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

Conference:

Abstract

A research reactor may be employed as a useful tool for the study of fission-product mobility in prototype nuclear fuel materials by producing an environment similar to that expected for the normal operation of the fuel material while allowing accurate control of experimental conditions and providing versatility in experimental design. By varying the conditions of irradiation and quantitatively assaying the short half-life fission products released from the specimen, mechanisms of fission-product release may be inferred and related to the physical and chemical properties of the fuel specimen and the fission products. In addition, useful engineering data on gross radioactivity release and expected fuel life-time may be obtained. Specimens are usually irradiated in heated, double-walled capsules immersed in the reactor pool or in reactor beam tubes, and released volatile fission products are removed from the capsule by a sweep gas. Since the relation between release rate and isotope half-life is an important indication of mechanism, krypton and xenon fission gases with half-lives from 1.7 s to 5.3 d are collected and assayed. The short-lived rare gases (krypton-89, krypton-91, krypton-92, xenon-137, xenon-138, xenon-139, xenon-140 and xenon-141) are determined by collecting the non-volatile radioactive daughter products on a charged wire for subsequent radiochemical  More>>
Authors:
Elleman, T. S.; Townley, C. W.; Sunderman, D. N. [1] 
  1. Battelle Memorial Institute, Columbus, OH (United States)
Publication Date:
Mar 15, 1963
Product Type:
Conference
Resource Relation:
Conference: Seminar on the Practical Applications of Short-Lived Radioisotopes Produced in Small Research Reactors, Vienna (Austria), 5-9 Nov 1962; Other Information: 30 refs., 9 figs., 3 tabs.; Related Information: In: Production and Use of Short-Lived Radioisotopes from Reactors Vol. I. Proceedings of a Seminar on the Practical Applications of Short-Lived Radioisotopes Produced in Small Research Reactors| 448 p.
Subject:
07 ISOTOPES AND RADIATION SOURCES; BETA-MINUS DECAY RADIOISOTOPES; DAUGHTER PRODUCTS; FISSION PRODUCTS; IODINE 131; IRRADIATION; KRYPTON ISOTOPES; RESEARCH REACTORS; XENON ISOTOPES
OSTI ID:
22173507
Research Organizations:
International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)
Country of Origin:
IAEA
Language:
English
Other Identifying Numbers:
Other: ISSN 0074-1884; TRN: XA13M4248127964
Submitting Site:
INIS
Size:
page(s) 319-340
Announcement Date:
Dec 16, 2013

Conference:

Citation Formats

Elleman, T. S., Townley, C. W., and Sunderman, D. N. The Use of Research Reactors and Short-Lived Isotopes in the Study of Nuclear-Reactor Fuel Materials; Emploi de Reacteurs de Recherche et de Radioisotopes de Courte Periode dans l'Etude des Combustibles pour Reacteurs Nucleaires; ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ И КОРОТКОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ ПРИ ИЗУЧЕНИИ ТОПЛИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ЯДЕРННХ РЕАКТОРОВ; Empleo de Reactores de Investigacion y de Isotopos de Periodo Corto en el Estudio de Combustibles Nucleares. IAEA: N. p., 1963. Web.
Elleman, T. S., Townley, C. W., & Sunderman, D. N. The Use of Research Reactors and Short-Lived Isotopes in the Study of Nuclear-Reactor Fuel Materials; Emploi de Reacteurs de Recherche et de Radioisotopes de Courte Periode dans l'Etude des Combustibles pour Reacteurs Nucleaires; ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ И КОРОТКОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ ПРИ ИЗУЧЕНИИ ТОПЛИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ЯДЕРННХ РЕАКТОРОВ; Empleo de Reactores de Investigacion y de Isotopos de Periodo Corto en el Estudio de Combustibles Nucleares. IAEA.
Elleman, T. S., Townley, C. W., and Sunderman, D. N. 1963. "The Use of Research Reactors and Short-Lived Isotopes in the Study of Nuclear-Reactor Fuel Materials; Emploi de Reacteurs de Recherche et de Radioisotopes de Courte Periode dans l'Etude des Combustibles pour Reacteurs Nucleaires; ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ И КОРОТКОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ ПРИ ИЗУЧЕНИИ ТОПЛИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ЯДЕРННХ РЕАКТОРОВ; Empleo de Reactores de Investigacion y de Isotopos de Periodo Corto en el Estudio de Combustibles Nucleares." IAEA.
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title = {The Use of Research Reactors and Short-Lived Isotopes in the Study of Nuclear-Reactor Fuel Materials; Emploi de Reacteurs de Recherche et de Radioisotopes de Courte Periode dans l'Etude des Combustibles pour Reacteurs Nucleaires; ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ И КОРОТКОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ ПРИ ИЗУЧЕНИИ ТОПЛИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ЯДЕРННХ РЕАКТОРОВ; Empleo de Reactores de Investigacion y de Isotopos de Periodo Corto en el Estudio de Combustibles Nucleares}
author = {Elleman, T. S., Townley, C. W., and Sunderman, D. N.}
abstractNote = {A research reactor may be employed as a useful tool for the study of fission-product mobility in prototype nuclear fuel materials by producing an environment similar to that expected for the normal operation of the fuel material while allowing accurate control of experimental conditions and providing versatility in experimental design. By varying the conditions of irradiation and quantitatively assaying the short half-life fission products released from the specimen, mechanisms of fission-product release may be inferred and related to the physical and chemical properties of the fuel specimen and the fission products. In addition, useful engineering data on gross radioactivity release and expected fuel life-time may be obtained. Specimens are usually irradiated in heated, double-walled capsules immersed in the reactor pool or in reactor beam tubes, and released volatile fission products are removed from the capsule by a sweep gas. Since the relation between release rate and isotope half-life is an important indication of mechanism, krypton and xenon fission gases with half-lives from 1.7 s to 5.3 d are collected and assayed. The short-lived rare gases (krypton-89, krypton-91, krypton-92, xenon-137, xenon-138, xenon-139, xenon-140 and xenon-141) are determined by collecting the non-volatile radioactive daughter products on a charged wire for subsequent radiochemical analysis, while the fission gases with longer half-lives (krypton-85m, krypton-87, krypton-88, iodine-131, xenon-133 and xenon-135) are adsorbed on cooled charcoal traps, separated into iodine, krypton, and xenon fractions by elution along a chromatographic column and analysed by gamma-ray spectrometry. Non-volatile fission products released from the specimen are deposited on an adjacent metal foil trap which can be withdrawn at any time during an irradiation for analysis. The fission-product release observed for different irradiation conditions can be either concentration- dependent or independent and can often exhibit preferential release of particular elements, rapid fission- product release during temperature changes, and fission-gas release after reactor shutdown. The use of this technique allows fundamental information to be obtained on the performance of prototype fuel materials without the necessity for large testing reactors or high-level cave facilities for handling irradiated specimens. (author) [French] On peut employer avec profit un reacteur de recherche pour etudier la mobilite des produits de fission dans les prototypes de combustibles nucleaires en creant un milieu analogue a celui dans lequel le combustible est appele a fonctionner normalement, et en controlant rigoureusement les conditions de l'experience, tout en prevoyant une certaine souplesse dans le dispositif d'experimentation. Si l'on fait varier les conditions d'irradiation et que l'on procede a une analyse quantitative des produits de fission de courte periode liberes par l'echantillon, on pourra determiner les mecanismes de la liberation des produits de fission et leurs rapports avec les proprietes physiques et chimiques tant du combustible servant d'echantillon que des produits de fission eux-memes. On pourra en outre obtenir des donnees de technogenie utiles sur la valeur brute de la radioactivite liberee et la duree de vie probable du combustible. En regle generale, on irradie les echantillons dans des capsules a double paroi qu'on chauffe et introduit dans la piscine ou dans les canaux d'irradiation du reacteur, les produits de fission volatils liberes etant elimines de la capsule par un gaz de balayage. Etant donne .que le rapport entre la vitesse de degagement et la periode du radioisotope constitue un indice important du mecanisme, on recueille et analyse les gaz de fission- krypton et xenon - dont la periode va de 1,7 s jusqu'a 5,3 d. On determine les gaz rares de courte periode (krypton-89, krypton-91, krypton-92, xenon-137, xenon-138, xenon-139, xenon-140 et xenon-141) en recueillant les produits de filiation radioactifs non volatils sur un fil charge, pour les soumettre ensuite a une analyse radiochimique, tandis que les gaz de fission ayant une periode plus longue'(krypton-85m, krypton-87, krypton-88, iode-131, xenon-133 et xenon-135) sont absorbes sur les pieges a charbon de bois refroidis, separes par elution, sur une colonne chromatographique, en fractions d'iode, de krypton et de xenon, puis analyses par spectrometrie gamma. Les produits de fission non volatils, degages par l'echantillon, se deposent sur un piege voisin constitue par une feuille metallique qui peut etre retire, aux fins d'analyse, a n'importe quel moment pendant l'irradiation. La liberation des produits de fission, observee dans differentes conditions d'irradiation, peut etre ou non fonction de la concentration; il peut souvent y avoir liberation de certains elements predominants, liberation rapide de produits de fission lors de changements de temperature ou degagement de gaz de fission apres l'arret du reacteur. L'application de cette technique permet d'obtenir des renseignements fondamentaux sur le fonctionnement de prototypes de combustible, sans qu'il soit necessaire d'employer de grands reacteurs pour les essais ou des installations souterraines speciales pour la manipulation des echantillons irradies. (author) [Spanish] Los reactores de investigacion pueden ser muy utiles para estudiar la movilidad de los productos de fision en nuevos tipos de materiales combustibles para reactores porque permiten trabajar en condiciones ambientales analogas a las que reinan durante la utilizacion normal del combustible, a la vez que permiten regular exactamente los parametros y variar en gran medida los disenos experimentales. Si se alteran las condiciones de la irradiacion y analizan cuantitativamente los productos de fision de periodo corto que la muestra libera, es posible determinar los mecanismos de desprendimiento de los productos de fision y la relacion que guardan con las propiedades fisicas y quimicas de la muestra de combustible y de los productos de fision. Ademas, este procedimiento permite obtener datos, importantes para la ingenieria, sobre la radiactividad total liberada y la vida util del combustible. Las muestras se irradian generalmente en capsulas de doble pared que se sumergen en la piscina del reactor o en sus orificios experimentales y los productos de fision volatiles se extraen de la capsula con un gas de arrastre. Como la relacion existente entre la velocidad de desprendimiento y el periodo de semide- sintegracion del isotopo constituye un factor importante para determinar el mecanismo de desprendimiento, se recogen y analizan el cripton y el xenon, gases de fision con periodos de 1,7 s a 5,3 d. Los gases nobles de periodo corto (cripton-89, cripton-91, cripton-92, xenon-137, xenon-138, xenon-139, xenon-140 yxenon-141) se determinan recogiendo en un alambre cargado electricamente los productos de filiacion radiactivos no volatiles, que se determinan por analisis radioquimico, mientras que los gases de fision de periodo mas largo (cripton-85m, cripton-87, cripton-88, yodo-131, xenon-133 y xenon-135) se absorben en trampas refrigeradas de carbon activado ; por su parte, las fracciones yodo, cripton y xenon se separan por elucion en una columna cromatografica y se analizan por espectrometria gamma. Los productos de fision no volatiles liberados por la muestra se depositan en una trampa adyacente de lamina metalica, que se puede retirar en cualquier momento de la irradiacion para proceder a su analisis. La liberacion de productos de fision que se observa en diversas condiciones de irradiacion puede o no depender de la concentracion; con frecuencia se liberan selectivamente ciertos elementos, se produce un desprendimiento rapido de productos de fision durante los cambios de temperatura y despues del paro del reactor se liberan gases de fision. La tecnica descrita permite obtener datos fundamentales sobre el rendimiento de nuevos tipos de materiales sin que sea preciso emplear grandes reactores de ensayo ni recintos blindados para manipular muestras irradiadas de elevada actividad. (author) [Russian] Issledovatel'skij reaktor mozhet byt' ispol'zovan dlja izuchenija podvizhnosti produktov delenija v prototipah jadernyh toplivnyh materialov, tak kak on pozvoljaet vosproizvodit' vneshnie uslovija analogichnye tem, v kotoryh okazyvajutsja toplivnye materialy v uslovijah normal'noj jekspluatacii. Vmeste s tem on pozvoljaet tochno kontrolirovat' uslovija jeksperimenta i obespechivaet mnogoobrazie jeksperimental'nyh konstrukcij. Izmeneniem uslovij obluchenija i putem kolichestvennogo opredelenija vydeljajushhihsja iz obrazca produktov delenija s korotkim poluperiodom raspada mozhno ustanovit' mehanizm vysvobozhdenija produktov delenija i ego svjaz' s fizicheskimi i himicheskimi svojstvami obrazca topliva i produktov delenija. Pomimo jetogo, mogut byt' polucheny poleznye svedenija otnositel'no obshhego kolichestva vydeljaemoj radioaktivnosti i pred- polagaemogogo sroka raboty toplivnyh jelementov. Obrazcy obychno obluchajutsja v podogrevaemyh kapsulah s dvojnymi stenkami, pogruzhaemyh a bassejn reaktora ili v reaktornye kanaly dlja obluchenija, a vydeljaemye letuchie produkty delenija uvlekajutsja iz kapsuly struej gaza. Vvidu togo, chto sootnoshenie mezhdu skorost'ju vysvobozhdenija i poluperiodom zhizni radioizotopa javljajutsja vazhnym pokazatelem mehanizma vydelenija, sobirajutsja i analizirujutsja gazy delenija kripton i ksenon s poluperiodami zhizni ot 1,7 sek do 5,3 dnej. Korotkozhivushhie redkie gazy (kripton-89, kripton-91, kripton-92, ksenon-137, ksenon-138, ksenon-139, ksenon-140 i ksenon-141) opredeljajutsja putem sbora neletuchih radioaktivnyh dochernih produktov na zarjazhennom jelektrode dlja posledujushhego radiohimicheskogo analiza, togda kak gazoobraznye produkty delenija s bolee dlitel'nym poluperiodom zhizni (kripton-85, kripton-87, kripton-88, jod-131, ksenon-133 i ksenon-135) adsorbirujutsja v ohlazhdaemyh lovushkah iz drevesnogo uglja, razdeljajutsja jeljuirovaniem na frakcii joda, kriptona i ksenona putem hromatografii ka kolonke i analizirujutsja pri pomoshhi gamma-luchevoj spektrometrii. Vysvobozhdaemye obrazcom neletuchie produkty delenija otlagajutsja na sosednej lovushke iz metallicheskoj fol'gi, kotoraja mozhet byt' vynuta v ljuboj moment obluchenija dlja analiza. Vysvobozhdenie produktov delenija, nabljudaemoe dlja razlichnyh uslovij obluchenija, mozhet libo zaviset' ot koncentracii, libo ne zaviset' ot nee i mozhet pokazyvat' predpochtitel'noe vydelenie opredelennyh jelementov, bystroe vysvobozhdenie produktov delenija pri izmenenii temperatury i vysvobozhdenie gazoobraznyh produktov delenija posle ostanovki reaktora. Ispol'zovanie jetogo tehnologicheskogo metoda daet vozmozhnost' poluchit' osnovnuju informaciju otnositel'no povedenija materialov dlja prototipov topliva bez neobhodimosti ispol'zovanija krupnyh ispytatel'nyh reaktorov ili zhe bez ustrojstva kamer dlja obrashhenija s vysokoaktivnymi obrazcami. (author)}
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