclei.

  9. Interactions of {sub 82}Pb{sup 208} nuclei with energy 158 GeV per nucleon with photoemulsion nuclei; Vzaimodejstviya yader {sub 82}Pb{sup 208} s ehnergiej 158 Gev na nuklon s yadrami fotoehmul'sii

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Adamovich, M I; Andreeva, N P; Bubnov, V I; Gajtinov, A Sh; Kanygina, Eh K; Musaeva, A K; Sejtimbetov, A M; Skorobagatova, V I; Filippova, L N; Chasnikov, I Ya [Fiziko-tekhnicheskij Inst. Ministerstava Nauki i Vysscego Obrazovaniya Respubliki Kazakhstan, Almaty (Kazakhstan)

    1999-07-01

    In this report there are experimental data on {sub 82}Pb{sup 208} nuclei (158 GeV) interaction with photoemulsion nuclei. The said data are compared to the similar ones for {sub 79}Au{sup 197} nuclei with less energy (10,7 A GeV). Stack of nuclear emulsion was irradiated with the beam of nuclei {sub 82}Pb{sup 208} at SPS of CERN. Events search was done along the primary nucleus trace. Pb nucleus average path length happened to be {lambda}=(3,8{+-}0,1) cm, this virtually coincides with the one calculated by Brandt and Peters formula (3,9 cm). Secondary particles were identified into s (storm), g (knock-on protons) and b- particles (target nucleus fragments), as well as into nucleus-bullet fragments with different charges (Z=1,2,{>=}3). This allowed obtaining event distribution by multiplicity of these particles (n{sub s}, n{sub g}, n{sub b}) and fragments (n{sub z=1,2,{>=}}{sub 3}), calculation of average values by multiplicity (see table), finding correlation of characteristics. >From the table it's clear that when the energy increases increases 2,5 times where as insignificantly decreases and doesn't change.

  10. Automatic Inspection of Co-Laminated Elements; Controle Automatique d'Elements Colamines; Avtomaticheskij kontrol' ul'trazvukom sovmestno prokatannykh ehlementov; Metodo para la Verificacion Automatica de Elementos Colaminados

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Destribats, Marie-Therese [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France); Dory, J. [Realisations Ultrasoniques Meaux (S. et M.) (France)

    1965-09-15

    The paper describes an automatic device for the ultrasonic inspection of co-laminated fuel element claddings. The elements are placed in a stainless steel tank filled with water and are carried under the ultrasonic beam by rollers. An auxiliary reflector makes it possible to use the same transducer for both emission and reception. The plates are scanned by six transducers fixed around the edge of a rotating disc, each transducer being brought into action every one-sixth turn by relays triggered by magnetized sectors, so that the ultrasonic pencil traces a series of linked arcs on the surface of the plate. The amount of energy passing through the plate is measured accurately at each point. The measured value is fed into a special recorder which traces a full-scale image of the element inspected (the instrument uses ordinary paper and records by means of carbon papery. Flaws appear as dark patches on the recording. The apparatus can operate either at all-or-nothing response with a pre-determined marking threshold, or at half-tone response. The transducers, which work on a variable frequency between 3 and 15 MHz, are excited by short pulses; they are of barium titanate and 3 mm in diam. The scanning track can be varied from 0.3 to 0.6 mm,, with a linear speed of 5-20 mm/s. The apparatus can accept elements of the following maximum dimensions: width - 150 mm, length - 2000 mm, thickness - 25 mm. Trials already carried out have disclosed unbonded areas of 0.5 mm diam. in elements 2 mm thick. (author) [French] Les auteurs decrivent un appareillage automatique destine a verifier, par une methode ultrasonore, la qualite du gainage des elements colamines. Ces elements, immerges dans une cuve en acier inoxydable remplie d'eau et entraines par des rouleaux, defilent sous le faisceau ultrasonore. Un reflecteur auxiliaire permet d'utiliser le meme traducteur pour remission et la reception. L'exploration des plaques est realisee par six traducteurs situes a la peripherie d'un disque rotatif. Chaque traducteur est mis en service tous les 1/6 de tour par l'intermediaire de relais commandes par des secteurs aimantes. De la sorte, le pinceau ultrasonore decrit sur la surface de la plaque une serie d'arcs de cercle jointifs. La quantite d'energie transmise a travers la plaque est mesuree avec precision en chaque point. Le resultat de la mesure est applique a un enregistreur special qui donne une reproduction en vraie grandeur de l'element examine (le papier de l'enregistreur est de type ordinaire; l'inscription s'effectue au moyen de papier carbone). Sur l'enregistrement obtenu, les defauts apparaissent sous forme de taches foncees. L'appareillage peut fonctionner, soit en tout ou rien avec un seuil de marquage predetermine, soit en demi-teintes. Les traducteurs, dont la frequence peut varier de 3 a 15 MHz, sont excites par des impulsions breves. Les traducteurs utilisies, en titanate de baryum, ont un diametre de 3 mm. Le pas d'exploration est variable de 0,3 a 0,6 mm, la vitesse lineaire etant de 5 a 20 mm par seconde. L'ensemble peut recevoir des elements ayant les dimensions maximales suivantes: largeur 150 mm, longueur 2000 mm, epaisseur 25 mm. Les essais effectues jusqu'a ce jour ont permis de determiner des zones decollees de 0,5mm diametre dans de elements de 2 mm d'epaisseur. (author) [Spanish] Se describe en esta memoria un aparato automatico destinado a verificar, por un metodo ultrasoniso, la calidad de las vainas fabricadas con elementos colaminados. Estos elementos movidos por rodillos pasan bajo el haz ultrasonico sumergidos en una cuba de acero inoxidable llena de agua. Un reflector auxiliar permite utilizar los mismos transductores para la emision y la recepcion. La exploracion de las placas se lleva a cabo mediante seis transductores dispuestos en la periferia de un disco rotativo. Los transductores entran en funcion uno tras otro, cada 1/6 de vuelta, por intermedio de un sistema reles accionados por sectores imanados. De esta manera, el haz ultrasonico describe sobre la superficie de la placa una serie de arcos de circunferencia tangentes entre sf. La cantidad de energia transmitida a traves de la placa se mide con precision en cada punto y el resultado de la determinacion se aplica a un registrador especial que reproduce a tramano natural el elemento inspeccionado (el papel del registrador es de tipo corriente y la inscripcion se realiza mediante papel carbonico). En el registro asf obtenido, los defectos aparecen en forma de manchas oscuras. El aparato puede trabajar como 'todo o nada' con umbral de registro predeterminado, o bien hacerlo con tintes intermedios. Los transductores, cuya frecuencia puede variar de 3 a 15 MHz, se excitan mediante impulsos breves. Los transductores utilizados son de titanato de bario y tienen un diametro de 3 mm. El paso de exploracion puede de 0,3 a 0,6 mm y la velocidad lineal est comprendida entre 5 y 20 mm/s. El conjunto puede admitir elementos de las siguientes dimensiones maximas: longitud 2 000 mm, ancho. 150 mm, espesor 25 mm. Los ensayos realizados hasta la fecha han permitido determinar zonas despegadas de 0,5 mm de diametro, en elementos de 2 mm de espesor. (author) [Russian] Daetsja opisanie avtomaticheskogo ustrojstva dlja proverki ul'trazvukovym metodom kachestva germetizacii sovmestno prokatannyh jelementov. Issledovanie plastinok osushhestvljaetsja s pomoshh'ju shesti preobrazovatelej, raspolozhennyh na periferii vrashhajushhegosja diska. Kazhdyj preobrazovatel' privoditsja v dejstvie v l/b kruga s pomoshh'ju rele,upravljaemogo magnitnymi sektorami. Pri jetom ul'trazvukovoj luch vypisyvaet na poverhnosti plastinki seriju soedinjajushhih dug okruzhnosti. Kolichestvo peredavaemoj cherez plastinku jenergii tochno izmerjaetsja v kazhdom punkte. Rezul'tat izmerenija zadaetsja special'nomu registratoru, kotoryj vosproizvodit natural'nuju velichinu izuchaemogo jelementa na bumage obychnogo tipa (nanesenie teksta osushhestvljaetsja cherez kopiroval'nuju bumagu). Na poluchennoj takim obrazom zjopisi defekty vystupajut v vide temnyh pjaten. Ustrojstvo mozhet rabotat' s pomoshh'ju rychaga otmykanija pri zaranee zadannom markirovochnom poroge, libo na polutenjah. Preobrazovateli, chastota kotoryh mozhet kolebat'sja ot 3 do 15 Mgc, vozbuzhdajutsja korotkimi impul'sami. Primenjaemye preobrazovateli na titanate barija imejut diametr 3 mm. Shag razvertki sostavljaet 0,3 - 0,6 mm, a linejnaja skorost' -5 - 20 mm/sek. Ustrojstvo mozhet izuchat' jelementy sledujushhih maksimal'nyh razmerov: shirina - 150, dlina - 2000 i tolshhina - 25 mm. Provedennye do sih por opyty pozvolili ustanovit' otsloennye uchastki diametrom 0,5 mm v jelementah s tolshhinoj 2 mm. (author)

  11. Preparation and physical properties of rare earth, alkaline earth, and transition metal ternary chalcogenides; Poluchenie i fizicheskie svojtsva trojnykh khal`kogenidov redkozemel`nykh, shchelochnykh i perekhodnykh ehlementov

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Georgobiani, A N [RAN, Moskva (Russian Federation). Fizicheskij Inst. im. P.N.Lebedeva; Dzhabbarov, R B; Izzatov, B M; Musaeva, N N; Sultanov, F N; Tagiev, B G; Tagiev, O B [Inst. Fiziki im. G.M.Abdullaeva Akademii nauk Azerbajdzhana, Baku (Azerbaijan)

    1997-02-01

    A study was made on current-voltage characteristics, temperature dependences of electric conductivity and currents of thermoinduced depolarization of monocrystals, including EuGa{sub 2}S{sub 4} and (Ga{sub 2}S{sub 3}){sub 1-x}(Eu{sub 2}O{sub 3}){sub x} solid solutions. It is shown that these compounds, activated by europium, cerium, neodymium and other rare earths, manifest effective luminescence under the effect of ultraviolet and X-radiation, as well as under the effect of electron beams and electric field. 13 refs., 7 figs.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

    It is very important to correlate the testing results with the performance in reactor service, as well as to develop non-destructive testing techniques themselves. However, it is rather difficult to obtain these correlations because of high expense and radioactivity. Several kinds of assessments in out-of-pile state were carried out simulating the in-reactor conditions. Some details of these assessments on JRR-3 fuel elements are described. The reactor is a heavy-water moderated and cooled research reactor of 10-MW capacity, with aluminium-clad metallic uranium fuel elements. As the elements have only mechanical bonding between cladding and core, there might be a tensile stress at the end plug as a result of irradiation growth of the uranium core. Thermal cycling will cause a similar stress in the welds. Preferential corrosion by hot water might occur in the vicinity of the welds because of the difference of micro-structure. It is essential to keep leak-tightness during and after the reactor service. Specially designed specimens were used for tensile testing, high-temperature creep testing, thermal cycling and corrosion testing. Many sorts of weld characters were examined non-destructively before the tests and leak-checked at intervals of the tests. Evaluations of these results may be used for the establishment of inspection standards such as X-ray radiography and visual inspection of the end-plug welding. Some other results on Magnox-clad and Zircaloy clad fuel elements will also be described. (author) [French] Il est tres important de mettre en correlation les resultats d'essais et les performances d'un reacteur en service, et d'ameliorer les methodes d'essais non destructifs. Toutefois, cette correlation est souvent difficile S obtenir du fait des depenses elevees necessaires et de difficultes tenant S la radioactivite. Plusieurs sortes d'evaluations ont ete faites hors pile en simulant les conditions en pile. Le memoire donne certains details des evaluations faites pour des elements combustibles du reacteur JRR-3. Il s'agit d'un reacteur de recherche de 10 MW, ralenti et refroidi 3 l'eau lourde, avec des elements combustibles en uranium metallique sous gaine d'aluminium. Comme ces elements n'ont qu'une liaison mecanique entre la gaine et l'ame, il peut exister une contrainte de traction aux bouchons de la gaine sous l'effet du gonflement de l'uranium par suite de l'irradiation. Le traitement thermique provoquera une contrainte analogue dans les soudures. Une corrosion preferentielle provoquee par l'eau chaude peut se produire dans le voisinage des soudures, a cause de la difference de microstructure. Il est essentiel d'assurer l'etancheite pendant et apres l'utilisation dans le reacteur. Des specimens specialement concus ont ete utilises pour les essais d'elasticite, les essais de fluage a haute temperature, les essais thermiques et le controle de la corrosion. Plusieurs sortes de soudures ont fait l'objet d'essais non destructifs avant les controles proprement dits et ont ete verifiees quant a l'etancheite a diverses periodes entre les controles. L'etude critique des resultats obtenus peut permettre de fixer des normes d'inspection, telles que la radiographie par rayons X et l'inspection visuelle des soudures des bouchons. Le memoire donne egalement d'autres resultats pour les elements combustibles avec gaine en Magnox ou en Zircaloy. (author) [Spanish] Es muy importante establecer una correlacion entre los resultados de los ensayos y el rendimiento en los reactores en servicio, asf como perfeccionar los correspondientes metodos de ensayo no destructivo. Ahora bien, resulta algo diffcil lograr la correlacion indicada a causa de los elevados gastos que ello supone y de la intensa radiactividad. Se han efectuado varios estudios fuera del reactor simulando las condiciones que reinan en el interior de este. En el presente documento se exponen algunos datos sobre los ensayos con elementos combustibles del reactor japones de investigacion Numero-Sign 3 (JRR-3). Ese reactor de 10 MW es moderado y refrigerado por agua pesada, y tiene elementos combustibles de uranio metalico revestidos de aluminio. Como entre el revestimiento y el alma hay solamente una union mecanica, puede producirse una tension en el tapon terminal como resultado del crecimiento del alma de uranio debido a la irradiacion. El ciclo termico produce tensiones analogas en las soldaduras. Como resultado de la diferencia de microestructura, las proximidades de estas que dan especialmente expuestas a la corrosion producida por el agua caliente. Mientras el reactor esta en servicio, es imprescindible asegurar su estanqueidad. Se han utilizado probetas especiales para estudiar la resistencia a la traccion, la fluencia a alta temperatura, los efectos del ciclo termico y la corrosion. Antes de hacer esos ensayos, y periodicamente durante su realizacion, se sometieron a examen no destructivo muchas clases de soldaduras y se verifico si habia escapes. La evaluacion de los resultados obtenidos puede servir para establecer normas de inspeccion, por ejemplo, mediante radiografia y examen visual de la soldadura del tapon. En la memoria se describen algunos otros resultados de ensayos efectuados con elementos combustibles revestidos de Magnox y Zircaloy. (author) [Russian] Ochen' vazhno ustanovit' sootnoshenie mezhdu rezul'tatami ispytanij i ispol'zovaniem ih v reaktore, a takzhe razrabotat' sami metody ispytanija bez razrushenija ispytyvaemogo ob{sup e}kta. Odnako sdelat' jeto dovol'no trudno, tak kak jeto svjazano s bol'shimi rashodami i bol'shoj radioaktivnost'ju. Bylo proizvedeno neskol'ko vidov ocenok vo vnereaktornom sostojanii s imitaciej vnutrireaktornyh uslovij. Opisyvajutsja nekotorye detali jetih ocenok v otnoshenii toplivnyh jelementov issledo- vatel'skogo reaktora JKK-3. V je t om reaktore ustanovlennoj moshhnost'ju 10 mgvt s tjazhe- loj vodoj v kachestve zamedlitelja i teplonositelja ispol'zujutsja toplivnye jelementy iz metallicheskogo urana s aljuminievym pokrytiem. Poskol'ku v jelementah mezhdu pokrytiem i serdcevinoj sushhestvuet tol'ko mehanicheskaja svjaz', koncevaja probka mozhet ispytyvat' rastjagivajushhee naprjazhenie v rezul'tate uvelichenija obluchenija uranovoj serdceviny. Tem- peraturnye kolebanija vyzovut analogichnoe naprjazhenie v svarnyh shvah. Vsledstvie neodno- rodnosti mikrostruktury vblizi svarnyh shvov tam mozhet proizojti usilennaja korrozija pod vozdejstviem gorjachej vody. Vo vremja raboty reaktora i posle ego ostanovki neobhodimo obespechit' germetichnost'. Dlja provedenija ispytanij na prochnost' na razryv, ispytanij na polzuchest' pri vysokoj temperature, ispytanij temperaturnyh kolebanij i korrozii byli razrabotany special'- nye obrazcy. Mnogie harakteristiki svarnyh shvov byli izucheny bez razrushenija ispyty- vaemogo obrazca do provedenija ispytanij i provereny na germetichnost' v promezhutkah mezh- du ispytanijami. Jeti rezul'taty mogut byt' ispol'zovany dlja ustanovlenija standartov proverki, takih kak rentgenovskaja radiografija i vizual'naja proverka kachestva privarki koncevoj probki. Budut takzhe opisany nekotorye drugie rezul'taty, poluchennye po topliv- nym jelementam, pokrytym magnoksom ili cirkalloem. (author)

  13. Anomalous component of absorption function of relativistic fragments produced in interactions of magnesium nuclei with plexiglas at 4. 5A GeV/c momentum. Anomal'naya komponenta funktsii pogloshcheniya relyativistskikh fragmentov, obrazovannykh vo vzaimodejstviyakh yader magniya c pleksiglasom pri impul'se 4. 5A GeV/c

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Karev, A G; Morozov, B A; Petukhov, Yu P; Povtorejko, A A; Sukhanov, A Yu [Joint Inst. for Nuclear Research, Dubna (USSR)

    1989-01-01

    Analysis of the Cherenkov spectrometer results on the fragmentation of the magnesium nuclei with momenta 4.5A GeV/c interacting with plexiglas show the presence of a short-range component in the fragment absorption function. For fragments with Z=6-10 (Z is the charge) the mean free paths in plexiglas for normal and anomalous component are estimated to be {lambda}{sub n}=141.7 {plus minus} 1.9 mm and {lambda}{sub a}=1.9 {plus minus} 0.8 mm. The anomalous component admixture at fixed {lambda}{sub a}=2 mm is {alpha}=0.084 {plus minus} 0.027. The parameter estimates are stable for various criteria applied to selecting the events.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

    Studies of various reactor types undertaken by the Commissariat a l'energie atomique have led to the use and-development of many non-destructive methods of testing the various materials employed in their construction, and especially methods involving the use of X- and {gamma}-rays, ultrasonic waves and eddy currents. A summary is given below of the tests carried out during the construction of EDF (graphite gas) and EL 4 (heavy water) reactor types and of co-laminated elements. Emphasis is laid on certain typical aspects of these various methods, some of which are well known. EDF type: ultrasonic measurement of the wall thicknesses of uranium or uranium alloy tubes; gamma- radiographic detection of voids in the tubes; ultrasonic inspection following heat treatment of the tubes ultrasonic flaw detection (inclusions, pipes) in billets and rough casts for MgZr cladding; leak-tightness testing of slugs by helium eliquation. EL4 type: ultrasonic and eddy-current measurements of the wall thicknesses of Zircaloy pressure and guide tubes; ultrasonic inspection of Zircaloy pressure tubes and stainless-steel cladding tubes; in vacuo radiography of Be claddings; leak-tightness testing of pencils by helium eliquation. Co-laminated elements; cladding thickness measurements by pulsed eddy currents; determination of core position in tubes and plates, using X-rays, gamma counting and pulsed eddy currents; checking of fuel homogeneity by gamma counting; ultrasonic and gamma-radiographic flaw detection in ZrU billets; detection of unbonded areas in plates, using ultrasonic waves, pulsed eddy currents and resistivity measurements. The methods have been developed for industrial use. Several of the inspections already constitute routine manufacturing procedures, others will be introduced shortly and a further number are likely to come into use at a later date. (author) [French] Les etudes de divers types de reacteurs entreprises par le CEA ont conduit a utiliser et a mettre au point de nombreuses methodes de controle non destructif pour les differents materiaux entrant dans leur realisation, en particulier: radiographie et gammagraphie, methodes ultrasonores et courants de Foucault. Le memoire decrit les controles effectues au cours de la fabrication des reacteurs des filieres EDF (graphite- gaz) et EL4 (eau lourde) et des elements colamines. Les auteurs insistent sur quelques points caracteristiques de ces diverses methodes, dont certaines sont bien connues. Filiere EDF: mesure des epaisseurs des parois des tubes en uranium ou uranium allie, par ultrasons; recherche des cavites de ces tubes, par gammagraphie; controle des traitements thermiques de ces tubes, par ultrasons; recherche des defauts (inclusions, criques), par ultrasons dans les billettes et ebauches des gaines en MgZr; controle de l'etancheite des cartouches, par ressuage d'helium. Filiere EL 4: mesure des epaisseurs des parois des tubes de force, et de guidage en Zircaloy, par ultrasons et courants de Foucault; examen des tubes de force en Zircaloy et tube de gaine en acier inoxydable par ultrasons; radiographie sous vide des gaines en Be; controle d'etancheite des crayons, par ressuage d'helium. Elements colamines : mesure de l'epaisseur des gaines, par courants de Foucault puises; recherche de la position de l'ame sur tubes et plaques, par radiographie, comptage gamma et courants de Foucault puises; controle de l'homogeneite.du combustible, par comptage gamma; detection des defauts dans les billettes en ZrU, par ultrasons et gammagraphie; recherche des zones decollees des plaques, par ultrasons, courants de Foucault puises et mesure de resistivite. Ces mises au point ont ete faites en vue de leur utilisation industrielle. Plusieurs de ces controles sont effectues couramment en cours de fabrication, d'autres le seront prochainement et certains sont susceptibles de l'etre a plus longue echeance. (author) [Spanish] Los estudios del Commissariat a l'Energie Atomique sobre diversos tipos de reactores indujeron a utilizar y a perfeccionar numersos metodos no destructivos destinados a inspeccionar los distintos materiales que intervienen en la construccion de esos reactores; en particular radiografia y gamma- grafia, metodos ultrasonicos y empleo de corrientes de Foucault.. A continuacion se enumeran las operaciones de control llevadas a cabo durante la construccion de reactores pertenecientes a las familias EdF (grafito-gas) y EL 4 (agua pesada), y de elementos colaminados; se hace hincapie en ciertos aspectos caracteristicos de estos metodos, algunos de los cuales son ya bien conocidos. Familia EdF: metodos ultrasonicos para medir el espesor de las paredes de tubos de uranio o aleacion de uranio ; localizacion de las cavidades en esos tubos por gammagraffa; empleo de medios ultrasonicos para control de los tratamientos termicos a que se someten los tubos; empleo de procedimientos ultrasonicos para buscar fallas (inclusiones, grietas) en las palanquillas y barras con que se elaboran las vainas de Mg-Zr; control de la estanqueidad de los elementos mediante exudacion de helio. EL4: uso de metodos ultrasonicos y corrientes de Foucault para medir espesores de pared en tubos de Zircaloy, sean de fuerza o de guia; empleo de metodos ultrasonicos para inspeccionar tubos de fuerza de Zircaloy y vainas de acero inoxidable; radiografia al vacio de vainas de Be; control de la estanqueidad de barras huecas mediante exudacion de helio. Elementos colimados: medida del espesor de vainas mediante el empleo de corrientes de Foucault pulsadas; verificacion de la posicion del alma en tubos y placas mediante radiografia, recuento gamma y aplicacion de corrientes de Foucault pulsadas; control de la homogeneidad del combustible por recuento gamma; deteccion de defectos en barras de Zr-U mediante procedimientos ultrasonicos y gammagraficos; determinacion de las zonas despegadas en placas, empleando metodos ultrasonicos, corrientes de Foucault pulsadas y medicion de resistividad. Estos metodos se han desarrollado con miras a su utilizacion industrial. Algunos de ellos se aplican ya corrientemente durante la fabricacion; otros se utilizaran proximamente y el resto es susceptible de aplicacion a mas largo plazo. (author) [Russian] Nachatoe v KAJe izuchenie razlichnyh tipov reaktorov privelo k ispol'zovaniju i razrabotke mnogih metodov nedestruktivnogo kontrolja razlichnyh materialov, v chastnosti radiografii, gammagrafii, ul'trazvukovyh voln i metoda tokov Fuko. Nizhe govoritsja o kontrole v processe stroitel'stva reaktorov sistemy EDF (grafit- gaz), EL4 (tjazhelaja voda) i izgotovlenija sovmestno prokatannyh jelementov. Vydeleny nekotorye harakternee momenty jetih razlichnyh metodov, chast' kotoryh horosho izvestna. Sistema EDF: izmerenie tolshhiny stenok trub iz urana ili iz uranovogo splava ul'trazvukom; vyjavlenie polostej v jetih trubkah s pomosh'ju gammagrafii; kontrol' za termicheskoj obrabotkoj ul'trazvukom jetih trub; izuchenie defektov (vkraplenija, treshhiny) ul'trazvukom v slitkah i zagotovkah obolochek iz MgZr; kontrol' za germetichnost'ju toplivnyh jelementov s pomoshh'ju gelija. Sistema EL 4: izmerenie tolshiny stenok silovyh trub i napravljajushhih trub iz cirkal- loja s pomoshh'ju ul'trazvuka i tokov Fuko; proverka s pomoshh'ju ul'trazvuka trub iz cirkal- loja, rasschitannyh na davlenie, i trubchatogo pokrytija iz nerzhavejushhej stali; vakuumnaja radiografija obolochek iz Be; kontrol' germetichnosti sterzhnej s pomoshh'ju gelija. Sovmestno prokatannye jelementy: izmerenie tolshhiny pokrytija pul'sirujushhimi tokami Fuko; vyjavlenie polozhenija serdechnika po otnosheniju k trubam i plastinkam s pomoshh'ju radiografii, scheta gamma-chastic i pul'sirujushhih tokov Fuko; kontrol' za gomogennost'ju topliva metodom scheta gamma-chastic; obnaruzhenie treshhin v slitkah iz ZrU s pomoshh'ju ul'trazvuka i gammagrafii; vyjavlenie otsloennyh uchastkov plastinok s pomoshh'ju ul'trazvuka, pul'sirujushhih tokov Fuko, a takzhe izmerenie udel'nogo soprotivlenija. Jeti razrabotki byli predprinjaty s uchetom ih promyshlennogo primenenija. Nekotorye iz jetih metodov kontrolja primenjajutsja v processe proizvodstva, drugie najdut svoe primenenie v blizhajshem budushhem, a rjad metodov verojatno vojdet v praktiku pozdnee. (author)

  15. A Method of Identification and Inspection for Inventory Control of Irradiated Fuel Elements; Methode d'Identification et d'Inspection Permettant de Proceder a l'Inventaire des Elements Combustibles Irradies; Metod identifikatsii i proverki pri inventarnom kontrole obluchennykh toplivnykh ehlementov; Metodos de Identificacion e Inspeccion para el Control de las Existencias de Elementos Combustibles Irradiados

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kinderman, E. M.; Mills, J. S. [Stanford Research Institute, Menlo Park, CA (United States)

    1966-02-15

    The reactor discharge and irradiated fuel storage locations should be examined in any complete special nuclear materials inventory. They present, however, special physical difficulties to the auditor or inventory control manager. In these locations the distance between object and observer and the poor illumination and optical distortion caused by the shielding media (water, lead glass) contribute to the difficulties of materials inventory. In an attempt to overcome these difficulties and to provide a system for positive identification of reactor discharged fuel, we have developed a compact and convenient optical examination system utilizing a fixed examination station, a periscope, a telescope, and a camera. This system has been tested in a cobalt irradiation pool by examination of test coupons which were marked in various ways, and then treated in a hot, circulating water loop. In the test system, a water-filled periscope, 11-ft long, a catadioptric telescope placed 16 ft from the periscope, and a 35-mm camera for recording the observations were used. The telescope, camera and mountings are all readily portable since they weigh in total less than 22 lb and have maximum dimensions of 29 in. Photographic observations of test resolution charts in air 20 ft away from the object lens of the telescope have demonstrated that the system can resolve markings 22 {mu}m in width. This corresponds to a resolution of 0.8 second of arc. Tests performed on the water system have shown that resolution in this system is better than 50 {mu}m at 20 ft. This corresponds to a resolution of about 1 second of arc. It is clear that the resolution can never be better than the air path system. The present system used in an actual fuel inventory should adequately reproduce any inventory markings. (author) [French] Tout inventaire complet des matieres nucleaires speciales exige un controle au point de dechargement du reacteur et au point de stockage du combustible irradie. Or, ce controle pose des difficultes materielles particulieres au verificateur ou a l'agent charge de l'inventaire. En effet, ces deux emplacements, la distance entre l'objet et l'observateur, le mauvais eclairage et la distorsion optique provoquee par les protections (eau, verre au plomb) genent les operations d'inventaire. Pour surmonter ces difficultes et pouvoir identifier positivement le combustible decharge, les auteurs ont mis au point un systeme optique peu encombrant et commode comprenant un poste fixe d'observation, un periscope, un telescope et un appareil photographique. Ce systeme a ete soumis a des essais consistant a examiner, dans une piscined'irradiation au cobalt, des echantillons portant differentes marques d'identification, qui ont ete traites dans une boucle de haute activite a circulation d'eau. Ces essais ont ete faits avec un periscope rempli d'eau, de 3,35 m de long, un telescope catadioptrique place a 4,9 m du periscope et un appareil photographique (format 35 mm) pour enregistrer les observations. Le telescope, la camera et les supports sont facilement transportables car ils pesent moins de 10 kg en tout et leurs dimensions maximales n'excedent pas 75 cm. Les photographies dans l'air de mires graduees servant a determiner le pouvoir de resolution et situees a 6 m de l'objectif du telescope ont montre que ce systeme permet de discriminer des graduations de 22 {mu}m, ce qui correspond a un pouvoir de resolution de 0,8 secondesd'arc. Les essais effectues dans l'eau ont montre qu'a une distance de 6m, ce systeme peut resoudre des marques de moins de 50 {mu}, ce qui correspond a un pouvoir de resolution de 1 seconde d 'arc environ. Il est evident que le pouvoir de resolution ne peut jamais etre superieur a celui du systeme utilise dans l'air. Le systeme experimente doit permettre de distinguer toutes marques faites en vue de l'inventaire du combustible. (author) [Spanish] Cuando se hace un inventario completo de materiales nucleares especiales hay que inspeccionar el punto de descarga del reactor y el de almacenamiento del combustible. Pero esos dos lugares presentan dificultades materiales de caracter peculiar para los inspectores o los encargados de controlar el inventario. La distancia entre el objeto y el observador, la escasa iluminacion y l a distorsion optica debida a los medios de blindaje (agua, cristal) son factores que contribuyen a dificultar las operaciones inherentes al inventario de materiales. Para resolver estas dificultades y poder identificar positivamente el combustible descargado de un reactor, los autores han ideado un dispositivo de inspeccion optica compuesto de una estacion fija, un periscopio, un telescopio y una camara fotografica. Con este dispositivo se han hecho pruebas en una pileta de irradiacion por cobalto en las que se han examinado varias muestras marcadas diversamente y tratadas en un circuito de agua caliente. Para estas pruebas se emplearon un periscopio lleno de agua, de 3,35 m de longitud, un telescopio catadioptrico colocado a 4,9 m del periscopio, y una camara de 35 mm para registrar las observaciones. El telescopio, la camara y los soportes son portatiles, pues pesan en total menos de 10 kg y su dimension maxima es de 75 cm. Las observaciones fotograficas de diagramas de resolucion tomadas como pruebas en aire, a 6 m del objetivo del telescopio, pusieron de manifiesto que ese sistema puede resolver senales de comprobacion de 22 {mu}m de ancho, lo que corresponde a una resolucion de 0,8 segundos de arco. Ensayos llevados a cabo con el dispositivo sumergido en agua mostraron que en este caso el poder de resolucion es superior a 50 {mu}m a 6 m, lo que corresponde a una resolucion de 1 segundo de arco, Es evidente que el poder de resolucion nunca puede ser superior al del sistema en aire. El sistema descrito empleado en un inventario real de combustible, reproducira adecuadamente cualquier senal de comprobacion. (author) [Russian] Mesta razgruzki reaktora i hranenija obluchennogo topliva neobhodimo proverjat' pri ljuboj polnoj inventarnoj proverke special'nyh jadernyh materialov. Jeto, odnako, svjazano s osobymi trudnostjami s tochki zrenija fiziki, s kotorymi .stalkivaetsja kontroler'ili rukovoditel' operacii po provedeniju inventarnogo kontrolja. V jetih mestah rasstojanie mezhdu ob{sup e}ktom i nabljudatelem i plohoe osveshhenie i iskazhenie sveta, vyzyvaemoe sredoj zashhity (voda, svincovoe steklo), delajut provedenie inventarnoj proverki eshhe bolee trudnoj. Chtoby preodolet' jeti trudnosti i sozdat' sistemu, kotoraja oblegchit opoznavanie vygruzhaemogo topliva iz reaktora, razrabotana kompaktnaja i udobnaja sistema opticheskoj proverki s primeneniem nepodvizhnoj stancii proverki, periskopa, teleskopa i kamery. Jeta sistema proverena v bassejne dlja obluchenija kobal'ta putem izuchenija probnyh obrazcov s razlichnoj markirovkoj, kotorye obrabatyvali v petle s gorjachej cirkulirujushhej vodoj. V sisteme proverki primenjali napolnennyj vodoj periskop dlinoju 11 futov, katadioptricheskij teleskop, raspolozhennyj v 16 futah ot periskopa, i 35 mm kameru dlja registracii nabljudenij. Teleskop, kamera i sborki vsegda mozhno peredvinut', poskol'ku oni vse vmeste vesjat menee 22 funtov i imejut maksimal'nyj razmer 29 djujmov. Fotograficheskie nabljudenija za proverochnymi tablicami razreshenija v vozduhe na rasstojanii 20 futov ot linzy ob{sup e}ktiva teleskopa pokazali, chto sistema mozhet davat' razreshenie 22 mikrona v shirinu. Jeto sootvetstvuet razresheniju 0,8 sek dugi. Predvaritel'nye ispytanija, provedennye s vodnoj sistemoj, pokazali, chto razreshajushhaja sposobnost' jetoj sistemy na rasstojanii 20 futov luchshe 50 mikron. Jeto sootvetstvuet razresheniju priblizitel'no 1 sek dugi. Jasno, odnako, chto razreshajushhaja sposobnost' vodnoj sistemy nikogda ne mozhet byt' luchshe vozdushnoj. V ljubom sluchae nyneshnjaja sistema, primenjaemaja pri inventarnoj proverke topliva, dolzhna nadlezhashhim obrazom vosproizvodit' ljubye inventarnye otmetki. (author)

  16. Some Possibilities of the Eddy-Current Method for Multi-Parameter Testing of Structural Components; Quelques Possibilites Offertes par la Methode des Courants de Foucault pour le Controle de Nombreux Parametres des Elements de Construction; Nekotorye vozmozhnosti metoda vikhrevykh tokov dlya mnogoparametrovogo kontrolya ehlementov konstruktsij; Algunas Posibilidades que Brinda el Metodo de las Corrientes de Foucault para Controlar Numerosos Parametros de los Elementos de Construccion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vjahorev, V. G.; Gerasimov, V. G.; Deniskin, V. P.; Trahtenberg, L. I.; Shkarlet, Ju. M. [Gosudarstvennyj Komitet po Ispol' zovaniju Atomnoj Jenergii SSSR, Moskva, SSSR (Russian Federation)

    1965-09-15

    The paper discusses the pattern of occurrence of problems of non-destructive multiparameter testing in nuclear technology and the advisability of approaching these problems by the eddy-current method. The application of electric models is justified for solving testing problems using a long follow-through coil. Design formulae are given and the principles of designing applied eddy-current probes are explained. An arrangement for testing tube-wall thickness is described: in this apparatus the effect of movement of the tube under testing on the measurement results is eliminated with the aid of a servo-system controlled by a signal depending on the probe voltage phase. The paper describes how a self-oscillating circuit containing a test-coil is used as the probe of an apparatus for testing tubes. On the basis of calculated and experimental data various possibilities are indicated for the construction of single-frequency applied eddy-current testing probes for simultaneous measurement of more than two parameters. (author) [French] Les auteurs montrent que les problemes du controle non-destructif de plusieurs parametres en technologie nucleaire surgissent selon certaines lois et que la methode des courants de Foucault convient particulierement a la solution de plusieurs d'entre eux. Ils justifient l'utilisation de modeles electriques pour la solution des problemes de controle au moyen d'une longue bobine creuse. Us donnent des formules et exposent une methode pour le calcul de detecteurs a courants de Foucault. Us decrivent le schema d'un dispositif permettant de verifier l'epaisseur des parois de tubes, dans lequel le deplacement du tube a controler n'exerce aucune influence sur les resultats des mesures grace a l'emploi d'un moniteur actionne par un signal qui depend de la phase de tension du detecteur. Comme detecteur, on a employe un dispositif destine au controle des tubes d'un autogenerateur, apres avoir inclus dans son circuit une bobine d'essai. En partant des donnees calculees et experimentales, les auteurs indiquent diverses possibilites de realisation de detecteurs a courants de Foucault de frequence unique permettant le controle avec modification simultanee de plusieurs parametres. (author) [Spanish] Los autores demuestran que los problemas del control no destructivo de diversos parametros se plantean en la tecnologia nuclear segun ciertas leyes y que el metodo de las corrientes de Foucault se adapta particularmente a la solucion de varios de esos problemas. Los autores justifican la utilizacion de modelos electricos para resolver problemas de control con ayuda de una larga bobina hueca. Presentan formulas y exponen un metodo para el calculo de detectores a base de corrientes parasitas. Describen un dispositivo que permite verificar el espesor de las paredes de tubos; en este dispositivo, el desplazamiento del tubo a controlar no ejerce influencia alguna sobre los resultados de las mediciones, gracias al empleo de un monitor accionado por una senal dependiente de la fase de tension del detector. En calidad de detector se ha empleado un dispositivo destinado al control de los tubos de un autogenerador despues de haber incluido en su circuito una bobina de ensayo. Partiendo de datos calculados y experimentales, los autores senalan diversas posibilidades de realizacion de detectores a base de corrientes de Foucault de frecuencia unica, que permiten efectuar el control con modificacion simultanea de varios parametros. (author) [Russian] Pokazana zakonomernost' voznikno- venija zadach o nerazrushajushhem mnogoparametrovom kontrole v jadernoj tehnologii i celeso- obraznost' reshenija nekotoryh iz nih metodom vihrevyh tokov. Obosnovano primenenie jelektricheskih modelej dlja reshenija zadach kontrolja s ispol'zovaniem dlinnoj prohodnoj katushki. Privodjatsja raschetnye formuly i izlagaetsja metodika rascheta nakladnyh toko- vihrevyh datchikov. Opisana shema pribora dlja kontrolja tolshhiny stenki trub, v kotorom vlijanie pereme- shhenij kontroliruemoj truby na rezul'taty izmerenij ustranjaetsja putem primenenija sledja- shhej sistemy, upravljaemoj signalom, zavisjashhim ot fazy naprjazhenija datchika. Soobshhaetsja o primenenii v kachestve datchika pribora dlja kontrolja trub avtogenera- tora, s vkljuchennoj v ego kontur ispytatel'noj katushkoj. Na osnove raschetnyh i jeksperimental'nyh dannyh pokazany nekotorye vozmozhnosti postroenija odnochastotnyh tokovihrevyh nakladnyh datchikov dlja kontrolja pri odnovremen- nom izmenenii bolee chem dvuh parametrov. (author)

  17. Non-Destructive Testing Methods Applied to Multi-Finned SAP Tubing for Nuclear-Fuel Elements; Essais Non Destructifs de Gaines a Ailettes, en Poudre d'Aluminium Frittee, pour Elements Combustibles; Nedestruktivnye metody ispytaniya rebristykh trub iz spechennogo alyuminikiog'o poroshka dlya yadernykh toplivnykh ehlementov; Metodos de Ensayo No Destructivo Aplicados a Tubos de SAP con Aletas Multiples Destinados a Elementos Combustibles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lund, S. A. [Danish Central Welding Institution, Copenhagen (Denmark); Knudsen, P. [Danish Atomic Energy Commission, Research Establishment, Risoe (Denmark)

    1965-09-15

    The Danish Atomic Energy Commission has undertaken a design study oi an organic-cooled, heavy- water-moderated power reactor. The fuel element for the reactor is a 19-rod bundle; the fuel rods contain sintered uranium-dioxide pellets canned in 2-m long, helically-finned tubes of Sintered Aluminium Product (SAP). A very high quality of the canning tubes is necessary to obtain the optimum heat-transfer conditions and to maintain the integrity of the fuel element during reactor service. Two examples of tube design illustrate the narrow dimensional tolerances. In order to ensure an adequate quality of the canning tubes, a stringent quality control has been established, to a wide extent based upon non-destructive methods. An account is presented of the non-destructive techniques developed for measuring wall thickness and diameters and for detecting defects. The complex 24-finned cross-section prevents the application of ultrasonic or eddy-current methods for wall-thickness measurements. Therefore, a special recording beta-gauge has been developed, based upon the attenuation of beta radiation from a Sr{sup 90} source placed inside the tube. An ultrasonic immersion resonance method is used for the continuous recording of the wall thickness of the more simple 12-finned tube design. Inner and outer (across fin tips) diameters are continuously recorded by rapid air-gauge systems. Flaw detection is carried out by the ultrasonic pulse-echo immersion technique and by eddy-current inspection.. Transverse cracks can easily be detected by the ultrasonic method whereas inspection for longitudinal flaws has not appeared feasible with this method. Therefore, eddy-current inspection is applied in addition to the ultrasonic testing. (author) [French] La Commission de l'energie atomique danoise a entrepris l'etude d'un reacteur de puissance refroidi par un fluide organique et ralenti a l'eau lourde. L'element combustible est constitue par un assemblage de 19 barreaux; chaque barreau contient des pastilles de bioxyde d'uranium fritte, dans une gaine de 2'm de long en poudre d'aluminium frittee portant des ailettes disposees en configuration helicoiedale. Ces gaines doivent repondre a des specifications tres strictes pour que soient realisees les conditions optimales de transfert de chaleur et que soit maintenue l'integrite des elements combustibles aussi longtemps qu'ils restent dans le reacteur. Deux exemples de modeles de gaines montrent a quel point les tolerances di- mensionnelles sont faibles. Afin de s'assurer que les gaines repondent bien aux specifications, on procede a un controle extremement rigoureux, constitue en grande partie par des essais non destructifs. Les auteurs decrivent les methodes d'essais non destructifs mises au point pour mesurer l'epaisseur de la paroi et les diametres et pour deceler les defectuosites. En raison de la geometrie complexe de sa section, le modele a 24 ailettes ne se prete pas a l'application de methodes par les ultrasons ou par les courants de Foucault pour mesurer l'epaisseur de la paroi. On a donc mis au point une jauge a rayons beta speciale, pourvue d'un dispositif d'enregistrement; elle est fondee sur l'attenuation du rayonnement beta emis par une source au {sup 90}Sr placee a l'interieur de la gaine. Pour le modele a 12 ailettes, on utilise une methode de resonance ultrasonore en immersion pour l'enregistrement continu de l'epaisseur de la paroi. On mesure, en enregistrement continu, les diametres interieur et exterieur (au niveau des tetes d'ailettes) avec des appareils comportant une jauge a air rapide. Pour la detection des defectuosites, on applique la methode ultrasonore impulsion-echo, en immersion, et la methode des courants de Foucault. La methode ultrasonore permet de deceler facilement les fissures transversales, mais elle ne semble pas applicable a la detection des fissures longitudinales; c'est pourquoi on la complete par la methode des courants de Foucault. (author) [Spanish] La Comision de Energia Atomica de Dinamarca ha emprendido el estudio de un reactor de potencia con refrigerante organico y moderador de agua pesada. Los correspondientes elementos combustibles consisten en haces de 19 barras formadas por pastillas de dioxido de uranio sinterizado, encerradas en tubos de producto de aluminio sinterizado (SAP), de 2 m de longitud, provistos de aletas helicoidales. Para obtener condiciones optimas de transmision de calor y mantener la integridad del elemento combustible durante el funcionamiento del reactor, es necesario contar con tubos de muy alta calidad. Se citan dos ejemplos que ponen de manifiesto las estrechas tolerancias dimensionales adoptadas. Para asegurar una calidad adecuada de los tubos, se establecio un control de calidad muy estricto, basado en gran medida en la aplicacion de metodos no destructivos. Se describen en esta memoria las tecnicas desarrolladas para medir el espesor de pared y los diametros, y para descubrir defectos. La compleja seccion transversal, con 24 aletas, impide aplicar metodos ultrasonicos o de comentes de Foucault para medir el espesor de la pared. Por consiguiente, se desarrollo un calibre registrador de rayos beta, cuyo funcionamiento se basa en la atenuacion sufrida por la radiacion beta proveniente de una fuente de {sup 90}Sr colocada en el interior del tubo. Para el registro continuo del espesor de la pared del tubo con seccion transversal mas simple, de 12 aletas, se utiliza un metodo ultrasonico de resonancia por inmersion. Los diametros interno y externo (entre puntos de aletas) se registran de manera continua mediante calibres neumaticos rapidos. Las fallas se detectan mediante la tecnica de eco de impulsos ultrasonicos, y examinando los tubos con corrientes de Foucault. El metodo ultrasonico permite descubrir facilmente las fisuras transversales, pero hasta ahora ha sido imposible utilizarlo para la deteccion de defectos longitudinales. Por consiguiente, ademas del ensayo ultrasonico, se aplica el examen con corrientes de Foucault. (author) [Russian] Komissija po atomnoj jenergii Danii predprinjala izuchenie jenergeticheskogo reaktora s organicheskim teplonositelem i tjazhelovodnym zamedlitelem. Toplivnym jelementom dlja reaktora javljaetsja puchok iz 19 sterzhnej; toplivnyj sterzhen' soderzhit spechennye tabletki iz dvuokisi urana v dvuhmetrovoj trube iz spechennogo aljuminievogo poroshka. Truby dolzhny byt' ochen' horoshego kachestva, chtoby obespechit' optimal'nye uslovija perenosa tepla i sohranenija celostnosti toplivnyh jelementov vo vremja jekspluatacii reaktora. Dva primera otnositel'no konstrukcii trub svidetel'stvujut ob ochen' nebol'shih razmernyh dopuskah. Dlja obespechenija sootvetstvujushhego kachestva trub razrabotan strogij kontrol' v znachitel'noj stepeni osnovannyj na nedestruktivnyh metodah. Privoditsja opisanie jetih metodov, razrabotannyh dlja izmerenija tolshhiny stenok i diametrov i dlja obnaruzhenija defektov. Slozhnoe poperechnoe sechenie 24-rebernoj truby ne pozvoljaet primenjat' ul'trazvukovye metody ili metody vihrevyh tokov dlja izmerenija tolshhiny stenok. Pojetomu razrabotan special'nyj kontrol'no-izmeritel'nyj pribor, registrirujushhij beta-izluchenie, osnovannyj na principe oslablenija beta-izluchenija, poluchaemogo ot istochnika stroncija-90, pomeshhennogo vnutri truby. Metod ul'trazvukovogo rezonansa pri pogruzhenii primenjaetsja dlja postojannoj registracii tolshhiny stenok bolee prostyh konstrukcij 12-rebernyh trub. Vnutrennij i vneshnij (mezhdu granjami reber) diametry postojanno registrirujutsja bystrodejstvujushhimi sistemami vozduhomerov. Defekty obnaruzhivajut s pomoshh'ju ul'trazvuka metodom impul's-jeho i metodom vihrevyh tokov. Metodom ul'trazvuka mozhno legko obnaruzhivat' poperechnye no ne prodol'nye treshhiny. Pojetomu, krome proverki ul'trazvukom, primenjaetsja ispytanie vihrevymi tokami. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  19. 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)

  20. Use of radioisotopes in the systematic analysis of impurities in metals of very high purity; Application des radioisotopes a l'analyse systematique des impuretes dans les metaux de tres haute purete; Primenenie radioizotopov v sistematicheskom analize primesej v vysokochistykh metallakh; Aplicacion de los radioelementos al analisis sistematico de las impurezas en los metales muy puros

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Albert, Philippe; Gaittet, Jean [Centre d' Etudes de Chimie Metallurgique (C.N.R.S.), Vitry (France)

    1962-01-15

    insistiran especialmente en los resultados y en las consecuencias de los analisis por ellos realizados. (author) [Russian] tsentratsiya primesej dostigaet poryadka 10{sup -6} - 10{sup -8}. EHti metally izgotovlyayutsya v nebol'shikh kolichestvakh, i ochen' vazhno umet' tochno opredelyat' kolichestvennym analizom ochen' bol'shoe chislo ehlementov v odnoj probe. Sistematicheskij analiz alyuminiya i zheleza pri pomoshchi nejtronnogo oblucheniya pozvolil nam proizvesti kolichestvennyj analiz 45 ehlementov v odnoj probe poryadka odnogo gramma. EHtot analiz bol'shogo chisla primesej stal vozmozhnym lish' blagodarya kaskadnomu razdeleniyu poluchivshikhsya vo vremya oblucheniya radioizotopov na bolee chem 40 analiticheskikh fraktsij. Zatem bol'shinstvo radioizotopov izoliruetsya v chistom vide radiokhimicheskim putem, a ikh identifikatsiya dostigaetsya putem odnovremennogo izucheniya perioda ikh radioaktivnogo raspada i spektra ikh gamma-izlucheniya. Odnako, dopolnyaya ehtot sistematicheskij analiz k olichestvennym analizom nekotorykh ehlementov v otdel'noj probe, mozhno opredelyat' a Ktivatsionnym metodom okolo 60 ehlementov, libo obluchaya ikh nejtronami (sera, fosfor, khlor, barij...), libo pri pomoshchi reaktsij, vyzvannykh nejtronami (uglerod i bor). V nashem doklade my namereny osobo ostanovit'sya na rezul'tatakh i posledstviyakh nashikh analizov. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

    , prostiraetsya vplot' do neskol'kikh desyatkov kehv dlya tyazhelykh yader i do neskol'kikh Mehv dlya yader srednego vesa. Dlya ucheta rezonansnykh ehffektov pri vychislenii gruppovykh parametrov neobkhodimo znat' ne tol'ko srednie secheniya vzaimodejstviya nejtronov s veshchestvami, no i takie velichiny, kak (1/{Sigma}{sub t}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 2}) i drugie - skobki oznachayut usrednenie po ehnergeticheskoj gruppe. Imeyushchiesya v nastoyashchee vremya svedeniya o rezonansnykh parametrakh v oblasti bystrykh nejtronov nedostatochny dlya togo, chtoby ukazannye velichiny mogli byt' vychisleny s neobkhodimoj tochnost'yu. V svyazi s ehtim predstavlyaet interes neposredstvenno e izmerenie velichin (1/{Sigma}{sub t}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 2}) i drugikh analogichnykh kharakteristik. V doklade privodyatsya rezul'taty izmerenij ryada parametrov takikh kak ({Sigma}{sub t}), ({Sigma}{sub t}{sup 2}), (1/{Sigma}{sub t}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 2}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 3}) i drugie, kharakterizuyushchi kh strukturu sechenij ryada yader srednego vesa v oblasti ot 300 kehv do 3 Mehv. Ukazannye velichiny byli polucheny putem analiza krivykh propuskaniya, snyatykh v khoroshej geometrii vplot' do propuskanij {approx}10{sup -2}. Poluchennye dannye ukazyvayut na sil'noe vliyanie rezonansnykh ehffektov na diffuzionnye kharakteristiki veshchestva. (author)

  2. Design of the Small Rods Forming the Fuel Element of the First Charge of the EL4 Reactor. Cladding Problems; Etude des crayons constituant l'element combustible du premier jeu d'EL4 - probleme de la gaine; Problema pokrytiya nebol'shikh steeknej, obrazushchikh toplivnyj ehlement pervoj zagruzki reaktora EL.4; Estudio de las barras que constituyen los elementos combustibles de la primera carga del reactor EL4 - el problema de las vainas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bailly, H.; Ringot, C.; Weisz, M. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1963-11-15

    ) [Spanish] Las vainas de los elementos combustibles de la primera carga del reactor EL-4 son de acero inoxidable. La eleccion del grado del acero y del espesor de la vaina depende de la resistencia a la corrosion y de la resistencia mecanica que se deseen. Las tensiones y las temperaturas de funcionamiento no permiten concebir una vaina que resista durante toda la vida util del elemento combustible si no se uti liza un grado de acero muy resistente y un espesor,superior a 0,5 mm. Se admite que la vaina se adhiera al combustible por fluencia: la deformacion por juego en sentido diametral puede producir una ovalizacion y un pliegue; el juego longitudinal puede dar lugar a flexiones de la vaina. Se han realizado muchos ensayos con vainas de 0,3 a 0,4 mm de espesor para estudiar el modo de deformacion en funcion de los juegos. Para estar seguros de que no se produciran ovaliza ciones con los espesores previstos, y para mantener lo mas baja posible la temperatura en el interior de la barra es preciso eliminar completamente el juego durante la fabricacion. (author) [Russian] Dlya pervoj nagruzki toplivnogo ehlementa reaktora EL.4 ispol'zuetsya pokrytie iz nerzhaveyushchej stali. Vybor splava i tolshchiny pokrytiya svyazan s korrozionnymi i mekhanicheskimi svojstvami metalla. Rabochie napryakheniya i temperatury ne dast vozmokhnosti sproektirovat' pokrytie, stojkoe v techenie vsego sroka sluzhby toplivnogo ehlementa; dlya dostikheniya takoj tseli neobkhodimo bylo by ispol'zovat' ochen' stojkoe pokrytie tolshchinoj bolee 0,5 mm. Dopuskaetsya, chto pokrytie v protsesse spekaniya soedinyaetsya s toplivom. Diametral'noe izmenenie toplivnykh ehlementov mokhet privesti k obrazovaniyu oval'noj formy i nerovnostej; prodol'noe izmenenie sistemy toplivnykh ehlementov mokhet privesti k prodol'nomu izgibu pokrytiya. Byli provedeny mnogochislennye opyty v otnoshenii tolshchiny pokrytiya v predelakh' 0,3 - 0,4 mm s tem, chtoby vyyasnit' kharakter izmeneniya toplivnykh ehlementov v zavisimosti

  3. Resonance absorption of nuclear gamma radiation; Absorption par resonance des rayons gamma; Rezonansnaya absorbtsiya i rasseyanie yadernogo gamma-izlucheniya; Absorcion por resonancia de las radiaciones gamma en los nucleos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hanna, S S; Perlow, G J [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-01-15

    radiacion do resonancia con y sin polarizacion. Estos estudios les han conducido a una interpretacion de la estructura hiperfina en funcion de las propiedades de los estados nucleares y de la interaccion hiperfina en el hierro. Tambien han investigado los efectos de un campo magnetico externo sobre la estructura hiperfina. Por otra parte, la absorcion por resonancia en el {sup 57}Fe permitio estudiar la relacion entre la cronologia de la desintegracion de im estado nuclear y el espectro de la radiacion observada. Se realizaron observaciones detalladas sobre el espectro de las radiaciones de resonancia filtradas, en funcion del tiempo, en condiciones muy diversas. (author) [Russian] Kak pokazal Messbauehr, ispuskanie i pogloshchenie yadernogo izlucheniya bez otdachi yadra obespechivaet prostoj metod izucheniya vzaimodejstviya yader s ehlektromagnitnym izlucheniem i, chto ochen' vazhno, yavlyaetsya chrezvychajno chuvstvitel'nym sredstvom issledovaniya bol'shogo kolichestva fizicheskikh zadach. V sluchae yader zheleza-57 sozdaetsya ves'ma blagopriyatnoe polozhenie, tak kak v ehtom sluchae rezonansnoe pogloshchenie mozhet ispol'zovat'sya v kachestve ochen' chuvstvitel'nogo detektora izmeneniya chastoty ehlektromagnitnogo izlucheniya. Detal'no izuchalos' rezonansnoe pogloshchenie v zheleze-57. Intensivnost' pogloshcheniya, forma i liniya sdviga nablyudalis' v zavisimosti ot temperatury. Polyarizatsiya radioaktivnogo izlucheniya nablyudalas' posredstvom ehksperimentov s namagnichennymi istochnikami i poglotitelyami. Sverkhtonkij spektr rezonansnoj radiatsii analizirovalsya s polyarizatsiej i bez nee. EHti issledovaniya priveli k tolkovaniyu sverkhtonkoj struktury v otnoshenii svojstv yadernykh sostoyanij i sverkhtonkogo vzaimodejstviya v zheleze. Bylo rassmotreno takzhe vliyanie vneshnego magnitnogo polya na sverkhtonkuyu strukturu. Rezonansnoe pogloshchenie v zheleze-57 bylo ispol'zovano dlya izucheniya svyazi mezhdu razvitiem raspada yadernogo sostoyaniya vo vremeni i spektrom

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

    ehkspluatiruetsya s bazovoj nagruzkoj s tsel'yu priobreteniya sootvetstvutatsego opyta o rabote toplivnykh ehlementov. Po zavershenii stadii ehkspluatatsii s bazovoj nagruzkoj na reaktore budet ustanovlena ispytatel'naya petlya dlya izucheniya yadernogo peregreva. (author)

  7. Scintillation camera and positron camera; Le scintillometre photographique; Stsintillyatsionnaya kamera; La camara de centelleo

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Anger, Hal O; Rosenthal, Donald J [Lawrence Radiation Laboratory and Donner Laboratory of Biophysics and Medical Physics University of California, Berkeley, CA (United States)

    1959-07-01

    enfocadas simultaneamente sobre el cristal. Las senales procedentes de las celulas fotoelectricas se transmiten a un circuito contador de desviacion que reproduce los destellos sobre la pantalla de un tubo de rayos catodicos. Seguidamente esos destellos se fotografian mediante una camara normal. Los autores presentan ejemplos del poder de resolucion ya conseguido, conforme lo revelan ensayos realizados con modelos o ''maniquis'' y estudian el empleo de la camara para la representacion visual de la tiroides en la practica clinica. (author) [Russian] Daetsya kratkoe opisanie sushchestvovavshi kh ranee gammaustanovok. Rassmatrivaetsya printsip dejstviya stsintillyatsionno j kamery. V dannom sluchae lokalizatsiya stsintillyatsij, proiskhodyashchikh v ploskom aktivirovannom talliem kristalle jodistogo natriya, opredelyaetsya iz kolichestva sveta, popadayushchego na ryad foto-ehlementov, odnovremenno obsledyvayushchi kh ehtot kristall. Signaly fotoehlementov peredayutsya na otklonyayushchij schetnyj koitur, kotoryj vosproizvodit stsintillyatsii na ehkrane katodnoj trubki. Zatem oni fotografiruyuts ya obyknovennym fotoapparatom. Privodyatsya primery dostatochnoj v nastoyashchee vremya razreshayushchej sposobnosti pri ispytanii fantomov. Obsuzhdaetsya vopros o primenenii upomyanutoj kamery dlya nablyudeniya za shchitovidnoj zhelezoj pri klinicheskikh issledovaniyakh. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-01-15

    {>=} 5). Aucun metaphosphate (cyclique) n'a ete decele dans la solution lors de la production et du stockage. Les resultats indiquent que les composes de polyphosphore ont ete formes dans le materiau de cible au cours de l'irradiation. On a etudie plus particulierement l'adsorption des composes du phosphore-32 sans entraineur par le verre dans les conditions de l'experience. (author) [Spanish] Uno de los metodos que se emplean para obtener fosforo-32 libre de portador consiste en irradiar azufre en un reactor y extraer con agua el fosforo formado. La presente memoria informa sobre los estados quimicos del fosforo-32 en soluciones acuosas durante las diversas fases del proceso normal de obtencion. Los autores han estudiado tambien las modificaciones que el estado quimico de los compuestos de fosforo-32 experimenta en el producto final, en funcion del tiempo de almacenamiento. Han encontrado que el fosforo-32 aparece principalmente en forma de orto-fosfato. La proporcion de ortofosfato aumenta durante el tratamiento quimico; al comenzar la extraccion, es del orden del 70 por ciento, en tanto que alrededor del 98 por ciento del fosforo-32 libre de portador obtenido como producto final se encuentra bajo forma de ortofosfato. Los componentes restantes de la mezcla consisten en piro-, tri-, tetra- y polifosfatos de cadena larga (con un numero de atomos de fosforo {>=} 5). Durante la elaboracion y almacenamiento los autores no han encontrado metafosfatos (ciclicos) en ninguna de las soluciones. Los resultados obtenidos indican que los compuestos polifosforicos se formaron en el material del blanco durante la irradiacion. Los autores han prestado especial atencion al estudio de la adsorcion de compuestos de fosforo-32 libre de portador por el material de vidrio en las condiciones experimentales. (author) [Russian] Odnim iz sovremennykh metodov polucheniya svobodnogo ot nositelya fosfora-32 yavlyaetsya izvlechenie ego v vodu iz obluchennoj v yader- nom reaktore sery. V

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  11. Transmutation doping and recoil effects in semiconductors exposed to thermal neutrons; Transmutations provoquees et effets de recul dans les semi-conducteurs exposes aux neutrons thermiques; Prisadka i sdacha v rezul'tate prevrashcheniya poluprovodnikov pod dejstviem teplovykh nejtronov; Impurificacion por transmutacion y efectos de retroceso en los semiconductores expuestos a neutrones termicos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Crawford, Jr, J H; Cleland, J W [Solid State Division, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

    1962-01-15

    ,2, 39 chasov. Poehtomu okolo 3 aktseptorov (Ca{sup 71}) vvodyatsya na kazhdyj donor (As{sup 75} i Se{sup 77}), i putem vybora prodolzhitel'nosti oblucheniya mozhno sokratit' kontsentratsiyu ehlektronov Se tipa ''n'' do ves'ma malykh znachenij ili prevratit' Se tipa ''n'' v tip ''p''. Period poluraspada, vedushchij k obrazovaniyu Ga71, dostatochno prodolzhitelen, tak chto podrobnaya ''radioaktivnaya titratsiya'' mozhet soprovozhdat'sya opredeleniem koehffitsienta KHolla i ehlektroprovodnosti. Opyty pokazyvayut takzhe, chto priblizitel'no odin ehlektron na kazhdyj zakhvat nejtrona udalyaetsya defektom reshetki, sozdannym otdachej yadra pri zakhvate ispuskaemykh gamma-luchej. EHti vytesnennye atomy mogut byt' vozvrashcheny obratno na svoe mesto v normal'noj reshetke putem otzhiga pri 450 Degree-Sign C. Byli proizvedeny takzhe nablyudeniya nad dejstviem otdachi v kremnie, prichem bylo ustanovleno, chto na kazhdyj zakhvat ustranyaetsya priblizitel'no 2 nositelya zaryada. Posledstviya ehtikh rezul'tatov, a takzhe rezul'taty v otnoshenii germaniya obsuzhdayutsya v funktsii ot zakhvata spektra gamma-luchej. V sur'myanistom indii zakhvat gamma-luchej iz In{sup 115} nedostatochen dlya togo, chtoby vytesnit' bol'shoe chislo yader, tak chto glavnym vozdejstviem yavlyaetsya obrazovanie Sn{sup 116}, kotoryj stanovitsya donorom pri zamene mesta v reshetke indiya. YAdernaya prisadka predstavlyaetsya perspektivnoj dlya izucheniya mnogochislennykh slozhnykh poluprovodnikov, vvedenie v kotorye primesej khimicheskim sposobom predstavlyaetsya zatrudnitel'nym. (author)

  12. Pulse-form discrimination in organic scintillation crystals; Discrimination d'apres la forme de l'impulsion dans les cristaux organiques de scintillation; Diskriminatsiya formy impul'sov v organicheskikh stsintillyatsionnykh kristallakh; Discriminacion de la forma de los impulsos en los cristales de compuestos organicos para contadores de centelleo

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    De Vries, L J; Udo, F [Instituut voor Kernphysisch Onderzoek, Amsterdam (Netherlands)

    1962-04-15

    ) [Spanish] Los autores presentan un circuito de discriminacion proton-electron basado en las diferencias de forma entre los impulsos de centelleo luminosos producidos por los protones y por los electrones, respectivamente, en los cristales de estilbeno. El circuito es estable y es capaz de distinguir los impulsos de protones de los electrones hasta con energias de protones de solamente 300 keV. El circuito discriminador, compuesto unicamente de elementos lineales, es sensible a errores inducidos por apilonamiento durante 0,1 {mu}s solamente, a partir de la llegada de un impulso. El circuito descrito se aplico en un espectrometro para neutrones de 1 a 30 MeV, basado en el retroceso de protones entre dos cristales de estilbeno. Se alcanzo un poder de resolucion de 10 por ciento, para una energia neutronica de 14 MeV, con un rendimiento de deteccion de 1,3 {center_dot} 10{sup -4}. Se podria usar un monitor neutronico basado tambien en un sistema de discriminacion lineal de la forma de los impulsos para medir una dosis neutronica igual al 10% de la dosis maxima admisible, en presencia de un flujo {gamma} cuatro veces mayor que la dosis maxima admisible. (author) [Russian] Opisyvaetsya kontur diskriminatsii protonov-ehlektronov, osnovannyj na raznitse formy stsintillyatsionnykh svetovykh impul'sov, navedennykh v stil'bene sootvetstvenno protonami i ehlektronami. EHtot kontur ustojchiv i otlichaet impul'sy protonov ot impul'sov ehlektronov dazhe pri padenii ehnergii protonov do 300 kehv. Diskriminiruyushchij kontur, sostoyashchij isklyuchitel'no iz linejnykh ehlementov, chuvstvitelen k obrazuyushchimsya iz-za nakopleniya oshibkam tol'ko v techenie 0,1 mikro-sekundy posle postupleniya impul'sa. Opisyvaemyj kontur byl ispol'zovan v spektrometre dlya nejtronov s ehnergiyami 1-30 mehv, osnovannom na otdache protonov mezhdu dvumya kristallami stil'bena. Pri ehnergii nejtronov v 14 mehv bylo polucheno ikh razreshenie s tochnost'yu do 10%, pri ehffektivnosti detektirovaniya v 1,3 x 10

  13. 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

    1 megavatt, aktivnaya zona kotorogo soderzhit rasplavlennyj splav plutoniya i zheleza (90 atomnykh protsentov plutoniya, 10 atomnykh protsentov zheleza pri tochke plavleniya v 410{sup o} TS). Regulirovka reaktivnosti obespechena putem ispol'zovaniya otrazhatelya iz nerzhaveyushchej stali i chetyrekh nikelievykh reguliruyushchikh sterzhnej, raspolozhennykh vne aktivnoj zony. Byli provedeny opyty pri temperaturakh aktivnoj zony v 80, 160 i 480 deg. TS s tem, chtoby opredelit' kriticheskuyu massu i tsennost' otrazhatelya pri kazhdoj iz ehtikh temperatur. Byli izmereny temperaturnyj koehffitsient reaktivnosti, a takzhe tsennost' reguliruyushchikh sterzhnej po izmereniyam perioda. Byli sdelany raschety s ispol'zovaniem metoda S{sub n} dlya resheniya problemy perenosa nejtronov, chtoby opredelit' osnovnye yadernye parametry sistemy. Sravnenie mezhdu raschetnymi i izmerennymi velichinami parametrov takikh kak temperaturnyj koehffitsient, tsennost' reguliruyushchikh ehlementov i kriticheskaya massa predstavlyayut takzhe interes v otsenke nadezhnosti proektnykh raschetov. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-01-15

    vozmozhnost' otdeleniya i ochistki strontsiya-90 ot obshchej massy zagryaznitelej putem nepreryvnogo promyvaniya tonkim ehkstragiruyushchim sloem rastvoritelya. Udalos' dostich' proizvodstva 98-protsentnogo strontsiya iz iskhodnogo materiala, soderzhavshego 95 % inertnogo kal'tsievogo zagryaznitelya. Dalee strontsij-90 pererabatyvalsya dlya polucheniya keramicheskikh ehlementov titanata strontsiya. (author)

  15. Intermediate arithmetic memory; Memoire arithmetique intermediaire; Promezhutochnoe arifmeticheskoe zapominayushchee ustrojstvo; Memoria aritmetica intermediaria

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Amram, Y; Guillon, H; Tandardini, D [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1962-04-15

    de inscribirlas sobre una cinta magnetica. Esta integrada por diez registros de dieciseis cifras binarias y dos conmutadores de diez posiciones, que gobiernan, uno la escritura y el otro la lectura; ademas hay circuitos auxiliares que aseguran el avance correcto de cada conmutador con respecto al otro. Debido al reducido valor de la capacidad minima exigida y de la persistencia necesaria, se han adoptado como elementos de memoria condensadores aislados mediante diodos de silicio. He aqui sus principales caracteristicas: tiempo de acceso inferior a 10 {mu}s; cadencia de salida: 0,25 - 0,5 - 1 o 2 ms. Solamente los circuitos de conmutacion estan provistos de tubos electronicos de tipo corriente y de trocotrones. Los circuitos logicos a base de transistores y los elementos de la memoria vienen montados sobre cartones impresos de 10 x 10 cm. El aparato adopta la forma de un estante (rack) de cinco unidades, de 50 cm de profundidad. (author) [Russian] Ehto zapominayushchee ustrojstvo prednaznacheno dlya regulirovaniya postupleniya predvaritel'no kodirovannoj informatsii dlya zaneseniya ee na magnitnuyu lentu. Ono sostoit iz 10 registrov s 16-t'yu dvoichnymi tsiframi i dvukh kommutatorov s 10 pozitsiyami, odin iz kotorykh upravlyaet pishushchim, a drugoj chitayushchim prisposobleniyami. Vspomogatel'nye tsepi obespechivayut pravil'noe polozhenie kazhdogo kommutatora po otnosheniyu k drugomu. Vvidu neznachitel'noj trebuemoj emkosti i neprodolzhitel'nosti uderzhaniya informatsii v kachestve ehlementov zapominayushchego ustrojstva byli vybrany kondensatory, izolirovannye kremnievymi diodami. Osnovnymi kharakteristikami yavlyayutsya: vremya podkhoda men'she 10 {mu}s; chastota vykhoda: 0,25 - 0,5 - 1 ili 2 ms. Tol'ko tsepi pereklyucheniya oborudovany obychnymi ehlektronnymi i trokhotronnymi lampami. Tranzistornye logicheskie tsepi i ehlementy zapominayushchego ustrojstva smontirovany na pechatnykh skhemakh razmerom 10 x 10 cm. Ustrojstvo vyglyadit v vide sostoyashchej iz 5

  16. Metabolism of fission products in man: Marshallese experience; Metabolisme des produits de fission radioactifs chez l'homme: donnees recueillies aux iles Marshall; Metabolizm radioaktivnykh produktov deleniya v organizme cheloveka. (dannye obsledovaniya zhite- lej marshal'skikh ostrovov); Metabolismo de productos de fision radiactivos en el hombre: datos obtenidos en los habitantes de las islas Marshall

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cohn, S. H. [Brookhaven National Laboratory, Upton, Long Island, NY (United States)

    1963-02-15

    gracias a estos estudios. Presenta los resultados de un tratamiento con la sal calcico-disodica del EDTA, que se efectuo poco despues de la contaminacion con el proposito de modificar la velocidad de eliminacion de las mezclas de productos de fision en los habitantes de las islas Marshall. Tambien discute el metabolismo de los radionuclidos y su relacion con la radiactividad ambiente en aquella zona. (author) [Russian] Meditsinskoe'obsledovanie zhitelej Marshal'skikh ostrovov, sluchajno podvergshikhsya dejstviyu mestnykh radioaktivnykh osadkov v 1954 godu, yavlyaetsya unikal'nym v tom smysle, chto ono, naryadu s obsledovaniem yaponskikh rybakov, daet vozmozhnost' poluchit' edinstvennye v ehtoj oblasti dannye po metabolizmu smeshannykh produktov deleniya v organizmakh lyudej. Rannyaya diagnostika vnutrennego radioaktivnogo zarazheniya osushchestvlyalas' s pomoshch'yu radiokhimicheskogo analiza vydelenij obluchennykh lyudej i metodami radiokhimicheskogo analiza tkanej zhivotnykh obluchennykh odno-vremenno. Na nachal'noj stadii bol'shuyu chast' vnutrennej dozy radiatsii sostavlyali strontsij-89, barij-140, jod-131, ikh bolee korotkozhivushchie dochernie produkty i ryad redkozemel'nykh ehlementov. Cherez god osnovnymi radioizotopami byli strontsij-90, tsezij-137 i tsink-65. Pozdnee periodi- cheski izmeryalas' aktivnost' ehtikh radioizotopov, a eshche pozdnee i kobal'ta-60. Nachinaya s 1958 goda gamma-spektry u zhitelej Marshal'skikh ostrovov poluchayut s pomoshch'yu portativnogo schetchika dlya izmereniya aktivnosti vsego tela. V doklade obsuzhdayutsya dannye ehtikh issledovanij za prshedshie vosem' let. Privodyatsya rezul'taty rannikh popytok izmenit' skorost' udaleniya smeshannykh produktov deleniya iz organizma s pomoshch'yu dvunatrievogo kal'tsiya EDTA. Obsuzhdaetsya takzhe metabolizm radioizotopov i svyaz'ikh s urovnyami v okruzhayushchej srede. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

  18. Liver Scanning with Colloidal Radiogold; Exploration du foie a l'aide de l'or radioactif colloidal; Issledovanie pecheni pri pomoshchi radioaktivnogo kolloidal'nogo zolota; Exploracion del higado con oro coloidal radiactivo

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Donato, L; Becchini, M F; Panichi, S [Centro di Medicina Nucleate, University of Pisa (Italy)

    1959-07-01

    esquemas anatomico y funcional. (author) [Russian] Avtory soobshchayut o svoem opyte v ispol'zovanii kolloidal'nog o zolota Ah{sup 198} dlya issledovaniya pecheni. Dlya polucheniya chetkogo razgranicheniya pecheni ot sosednikh organov i okru-zhayushchikh tkanej obychno trebuetsya doza mechenykh ehlementov, sootvetstvuyushcha ya 2,5 {mu}C/Kg. Vsya protsedura issledovaniya, kotoraya nachinaetsya cherez 30 minut posle vnutrivennogo vspryskivaniya, zanimaet okolo 90 minut pri ispol'zovanii polnost'yu avtomaticheskoj apparatury. Verkhnie i bokovye kontury pecheni obychno luchshe razlichayutsya chem nizhnie. Ispol'zovanie fokusiruyushchi kh kollimatorov (poristogo tipa) znachitel'no uluchshaet poluchaemye rezul'taty. V obychnykh usloviyakh pechen' yavlyaetsya edinstvennym organom, kotoryj chetko viden na ehkrane. V nekotorykh sluchayakh pri splenomegalii i tsirroza pecheni mozhno krome togo videt' i selezenku, veroyatno v svyazi s sokrashcheniem retikulo-ehndotelialyyuj sistemy pecheni. Sudya po priobretennomu avtorami opytu, dannyj metod ves'ma maloehffektive n dlya opredeleniya nebol'shikh metastazov pecheni, kotorye ne izmenyayut ob{sup e}ma i Formy poslednej. Dazhe v sluchayakh podtverzhdennog o operatsiej nalichiya mnozhestva razbrosannykh melkikh uzelkov metastaticheskog o kharaktera issledovaniya ehtim metodom dali neyasnye rezul'taty. Ispol'zovanie radioaktivnog o zolota-198 mozhet v sluchayakh rasseyannogo ili zonal'nogo rasshireniya - nezavisimo ot prichiny - sposobstvovat' vyyasnesho, vyzvany li ehti izmeneniya rasshireniem normal'no funktsioniruyushche j tkani ili zhe nalichem v tkani pecheni patologicheski kh obrazovanij. Ochen' udalnym okazalos' sochetanie radioizotopnog o issledovaniya pecheni s issledovaniem ee konturov rentgenovskimi luchami posle provedeniya pnevmoperitoneuma, tak kak ono pozvolyaet provesti sravnenie mezhdu anatomicheskim i funktsional'ny m sostoyaniem dannogo organa. Kontury, poluchaemye na stsintigrammakh i na rentgenovskikh snimkakh

  19. Synthesis of methyl 3-O-{alpha}-d-glucopyranosyl-C{sub 6}{sup 14}-{beta}-d-xylopyranoside and methyl 2-O-{alpha}-d-Glucopyranosyl-C{sub 6}{sup 14}-l-noviopyranoside; Synthese de methyl-3-O-alpha-D-glucopyranosyl-C{sup 14}-beta-D-xylophranoside et methyl-2-O-alpha-D-glucopyranosyl-C{sub 6}{sup 14}-L-noviopyranoside; Sintez metil-3-O-{alpha}-D-glyukopiranozila-C{sub 6}{sup 14}-{beta}-D-ksilopiranozid i metil 2-O-{alpha}-D-glyukopiranozil-C{sub 6}{sup 14}-L-noviopiranozid; Sintesis de la metil 3-O-{alpha}-D-glucopiranosil-{sup 14}C{sub 6}-{beta}-D-xilopiranosido y de la metil 2-O-{alpha}-D-glucopiranosil-{sup 14}C{sub 6}-L-noviopiranosido

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Barker, S A; Keith, M C; Stacey, M; Stroud, D B.E. [Chemistry Department, University of Birmingham (United Kingdom)

    1962-03-15

    } + metil {beta}-D-ksilopiranozid Penitsillium lilatsinum/transglyukozilas Metil 3-O-{alpha}-D-glyukopiranozil-C{sub 6}{sup 14}-{beta}-D-ksilopiranozid (I) + glyukoza-C{sub 6}{sup 14} Mal'toza-C{sub 12}{sup 14} + metil L-noviopiranozid Fuzarium moniliform/ transglyukozilas Metsh1-2-O-{alpha}-D-glyukopiranozil-C{sub 6}{sup 14}-L-noviopiranozid (II) + glyukoza-C{sub 6}{sup 14}. Pri takom sinteze predpolagaetsya, chto anomericheskij kharakter glikozidnoj svyazi donorkogo disakharida budet sokhranen v soedinennom disakharide i chto peremeshchennyj ostatok glikozila primknet cherez svoyu vosstanovitel'nuyu gruppu k retseptoru monosakharida glikozida. Pri ispol'zovanii mechennykh C{sup 14} donornogo disakharida ili retseptora glikozida vozmozhen sintez disakharida tol'ko s odnoj iz mechenykh grupp sakhara. Pri sinteze II edinstvennaya gidroksil'naya svobodnaya gruppa v retseptore metilnoviozida nakhoditsya v C{sub 2}, i tol'ko zdes' mozhno prisoedinit' perenosnoj ostatok glikozida. Pri sinteze I metil-ksilozid imeet svobodnyj gidroksil pri C{sub 2}, C{sub 3} i C{sub 4}, a takzhe bylo obnaruzheno peremeshchenie mikrobial'nogo ehnzima v ostatok glikozila osobenno v gidroksil pri C{sub 3}. Struktury I i II byli vyyavleny v rezul'tate analiza ehlementov, opticheskoj rotatsii, infrakrasnogo spektra sovmestno s proverkoj produktov kislotnogo gidroliza i okisleniem periodata. (author)

  20. Dispersions of Oxides in Oxide Matrices as High-Temperature Reactor Fuels; Dispersions d'oxyde dans des matrices d'oxyde, utilisees comme combustibles dans des reacteurs a haute temperature; Dispersiya okisej v okislovykh matritsakh v kachestve topliva dlya vysokotemperaturnogo reaktora; Empleo de dispersiones de oxidos en matrices de oxidos, como combustibles para reactores de elevada temperatura

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Williams, J. [Atomic Energy Research Establishment, Harwell (United Kingdom)

    1963-11-15

    incorporarlas en matrices de elevada densidad. Los trabajos sobre metodos de elaboracion en escala experimental se hallan bastante avanzados. (author) [Russian] Daetsya obzor vozmozhnosti primeneniya dispersij PuO{sub 2},UO{sub 2}, ThO{sub 2} v matritsakh iz BeO, Al{sub 2}O{sub 3}, MgO i SiO{sub 2} s tochki zreniya sokhraneniya tselostnosti takogo topliva i sposobov ego izgotovleniya. Neizmennost' razmerov i sposobnost' uderzhaniya produktov deleniya yavlyayutsya naibolee vazhnymi svojstvami s tochki zreniya sokhraneniya tselostnosti topliva. Sovmestimost' sostavnykh ehlementov topliva drug s drugom i s teplonositelem okazyvayut vliyanie na neizmennost' razmerov, no v ehtom otnoshenii okislovye vidy topliva obladayut znachitel'nymi preimushchestvami. Na izmenenie razmerov pod dejstviem oblucheniya okazyvayut vliyanie: povrezhdeniya matritsy pod dejstviem nejtronov i oskolkov deleniya; radiatsionnoe povrezhdenie fazy delyashchikhsya veshchestv vosproizvodyashchikh materialov i nakoplenie produktov deleniya v gazoobraznom sostoyanii. Termicheskie napryazheniya takzhe mogut vyzyvat' izmeneniya formy. Odnako svedeniya o mekhanizme relaksatsii napryazhenij slishkom ogranicheny, chtoby mozhno bylo dat' kakuyu-libo priemlimuyu teoreticheskuyu otsenku povedeniyu topliva. Issledovaniya vykhoda produktov deleniya kak v sluchae legkogo oblucheniya, tak i pri sil'nom vygoranii okisej delyashchikhsya veshchestv/vosproizvodyashchikh materialov ogranichivalis' glavnym obrazom gazoobraznymi produktami deleniya, preimushchestvenno ksenonom. Dannye o vykhode drugikh produktov deleniya, a takzhe svedeniya o prokhozhdenii produktov deleniya voobshche cherez vozmozhnye materialy dlya matrits ochen' ogranicheny. Issledovaniya pronitsaemosti chistykh spekshikhsya okisej pokazyvayut, chto dlya ustraneniya otkrytoj poristosti takikh matrits potrebovalos' by dostizhenie plotnostej, dokhodyashchikh po men'shej mere do 95, a to i do 98% ot teoreticheski osushchestvimoj. Dlya izgotovleniya chastits

  1. Performance Characteristics of the Experimental Boiling Water Reactor from 0 to 100 MW(t); Performances de l'EBWR de 0 a 100 MW; Rabochaya kharakteristika ehksperimental'nogo kipyashchego reaktora EBWR pri moshchnosti 0 - 100 mgvt.; Rendimiento del reactor experimental de agua hirviente (EBWR) entre 0 y 100 MW

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Iskenderian, A.; Lipinski, W. C.; Petrick, M.; Wimunc, E. A. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1963-10-15

    entonces de comportarse como reactor de agua hirviente de ciclo directo; en cierto modo, funciona como reactor de ciclo doble y circulacion natural. (author) [Russian] 25 maya 1962 goda Argonnskaya natsional'naya laboratoriya poluchila razreshenie KAEH SSHA na ehkspluatatsiyu reaktora EBWR na moshchnosti 100 mgvt. Administrativnoe razreshenie na ehkspluatatsiyu reaktora bylo predostavleno sistemoj garantij. Mezhdunarodnogo agentstva po atomnoj ehnergii 11 iyulya 1961 goda. 15 noyabrya 1962 goda byl dostignut uroven' moshchnosti v 100 mgvt. 6 dekabrya 1962 goda ehksperimental'naya programma byla zakonchena. Odnoj iz osnovnykh tselej ee byla tshchatel'naya proverka reaktora dlya polucheniya dannykh i informatsii rabochej kharakteristiki ehtogo tipa reaktora. Ehta programma byla pervoj programmoj takogo roda i pervoj vypolnennoj programmoj. Dlya polucheniya nuzhnykh dannykh neobkhodimo bylo razrabotat' mnogie novye pribory. TSel' byla dostignuta, polucheno mnogo novykh dannykh o rabochej kharakteristike kipyashchego reaktora s estestvennoj tsirkulyatsiej. Tak,naprimer, poluchena informatsiya otnositel'no skorosti potoka tsirkulyatsii v zamknutom tsikle, predelov separatsii zhidkogo para (vydelenie para v osadok v spusknoj trube i unos zhidkosti ehflu- entom para), nedogreva, lokalizatsii dejstvitel'noj poverkhnosti razdela v reaktore i ee svyazi s urovnem vodnoj kolonki, skorosti razrusheniya para v spusknoj trube, pustotnykh koehffitsientov, reaktivnoj sposobnosti H{sub 3}BO{sub 3}, temperaturnykh koehffitsientov, ispol'zovaniya sterzhnej iz bora dlya tselej kontrolya, ispol'zovaniya svezhikh toplivnykh ehlementov, peredatochnykh funktsij,analiza shuma, nekotorykh izmerenij potoka, stabil'nosti i t.d. Krome togo, byli polucheny dannye o povedenii i tselostnosti nekotorykh reaktornykh komponentov i sistem, takikh, kak bornokislaya kontrol'naya reaktsiya, urovni radiatsii, raspredelenie produktov korrozii, vykhod iz stroya oborudovaniya, toplivo i reguliruyushchie sterzhni i t

  2. 100-Mc counting system; Ensemble de comptage a 100 megacycles; Schetnaya sistema na 100 megatsiklov; Sistema contador de 100 megaciclos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sugarman, R; Higinbotham, W A; Yonda, A H [Brookhaven National Laboratory, Upton, Long Island, NY (United States)

    1962-04-15

    vklyucheniya toka s tranzistorami i germanievymi tunnel'nymi diodami. Vse kriticheskie skhemy imeyut vremya narastaniya i razbros vremeni v razmere dvukh nanosekund i menee. K logicheskim ehlementam otnosyatsya ogranichitel' amplitudy impul'sov, diskriminator, mnogokanal'naya skhema sovpadenij, chetyrekhkratnyj raspredelitel' impul'sov i shkala na 8 delenij. Rasshivatel' pozvolyaetogranichitelyu ili vykhodu diskriminatora sozdavat' lyubye kombinatsii chetyrekh ehlementov. Kazhdyj ehlement predstavlyaet soboj otdel'nyj smennyj modul'. EHlementy vzaimosvyazany s kabelem na 50 om ne menee, chem s odnoj zamykayushchej skhemoj. Bol'shinstvo modul'nykh vkhodov i vykhodov sovmestimy, i diskriminator, naprimer, mozhet libo privodit' v dvizhenie skhemu sovpadenij, libo privodit'sya v dvizhenie po skheme sovpadenij s pomoshch'yu vklyuchayushchikh kabelej. Dlya obespecheniya raboty na bol'shoj skorosti, a takzhe khoroshej stabil'nosti po vremeni i temperature, tranzistory rabotayut na edinom zaryadnom usilenii libo v vide vklyucheniya toka, libo v linejnom vide kak rasprostranennyj usilitel'. Kazhdyj tunnel'nyj diod obespechivaet dopolnitel'noe vklyuchaemoe zaryadnoe usilenie v razmere ot 2 do 5 s takoj zhe stabil'nost'yu i polosno-propusknym ustrojstvom v kachestve tranzistorov. Kazhdyj modul' prednaznachen dlya ispol'zovaniya do postoyannoj skorosti scheta v razmere 100 megaimpul'sov v sekundu. Vysokie rabochie tsikly sistemy yavlyayutsya vozmozhnymi blagodarya vzaimosvyazyam postoyannogo toka i blagodarya ogranicheniyu dvojnoj linii zaderzhki s tsel'yu vosstanovleniya mezhdu impul'sami. Dlya skorostej scheta do 50 megatsiklov ne predpolagaetsya nikakoj poteri pri rabote sistemy. Bazisnyj diskriminator imeet chuvstvitel'nost', kotoruyu mozhno prisposobit' dlya 2-10 milliamper so sparennym vykhodom postoyannogo toka v razmere 10 milliamper pri potentsiale zemli. Vremya narastaniya i padeniya na vykhode sostavlyaet 1 nanosekundu; shirina impul'sa ustanavlivaetsya s pomoshch'yu kabelya

  3. Nuclear geophysics in prospecting for ore and coal deposits; Geophysique nucleaire et prospection des gisements de charbon et autres mineraux; Yadernaya geofizika pri razvedke rudnykh i ugol'nykh mestorozhdenij; Geofisica nuclear u prospeccion de yacimientos de carbon y otros minerales

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bulashevich, Yu P; Voskobojnikov, G M; Muzyukin, L V

    1962-01-15

    , intensivnost' kotoroj rezko oslablyaetsya s uvelicheniem srednego atomnogo nomera ehlementov sredy. EHtim metodom uspeshno vydelyayutsya rudnye zony s tyazhelymi ehlementami (svinets, vol'fram, rtut' i dr.). CHuvstvitel'nost' metoda poryadka 0,01 % SGGK uspeshno primenyaetsya na zhelezorudnykh (sideritovykh) mestorozhde- niyakh. Anomal'no bol'shoe sechenie zakhvata teplovykh nejtronov borom pozvolyaet vydelyat' v razreze skvazhin boronosnye zony metodami NGK i NNK. Meshayushchee vliyanie vody isklyuchaetsya inversionnymi zondami. EHti nejtronnye metody, a takzhe nejtronno-aktivatsionnyj karotazh nashli primenenie takzhe na mestorozhdeniyakh medi, margantsa, alyuminiya i nekotorykh drugikh. Nepreryvnyj aktivatsionnyj karotazh tselesoobrazen pri podkhodyashchem periode poluraspada voznikayushchego radioaktivnogo izotopa. Pri ehtom teoriya pozvolyaet ustanovit' optimal'nye usloviya karotazha (skorost', dlina zonda i t.d.). Registratsiya nejtronov pri foto-nejtronnom karotazhe pozvolyaet vydelyat' zony, obogashchennye berilliem, i otsenivat' soderzhaniya ehtogo ehlementa, nachinaya s 0,001%. Opyt podtverzhdaet ehffektivnost' i ehkonomicheskuyu tselesoobraznost' primeneniya metodov yadernoj geofiziki pri razvedke rudnykh i ugol'nykh mestorozhdenij. (author)