Published August 1963
| Version v1
Book
Neutron Irradiations of Polycrystalline Graphite at 78°K
Description
Much experimental work has been devoted to the behaviour of graphite under irradiation, and a considerable amount ot intormation is now available for reactor technology applications. Relatively little is known, however, about the basic damage mechanisms, since most studies have been concerned with irradiation at laboratory temperature ranges, at which the defects occurring are very complicated. To throw light on the basic processes, the graphite needs to be irradiated at low temperature, so that no incipient annealing can occur and only relatively simple defects are retained. The authors accordingly irradiated crystalline graphite from various sources at the set temperature of 78°K in the MELUSINE reactor at the Grenoble Nuclear Research Centre. The paper gives the first results. (author)
Abstract (French)
Le comportement du graphite soumis à l'irradiation a fait l'objet d'un grand nombre d'expériences. A l'heure actuelle, on dispose de nombreux renseignements susceptibles d'être utilisés en technologie des réacteurs. Toutefois, les mécanismes fondamentaux de création des dommages sont relativement peu connus car la plupart des études a porté sur des irradiations réalisées à des températures voisines de celle du laboratoire, température à laquelle les défauts créés sont très complexes. Pour saisir les processus de base, il y a intérêt à irradier le graphite à basse température de manière qu'aucun début de recuit ne puisse se produire et de ne conserver ainsi que des défauts relativement simples. C'est dans ce but que les auteurs ont irradiés des graphites cristallins d'origines diverses, à la température fixe de 78°K, dans la pile MÉLUSINE du Centre d'études nucléaires de Grenoble. Ils présentent les premiers résultats obtenus. (author)Abstract (Spanish)
Las alteraciones que la irradiación provoca en el grafito han sido objeto de gran número de trabajos experimentales y actualmente se dispone de numerosos datos de interés para la tecnología de los reactores. No obstante, los mecanismos fundamentales de formación de los daños son relativamente poco conocidos, porque la mayor parte de los estudios se ha referido a irradiaciones realizadas a temperaturas próximas a las de laboratorio, a las cuales los daños que se producen son muy complejos. Para comprender los procesos básicos, conviene irradiar el grafito a baja temperatura, a fin de evitar que se inicie el recocido y no se conserven más que defectos relativamente sencillos. Con este fin, los autores han irradiado grafitos cristalinos de diversos orígenes a la temperatura fija de 78°K en el reactor MELUSINE del Centre d'études nucléaires de Grenoble. La memoria presenta los primeros resultados obtenidos. (author)Abstract (Russian)
Свойства графита, подвергнутого облучения?, являются предметом многочисленных экспериментов. В настоящее время имеется множество сведений о его использовании в технологии реактора. Однако основные механизмы возникновения повреждений сравнительно мало известны, так как большая часть опытов касалась облучения, проведенного при температуре, близкой к лабораторной температуре, при которой созданные дефекты являются очень сложными. Чтобы понять основные процессы, представляется интересным облучить графит при низкой температуре для того, чтобы не происходил никакой начальный отжиг и чтобы сохранить только относительно простые повреждения. Именно в этих целях авторы облучили кристаллический графит различного происхождения при фиксированной температуре 78°К в реакторе MELUSINE. Исследовательского ядерного центра Гренобля. Авторы показывает первые достигнутые результаты. (author)Additional details
Additional titles
- Original title (French)
- Irradiations neutroniques a 78°K de Graphites Polycristallins; НЕЙТРОННОЕ ОБЛУЧЕНИЕ ПОЛИКРИСТАЛЛИЧЕСКОГО ГРАФИТА ПРИ ТЕМПЕРАТУРЕ 78°K; Irradiación neutrónica de grafitos policristalinos a 78°K
Publishing Information
- Publisher
- IAEA
- Imprint Place
- Vienna (International Atomic Energy Agency (IAEA))
- Imprint Title
- Radiation Damage in Reactor Materials. Part of the Proceedings of the Symposium on Radiation Damage in Solids and Reactor Materials
- Imprint Pagination
- 773 p.
- Series
- Proceedings Series
- Journal Page Range
- p. 509-521
- ISSN
- 0074-1884
Conference
- Title
- Symposium on Radiation Damage in Solids and Reactor Materials
- Dates
- 7-11 May 1962
- Place
- Venice (Italy)
INIS
- Country of Publication
- International Atomic Energy Agency (IAEA)
- Country of Input or Organization
- International Atomic Energy Agency (IAEA)
- INIS RN
- 46040601
- Subject category
- S36: MATERIALS SCIENCE;
- Resource subtype / Literary indicator
- Conference
- Descriptors DEI
- ANNEALING; DAMAGING NEUTRON FLUENCE; GRAPHITE; POLYCRYSTALS; RADIATION EFFECTS; TEMPERATURE RANGE 0065-0273 K
- Descriptors DEC
- CARBON; CRYSTALS; ELEMENTS; HEAT TREATMENTS; MINERALS; NEUTRON FLUENCE; NONMETALS; TEMPERATURE RANGE
Optional Information
- Notes
- 11 refs., 5 figs.
- Secondary number(s)
- STI/PUB--056a