Abstract
Under the EURATOMCEA Association project a fast-neutron critical mock-up, Masurca, is now being built at the Cadarache Nuclear Research Centre. The main purpose of this extremely versatile facility is the study of non-moderated, plutonium critical assemblies of large volume and hence having a relatively soft neutron spectrum. The paper explains what these studies are for. The facility must satisfy certain conditions and, in essence, combine great versatility with almost absolute operational safety. The safety problem was dealt with by: (1) Seeking inherent safety: with simulated fuel elements it was possible to obtain (a) a negative reactivity coefficient from the cumulative longitudinal expansion of these elements: (b) a negative Doppler coefficient; (2) Using a set of shim-safety rods which can be placed in a square lattice with spacings of about 30cm; (3) A pressure vessel, containing reserves of argon in case of fire: and (4) Strict administrative supervision. A U-Pu-Fe metallic alloy being chosen as the basic element in the fuel simulation, provision for cooling large-volume critical assemblies must be incorporated in the facility. Sodium, the coolant used in simulated reactors, will be represented by sodium strips clad in stainless steel. The facility is designed as a vertical single-block unit in
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Schmitt, A. P.;
Storrer, F.;
Vendryes, G.;
[1]
Tavernier, G.;
Van Dievoet, J.
[2]
- Association CEA-EURATOM, Cadarache (France)
- Societe Belgo-Nucleaire, Bruxelles (Belgium)
Citation Formats
Schmitt, A. P., Storrer, F., Vendryes, G., Tavernier, G., and Van Dievoet, J.
MASURCA, a Fast-Neutron Critical Mock-Up: Operation and Uses; MASURCA. Maquette Critique a Neutrons Rapides. Description Fonctionnelle et Obiectifs; ''MAZURKA'' - kriticheskaya model' na bystrykh nejtronakh. funktsional'noe opisanie i tseli; Descripcion Funcional y Objetivos de la Maqueta Critica de Neutrones Rapidos 'MASURCA '.
IAEA: N. p.,
1964.
Web.
Schmitt, A. P., Storrer, F., Vendryes, G., Tavernier, G., & Van Dievoet, J.
MASURCA, a Fast-Neutron Critical Mock-Up: Operation and Uses; MASURCA. Maquette Critique a Neutrons Rapides. Description Fonctionnelle et Obiectifs; ''MAZURKA'' - kriticheskaya model' na bystrykh nejtronakh. funktsional'noe opisanie i tseli; Descripcion Funcional y Objetivos de la Maqueta Critica de Neutrones Rapidos 'MASURCA '.
IAEA.
Schmitt, A. P., Storrer, F., Vendryes, G., Tavernier, G., and Van Dievoet, J.
1964.
"MASURCA, a Fast-Neutron Critical Mock-Up: Operation and Uses; MASURCA. Maquette Critique a Neutrons Rapides. Description Fonctionnelle et Obiectifs; ''MAZURKA'' - kriticheskaya model' na bystrykh nejtronakh. funktsional'noe opisanie i tseli; Descripcion Funcional y Objetivos de la Maqueta Critica de Neutrones Rapidos 'MASURCA '."
IAEA.
@misc{etde_22127307,
title = {MASURCA, a Fast-Neutron Critical Mock-Up: Operation and Uses; MASURCA. Maquette Critique a Neutrons Rapides. Description Fonctionnelle et Obiectifs; ''MAZURKA'' - kriticheskaya model' na bystrykh nejtronakh. funktsional'noe opisanie i tseli; Descripcion Funcional y Objetivos de la Maqueta Critica de Neutrones Rapidos 'MASURCA '}
author = {Schmitt, A. P., Storrer, F., Vendryes, G., Tavernier, G., and Van Dievoet, J.}
abstractNote = {Under the EURATOMCEA Association project a fast-neutron critical mock-up, Masurca, is now being built at the Cadarache Nuclear Research Centre. The main purpose of this extremely versatile facility is the study of non-moderated, plutonium critical assemblies of large volume and hence having a relatively soft neutron spectrum. The paper explains what these studies are for. The facility must satisfy certain conditions and, in essence, combine great versatility with almost absolute operational safety. The safety problem was dealt with by: (1) Seeking inherent safety: with simulated fuel elements it was possible to obtain (a) a negative reactivity coefficient from the cumulative longitudinal expansion of these elements: (b) a negative Doppler coefficient; (2) Using a set of shim-safety rods which can be placed in a square lattice with spacings of about 30cm; (3) A pressure vessel, containing reserves of argon in case of fire: and (4) Strict administrative supervision. A U-Pu-Fe metallic alloy being chosen as the basic element in the fuel simulation, provision for cooling large-volume critical assemblies must be incorporated in the facility. Sodium, the coolant used in simulated reactors, will be represented by sodium strips clad in stainless steel. The facility is designed as a vertical single-block unit in view of the maximum volume of the cores to be simulated (about 5000 1). The simulated elements are shaped like a right prism with a square base (except in the case of fuel elements which have a circular base) with an outer side (or diameter) of 12.7 mm and a height of 102 mm. They are placed in tubes having an over- all length of about 4 m and square sections whose outer side is 10.6 mm. These tubes are placed side by side and suspended. Smaller tubes can be placed in the central area of the suspension plate so that smaller cores can be made. A special heating loop can also be placed in the central part of the facility to measure the Doppler coefficient. The paper describes how the facility works. Reference is made to the possibility of simulating fast reactor oxide cores (by using ferrous oxide elements to introduce oxygen) and carbide cores (by using graphite elements). The paper also discusses the mixed loading technique which will have to be used in view of the amounts of plutonium available for such experiments during the present decade, and the techniques which will be used to determine the basic neutron parameters. The place of this critical mock-up in the general basic physics research of fast neutron reactor development is indicated: the experimental means involved include a Harmonie reactor source, to serve in developing measuring techniques and providing data for exponential experiments, and accelerators serving as static and dynamic neutron sources for subcritical experiments with fast neutrons. (author) [French] Dans le cadre de l'Association EURATOM-CEA, on construit actuellement au Centre d'etudes nucleaires de Cadarache une maquette critique a neutrons rapides appelee 'Masurca'. Cette machine d'une grande souplesse est essentiellement destinee a faire des etudes sur des assemblages critique, non ralentis, au plutonium, de grand volume ayant donc un spectre neutronique relativement mou. Les buts de ces etudes sont developpes dans le memoire. Pour mener a bien ces travaux, une machine de ce genre doit satisfaire a un certain nombre de conditions: essentiellement, elle doit associer a une grande souplesse d'utilisation une securite de fonctionnement quasi absolue. Ce probleme de securite a ete resolu par: 1. Une recherche de securite intrinseque, les elements de simulation du combustible permettant d'obtenir a) un coefficient de reactivite negatif du a la dilatation longitudinale cumulative de ces elements et b) un coefficient Doppler negatif; 2. L'utilisation d'un jeu de barres de controle de securite et de compensation. Ces barres peuvent se placer suivant un reseau carre de 30 cm de pas environ; 3. Uneenceinte etanche dans laquelle se trouve une reserve d'argon contre incendie; 4. Un controle administratif strict. Le choix d'un alliage metallique U-Pu-Fe, comme element de base de la simulation du combustible, impose de prevoir un refroidissement des assemblages critiques de grand volume construit dans la machine. Le sodium, fluide de refroidissement des reacteurs a simuler, sera represente par des reglettes de sodium gainees d'acier inoxydable. La conception de cette machine est du type vertical- monobloc. Les raisons qui ont conduit a ce choix sont liees au volume maximum des coeurs qu'il est prevu de simuler (de l'ordre de 5000 1). Les elements de simulation ont la forme d'un prisme droit a base carree (sauf pour les elements combustibles qui ont une base circulaire) de 12,7 mm de cote (ou de diametre) exterieur et de 102 mm de hauteur. Il sont places dans des tubes de section carree de 106 mm de cote exterieur et de l'ordre de 4 m de longueur hors tout. Ces tubes sont places cote a cote et suspendus. La region centrale de la plaque de suspension peut accepter de plus petits tubes pour permettre de monter des coeurs de petite dimension. Une boucle speciale chauffante peut egalement se placer dans la partie centrale de la machine, afin de pouvoir mesurer le coefficient Doppler. Le memoire presente une description fonctionnelle de la machine. On mentionne la possibilite de realiser la simulation de coeurs de reacteurs rapides a oxydes (a l'aide d'elements d'oxyde de fer pour introduire l'oxygene) et a carbures (a l'aide d'elements en graphite). On discute la technique de chargements mixtes qu'il faudra employer compte tenu de l'inventaire en plutonium disponible pour de telles experiences dans la presente decennie, et les techniques qui seront utilisees pour la determination des parametres neutroniques fondamentaux. Enfin, on indique la place qu'occupe cette maquette critique dans l'ensemble des recherches de physique de base liees au developpement des reacteurs a neutrons rapides. En particulier les moyens experimentaux mis en oeuvre comprennent un reacteur source ' Harmonie ' destine a la mise au point des techniques de mesure et a l'alimentation d'experiences exponentielles, et des accelerateurs fonctionnant comme source de neutrons statique et dynamique pour alimenter des experiences sous-critiques a neutrons rapides. (author) [Spanish] El EURATOM y el Commissariat a l'energie atomique estan construyendo actualmente en el Centre d'etudes nucleaires de Cadarache, una maqueta critica de neutrones rapidos denominada <>. Esta instalacion, de gran flexibilidad de aplicacion se destina esencialmente a la realizacion de estudios sobre conjuntos criticos de plutonio, de gran volumen, sin moderador, cuyo espectro neutronico es, pues, relativamente blando. Los autores exponen en la memoria el proposito de taies estudios. A fin de asegurar su exito, la instalacion debe reunir ciertas condiciones: en esencia, ademas de su gran capacidad de adaptacion, debe ofrecer una seguridad de funcionamiento practicamente absoluta. Este problema de la seguridad se resolvio por los siguientes medios: 1. Estudio de las condiciones de seguridad inulhseca; los elementos de simulacion del combustible permiten obtener a) un coeficiente de reactividad negativo, debido a la dilatacion longitudinal acumulativa de estos elementos y b) un coeficiente Doppler negativo. 2. Empleo de un juego de barras de control de seguridad y de compensacion. Estas barras pueden colocarse en forma de reticulado cuadrado con un espaciamiento de unos 30 cm. 3. Un iecinto hermetico que contiene una reserva de argon contra incendios. 4. Un estricto control administrative. La adopcion de una aleacion metalica U-Pu-Fe para la simulacion del combustible obliga a asegurar la refrigeiacion de los conjuntos criticos de gran volumen construidos en la instalacion. El sodio, llquido refrigerante de los reactores simulados, estara representado por varillas de sodio revestidas de acero inoxidable. El concepto de esta instalacion se ajusta- al tipo monobloque vertical. Las razones que decidieron esta eleccion guatdan lelacion con el volumen maximo de los cuerpos que se proyecta simular (que es del orden de los 5000 l). Los elementos simulados adoptan la forma de un prisma recto de base cuadrada (salvo los elementos combustibles, que tienen base circular), de 12,7 mm de lado(o de diametro), exteriormente, por 102 mm de altura. Estan colocados dentro de tubos de seccion cuadrada de 106 mm de lado, de una longitud de unos 4 m de punta a punta. Estos tubos estan yuxtapuestos y suspendidos de una placa. La region central de esta placa de suspension admite tambien tubos mas pequeflos, a fin de facilitar la instalacion de cuerpos de menor tamaflo. Asimismo, se puede montar en el centro de la instalacion un circuito especial de calentamiento, a fin de medir el coeficiente Doppler. La memoria presenta una descripcion funcional de la instalacion. Se alude a la posibilidad de realizar una simulacion de cuerpos de reactores rapidos a base de oxido (mediante elementos de oxido de hierro para introducir el oxfgeno) y de carburos (mediante elementos de grafito). Se describe la tecnica de las cargas mixt as que sera menester aplicar, habida cuenta de las reservas de plutonio disponibles para estos experimentos en el corriente decenio y las tecnicas que se utilizaran para determinar los parametras neutranicos esenciales. Por oltimo, los autores indican el lugar que ocupa esta maqueta critica en el marco de las investigaciones de fisica fundamental relacionadas con el desarrollo de los reactores de neutrones rapidos. En particular, entre los roedios experimentales utilizados, figura un reactor-fuente Uamado 'Harmonie', destinado al perfeccionamiento de las tecnicas de medicion y a servir como fuente en experimentos exponenciales, asi como unos aceleradores que actdan como fuentes neutronicas estaticas y dinamicas para llevar a cabo experimentos subcriticos con neutrones rapidos. (author) [Russian] V nastojashhee vremja v Centre jadernyh issledovanij Kadarash v ramkah Associacii Evratom -KAJe konstruiruetsja kriticheskij maket na bystryh nejtro- nah pod nazvaniem {sup M}azurka{sup .} Jeta ustanovka obladaet bol'shimi vozmozhnostjami dlja pro- vedenija jeksperimentov i prednaznachena glavnym obrazom dlja provedenija issledovanij na krupnyh plutonievyh kriticheskih sborkah bez zamedlitelej s otnositel'no podvizhnym nej- tronnym spektrom. Izlagajutsja celi issledovanij, dlja osushhestvlenija kotoryh podobnaja ustanovka dolzhna otvechat' opredelennym uslovijam. Prezhde vsego ona dolzhna imet' bol'shuju gibkost' v ispol'zovanii i obespechivat' pochti absoljutnuju bezopasnost' v rabote. Problema bezopasnosti byla reshena putem: 1 .Issledovanija prisushhej ustanovke bezopasnosti; jelementy, imitirujushhie toplivo, pozvolili poluchit': a) kojefficient otricatel'noj reaktivnosti v rezul'tate kumu- ljativnogo prodol'nogo rasshirenija jetih jelementov; b) otricatel'nyj kojefficient Dopplera. 2 .Ispol'zovanija puchka avarijnyh upravljajushhih sterzhnej i kompensirujushhih sterzhnej; jeti sterzhni mogut razmeshhat'sja na reshetke s kvadratom 30 sm. 3.Primenenija germeticheskoj kamery s argonom na sluchaj pozhara. 4 . Strogogo administrativnogo kontrolja. Vybor metallicheskogo splava uran -plutonij -zhelezo v kachestve osnovnogo jelementa imitirovanija topliva zastavljaet predusmatrivat' ohlazhdenie krupnyh kriticheskih sborok v ustanovke. Natrij v kachestve zhidkogo ohladitelja dlja modeliruemyh reaktorov predstavlen natrie- vymi palochkami v obolochke iz nerzhavejushhej stali. Jeta ustanovka predstavljaet soboj vertikal'no-monoblokovyj tip. Takoj vybor ob{sup -} jasnjaetsja stremleniem poluchit' maksimal'nyj ob{sup e}m aktivnyh zon, kotoryj bylo predusmot- reno modelirovat' (porjadka 5000 l). Imitirujushhie jelementy imejut formu prjamoj prizmy s kvadratnym osnovaniem (krome toplivnyh jelementov s krugovoj osnovoj) s vneshnej storonoj (ili diametrom) 12,7 mm i vysotoj 102 mm. Oni razmeshheny v trubah kvadratnogo sechenija s vneshnej storonoj 106 mm i dlinoj porjadka 4 m. Jeti truby nahodjatsja v pod- veshennom sostojanii rjadom drug s drugom. Central'naja chast' podveshennoj plity mozhet prinimat' men'shie truby, chto pozvoljaet sozdavat' aktivnye zony nebol'shih razmerov. Special'nyj podogretyj kontur takzhe mozhet peremeshhat'sja v central'noj chasti ustanovki, chto daet vozmozhnost' izmerjat' kojefficient Dopplera. V doklade daetsja funkcional'noe opisanie ustanovki. Ukazyvaetsja na vozmozhnost' osushhestvlenija modelirovanija aktivnyh zon bystryh reaktorov na okislah (s pomoshh'ju jelementov iz okisi zheleza dlja vvedenija kisloroda) i na karbidah (s pomoshh'ju grafitovyh jele- mentov). Obsuzhdaetsja metod smeshannyh zagruzok, ko.toryj neobhodimo budet primenjat' vvidu opredelennogo kolichestva plutonija, ispol'zuemogo v takih opytah v nastojashhem desja- tiletii, i metodov, kotorye budut primenjat'sja dlja opredelenija osnovnyh nejtronnyh pa- rametrov. V zakljuchenie ukazyvaetsja mesto, kotoroe zanimaet jetot kriticheskij maket sredi os- novnyh fizicheskih issledovanij, svjazannyh s razrabotkoj reaktorov na bystryh nejtronah. V chastnosti, ispol'zovannye jeksperimental'nye sredstva vkljuchali reaktor-istochnik ''Garmonija'', prednaznachennyj dlja razrabotki,metodov izmerenija i dlja obespechenija jeksponenci- al'nyh opytov, a takzhe uskoriteli v kachestve istochnika staticheskih i dinamicheskih nejtronov dlja obespechenija podkriticheskih opytov na bystryh nejtronah. (author)}
place = {IAEA}
year = {1964}
month = {Feb}
}
title = {MASURCA, a Fast-Neutron Critical Mock-Up: Operation and Uses; MASURCA. Maquette Critique a Neutrons Rapides. Description Fonctionnelle et Obiectifs; ''MAZURKA'' - kriticheskaya model' na bystrykh nejtronakh. funktsional'noe opisanie i tseli; Descripcion Funcional y Objetivos de la Maqueta Critica de Neutrones Rapidos 'MASURCA '}
author = {Schmitt, A. P., Storrer, F., Vendryes, G., Tavernier, G., and Van Dievoet, J.}
abstractNote = {Under the EURATOMCEA Association project a fast-neutron critical mock-up, Masurca, is now being built at the Cadarache Nuclear Research Centre. The main purpose of this extremely versatile facility is the study of non-moderated, plutonium critical assemblies of large volume and hence having a relatively soft neutron spectrum. The paper explains what these studies are for. The facility must satisfy certain conditions and, in essence, combine great versatility with almost absolute operational safety. The safety problem was dealt with by: (1) Seeking inherent safety: with simulated fuel elements it was possible to obtain (a) a negative reactivity coefficient from the cumulative longitudinal expansion of these elements: (b) a negative Doppler coefficient; (2) Using a set of shim-safety rods which can be placed in a square lattice with spacings of about 30cm; (3) A pressure vessel, containing reserves of argon in case of fire: and (4) Strict administrative supervision. A U-Pu-Fe metallic alloy being chosen as the basic element in the fuel simulation, provision for cooling large-volume critical assemblies must be incorporated in the facility. Sodium, the coolant used in simulated reactors, will be represented by sodium strips clad in stainless steel. The facility is designed as a vertical single-block unit in view of the maximum volume of the cores to be simulated (about 5000 1). The simulated elements are shaped like a right prism with a square base (except in the case of fuel elements which have a circular base) with an outer side (or diameter) of 12.7 mm and a height of 102 mm. They are placed in tubes having an over- all length of about 4 m and square sections whose outer side is 10.6 mm. These tubes are placed side by side and suspended. Smaller tubes can be placed in the central area of the suspension plate so that smaller cores can be made. A special heating loop can also be placed in the central part of the facility to measure the Doppler coefficient. The paper describes how the facility works. Reference is made to the possibility of simulating fast reactor oxide cores (by using ferrous oxide elements to introduce oxygen) and carbide cores (by using graphite elements). The paper also discusses the mixed loading technique which will have to be used in view of the amounts of plutonium available for such experiments during the present decade, and the techniques which will be used to determine the basic neutron parameters. The place of this critical mock-up in the general basic physics research of fast neutron reactor development is indicated: the experimental means involved include a Harmonie reactor source, to serve in developing measuring techniques and providing data for exponential experiments, and accelerators serving as static and dynamic neutron sources for subcritical experiments with fast neutrons. (author) [French] Dans le cadre de l'Association EURATOM-CEA, on construit actuellement au Centre d'etudes nucleaires de Cadarache une maquette critique a neutrons rapides appelee 'Masurca'. Cette machine d'une grande souplesse est essentiellement destinee a faire des etudes sur des assemblages critique, non ralentis, au plutonium, de grand volume ayant donc un spectre neutronique relativement mou. Les buts de ces etudes sont developpes dans le memoire. Pour mener a bien ces travaux, une machine de ce genre doit satisfaire a un certain nombre de conditions: essentiellement, elle doit associer a une grande souplesse d'utilisation une securite de fonctionnement quasi absolue. Ce probleme de securite a ete resolu par: 1. Une recherche de securite intrinseque, les elements de simulation du combustible permettant d'obtenir a) un coefficient de reactivite negatif du a la dilatation longitudinale cumulative de ces elements et b) un coefficient Doppler negatif; 2. L'utilisation d'un jeu de barres de controle de securite et de compensation. Ces barres peuvent se placer suivant un reseau carre de 30 cm de pas environ; 3. Uneenceinte etanche dans laquelle se trouve une reserve d'argon contre incendie; 4. Un controle administratif strict. Le choix d'un alliage metallique U-Pu-Fe, comme element de base de la simulation du combustible, impose de prevoir un refroidissement des assemblages critiques de grand volume construit dans la machine. Le sodium, fluide de refroidissement des reacteurs a simuler, sera represente par des reglettes de sodium gainees d'acier inoxydable. La conception de cette machine est du type vertical- monobloc. Les raisons qui ont conduit a ce choix sont liees au volume maximum des coeurs qu'il est prevu de simuler (de l'ordre de 5000 1). Les elements de simulation ont la forme d'un prisme droit a base carree (sauf pour les elements combustibles qui ont une base circulaire) de 12,7 mm de cote (ou de diametre) exterieur et de 102 mm de hauteur. Il sont places dans des tubes de section carree de 106 mm de cote exterieur et de l'ordre de 4 m de longueur hors tout. Ces tubes sont places cote a cote et suspendus. La region centrale de la plaque de suspension peut accepter de plus petits tubes pour permettre de monter des coeurs de petite dimension. Une boucle speciale chauffante peut egalement se placer dans la partie centrale de la machine, afin de pouvoir mesurer le coefficient Doppler. Le memoire presente une description fonctionnelle de la machine. On mentionne la possibilite de realiser la simulation de coeurs de reacteurs rapides a oxydes (a l'aide d'elements d'oxyde de fer pour introduire l'oxygene) et a carbures (a l'aide d'elements en graphite). On discute la technique de chargements mixtes qu'il faudra employer compte tenu de l'inventaire en plutonium disponible pour de telles experiences dans la presente decennie, et les techniques qui seront utilisees pour la determination des parametres neutroniques fondamentaux. Enfin, on indique la place qu'occupe cette maquette critique dans l'ensemble des recherches de physique de base liees au developpement des reacteurs a neutrons rapides. En particulier les moyens experimentaux mis en oeuvre comprennent un reacteur source ' Harmonie ' destine a la mise au point des techniques de mesure et a l'alimentation d'experiences exponentielles, et des accelerateurs fonctionnant comme source de neutrons statique et dynamique pour alimenter des experiences sous-critiques a neutrons rapides. (author) [Spanish] El EURATOM y el Commissariat a l'energie atomique estan construyendo actualmente en el Centre d'etudes nucleaires de Cadarache, una maqueta critica de neutrones rapidos denominada <>. Esta instalacion, de gran flexibilidad de aplicacion se destina esencialmente a la realizacion de estudios sobre conjuntos criticos de plutonio, de gran volumen, sin moderador, cuyo espectro neutronico es, pues, relativamente blando. Los autores exponen en la memoria el proposito de taies estudios. A fin de asegurar su exito, la instalacion debe reunir ciertas condiciones: en esencia, ademas de su gran capacidad de adaptacion, debe ofrecer una seguridad de funcionamiento practicamente absoluta. Este problema de la seguridad se resolvio por los siguientes medios: 1. Estudio de las condiciones de seguridad inulhseca; los elementos de simulacion del combustible permiten obtener a) un coeficiente de reactividad negativo, debido a la dilatacion longitudinal acumulativa de estos elementos y b) un coeficiente Doppler negativo. 2. Empleo de un juego de barras de control de seguridad y de compensacion. Estas barras pueden colocarse en forma de reticulado cuadrado con un espaciamiento de unos 30 cm. 3. Un iecinto hermetico que contiene una reserva de argon contra incendios. 4. Un estricto control administrative. La adopcion de una aleacion metalica U-Pu-Fe para la simulacion del combustible obliga a asegurar la refrigeiacion de los conjuntos criticos de gran volumen construidos en la instalacion. El sodio, llquido refrigerante de los reactores simulados, estara representado por varillas de sodio revestidas de acero inoxidable. El concepto de esta instalacion se ajusta- al tipo monobloque vertical. Las razones que decidieron esta eleccion guatdan lelacion con el volumen maximo de los cuerpos que se proyecta simular (que es del orden de los 5000 l). Los elementos simulados adoptan la forma de un prisma recto de base cuadrada (salvo los elementos combustibles, que tienen base circular), de 12,7 mm de lado(o de diametro), exteriormente, por 102 mm de altura. Estan colocados dentro de tubos de seccion cuadrada de 106 mm de lado, de una longitud de unos 4 m de punta a punta. Estos tubos estan yuxtapuestos y suspendidos de una placa. La region central de esta placa de suspension admite tambien tubos mas pequeflos, a fin de facilitar la instalacion de cuerpos de menor tamaflo. Asimismo, se puede montar en el centro de la instalacion un circuito especial de calentamiento, a fin de medir el coeficiente Doppler. La memoria presenta una descripcion funcional de la instalacion. Se alude a la posibilidad de realizar una simulacion de cuerpos de reactores rapidos a base de oxido (mediante elementos de oxido de hierro para introducir el oxfgeno) y de carburos (mediante elementos de grafito). Se describe la tecnica de las cargas mixt as que sera menester aplicar, habida cuenta de las reservas de plutonio disponibles para estos experimentos en el corriente decenio y las tecnicas que se utilizaran para determinar los parametras neutranicos esenciales. Por oltimo, los autores indican el lugar que ocupa esta maqueta critica en el marco de las investigaciones de fisica fundamental relacionadas con el desarrollo de los reactores de neutrones rapidos. En particular, entre los roedios experimentales utilizados, figura un reactor-fuente Uamado 'Harmonie', destinado al perfeccionamiento de las tecnicas de medicion y a servir como fuente en experimentos exponenciales, asi como unos aceleradores que actdan como fuentes neutronicas estaticas y dinamicas para llevar a cabo experimentos subcriticos con neutrones rapidos. (author) [Russian] V nastojashhee vremja v Centre jadernyh issledovanij Kadarash v ramkah Associacii Evratom -KAJe konstruiruetsja kriticheskij maket na bystryh nejtro- nah pod nazvaniem {sup M}azurka{sup .} Jeta ustanovka obladaet bol'shimi vozmozhnostjami dlja pro- vedenija jeksperimentov i prednaznachena glavnym obrazom dlja provedenija issledovanij na krupnyh plutonievyh kriticheskih sborkah bez zamedlitelej s otnositel'no podvizhnym nej- tronnym spektrom. Izlagajutsja celi issledovanij, dlja osushhestvlenija kotoryh podobnaja ustanovka dolzhna otvechat' opredelennym uslovijam. Prezhde vsego ona dolzhna imet' bol'shuju gibkost' v ispol'zovanii i obespechivat' pochti absoljutnuju bezopasnost' v rabote. Problema bezopasnosti byla reshena putem: 1 .Issledovanija prisushhej ustanovke bezopasnosti; jelementy, imitirujushhie toplivo, pozvolili poluchit': a) kojefficient otricatel'noj reaktivnosti v rezul'tate kumu- ljativnogo prodol'nogo rasshirenija jetih jelementov; b) otricatel'nyj kojefficient Dopplera. 2 .Ispol'zovanija puchka avarijnyh upravljajushhih sterzhnej i kompensirujushhih sterzhnej; jeti sterzhni mogut razmeshhat'sja na reshetke s kvadratom 30 sm. 3.Primenenija germeticheskoj kamery s argonom na sluchaj pozhara. 4 . Strogogo administrativnogo kontrolja. Vybor metallicheskogo splava uran -plutonij -zhelezo v kachestve osnovnogo jelementa imitirovanija topliva zastavljaet predusmatrivat' ohlazhdenie krupnyh kriticheskih sborok v ustanovke. Natrij v kachestve zhidkogo ohladitelja dlja modeliruemyh reaktorov predstavlen natrie- vymi palochkami v obolochke iz nerzhavejushhej stali. Jeta ustanovka predstavljaet soboj vertikal'no-monoblokovyj tip. Takoj vybor ob{sup -} jasnjaetsja stremleniem poluchit' maksimal'nyj ob{sup e}m aktivnyh zon, kotoryj bylo predusmot- reno modelirovat' (porjadka 5000 l). Imitirujushhie jelementy imejut formu prjamoj prizmy s kvadratnym osnovaniem (krome toplivnyh jelementov s krugovoj osnovoj) s vneshnej storonoj (ili diametrom) 12,7 mm i vysotoj 102 mm. Oni razmeshheny v trubah kvadratnogo sechenija s vneshnej storonoj 106 mm i dlinoj porjadka 4 m. Jeti truby nahodjatsja v pod- veshennom sostojanii rjadom drug s drugom. Central'naja chast' podveshennoj plity mozhet prinimat' men'shie truby, chto pozvoljaet sozdavat' aktivnye zony nebol'shih razmerov. Special'nyj podogretyj kontur takzhe mozhet peremeshhat'sja v central'noj chasti ustanovki, chto daet vozmozhnost' izmerjat' kojefficient Dopplera. V doklade daetsja funkcional'noe opisanie ustanovki. Ukazyvaetsja na vozmozhnost' osushhestvlenija modelirovanija aktivnyh zon bystryh reaktorov na okislah (s pomoshh'ju jelementov iz okisi zheleza dlja vvedenija kisloroda) i na karbidah (s pomoshh'ju grafitovyh jele- mentov). Obsuzhdaetsja metod smeshannyh zagruzok, ko.toryj neobhodimo budet primenjat' vvidu opredelennogo kolichestva plutonija, ispol'zuemogo v takih opytah v nastojashhem desja- tiletii, i metodov, kotorye budut primenjat'sja dlja opredelenija osnovnyh nejtronnyh pa- rametrov. V zakljuchenie ukazyvaetsja mesto, kotoroe zanimaet jetot kriticheskij maket sredi os- novnyh fizicheskih issledovanij, svjazannyh s razrabotkoj reaktorov na bystryh nejtronah. V chastnosti, ispol'zovannye jeksperimental'nye sredstva vkljuchali reaktor-istochnik ''Garmonija'', prednaznachennyj dlja razrabotki,metodov izmerenija i dlja obespechenija jeksponenci- al'nyh opytov, a takzhe uskoriteli v kachestve istochnika staticheskih i dinamicheskih nejtronov dlja obespechenija podkriticheskih opytov na bystryh nejtronah. (author)}
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