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Heinicke, W.
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Koeln (Germany, F.R.)1982
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Koeln (Germany, F.R.)1982
AbstractAbstract
[en] Critical data for homogenous U(NAT)O2-PuO2-H2O-systems with PuO2 parts of 35 and 45 wt.% PuO2 of the total oxide were drawn up, whereby the plutonium was present as 100 wt.% 239Pu. In the case of the 45 wt.% PuO2 fraction Pu was also present as a mixture of 95 wt.% 239Pu and 5 wt.% 240Pu. All systems had a water reflector of 30 cm thickness (total reflection). Calculations were carried out using the spectral programme GAMTEC (16 energy groups, P1 approximation) and with the transport code PTF-IV in S8 order. Experiments were verified by calculations to support the cross-sections used. The discrepancy between the experimental and calculated values was +-1%. (orig.)
[de]
Es wurden Kritikalitaetsdaten fuer homogene U(NAT)O2-PuO2-H2O-Systeme mit PuO2-Anteilen von 35 und 45 Gew% PuO2 am Gesamtoxid erstellt, wobei das Plutonium als 100 Gew% 239Pu und fuer den Fall von 45 Gew% PuO2 zusaetzlich als Gemisch aus 95 Gew% 239Pu und 5 Gew% 240Pu vorlag. Alle Systeme hatten einen 30 cm starken Wasserreflektor (volle Reflexion). Die Berechnungen erfolgten mit dem Spektralprogramm GAMTEC (16 Energiegruppen, P1-Approximation) und mit dem Transportcode DTF-IV in S8-Ordnung. Zur Abstuetzung der verwendeten Wirkungsquerschnitte wurden Experimente nachgerechnet. Die Abweichungen zwischen den Experimenten und entsprechenden Nachrechnungen betragen +-1%. (orig.)Original Title
Kritikalitaetsdaten fuer homogene U(NAT)O2-PuO2-H2O-Systeme mit PuO2-Anteilen von 35 und 45 Gew.% am Gesamtoxid
Primary Subject
Source
Jul 1982; 31 p; CONTRACT 82 052; SR 801; Available from Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Koeln (Germany, F.R.)
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Report
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INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Heinicke, W.
Bundesministerium fuer Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit, Bonn (Germany); Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit mbH (GRS), Koeln (Germany)1991
Bundesministerium fuer Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit, Bonn (Germany); Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit mbH (GRS), Koeln (Germany)1991
AbstractAbstract
[en] For the space-saving interim storage and final disposal of spent nuclear fuel it is favourable to disassemble the fuel bundles into single rods in order to store these rods as compact as possible in canisters for interim storage or final disposal. Hereby the rods remain structurally integer. A tight package of the fuel rods leads not only to a higher generation of heat compared to a normal fuel element but also influences the essential parameters for criticality safety. As the fuel elements are more reactive than close-packed bundles of fuel rods due to the near-optical moderator-to-fuel ratio, the disassembling of the fuel elements and the tight package of the rods is favourable in respect to criticality safety. Still better perspectives can be achieved, if the burnup of U-235 will be taken into account. The paper contains calculated criticality data for typical, close-packed fuel rods, which can be helpful for planning, analyzing and evaluating the concepts of direct final disposal. (orig./HP)
[de]
Fuer die platzsparende Zwischenlagerung und die Endlagerung von abgebrannten Brennelementen ist es guenstig, die Brennelemente in einzelne Staebe zu zerlegen und diese Brennstaebe moeglichst dicht in Zwischen- oder Endlagerbehaeltern zu lagern. Die Brennstaebe selbst bleiben dabei dicht. Die dichte Packung der Brennstaebe hat neben einer pro Volumeneinheit gegenueber dem unzerlegten Brennelement erhoehten Waermeentwicklung auch eine Veraenderung der fuer die Einhaltung der Kritikalitaetssicherheit wesentlichen Einflussgroessen zur Folge. Da unzerlegte Brennelemente bei Moderation aufgrund des in der Naehe des Optimums liegenden Moderator-Spaltstoff-Verhaeltnisses reaktiver sind als dicht gepackte Buendel von einzelnen Staeben, wirkt sich eine Zerlegung der Brennelemente in Einzelstaebe und ihre dichte Packung bezueglich der Einhaltung der Kritikalitaetssicherheit guenstig aus. Noch guenstigere Verhaeltnisse ergeben sich, wenn auch die Verminderung des Spaltstoffgehaltes durch den Abbrand in die Kritikalitaetsanalyse einbezogen wird. Der Bericht enthaelt fuer typische Stabpackungen berechnete Kritikalitaetsdaten, die eine Entscheidungshilfe fuer die Planung, Sicherheitsanalyse und Bewertung der Konzepte der direkten Endlagerung darstellen. (orig./HP)Original Title
Kritikalitaetsberechnung fuer kompaktierte Leichtwasserreaktor-Brennstaebe
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Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz; 1991; 26 p; GRS-A--1556; CONTRACT BMU SR 823/1; GRS 84822; Available from FIZ Karlsruhe
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Report
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INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Heinicke, W.; Tischer, A.
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.); Bundesministerium des Innern, Bonn (Germany, F.R.)1983
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.); Bundesministerium des Innern, Bonn (Germany, F.R.)1983
AbstractAbstract
[en] This report presents a collection of published criticality experiments made in 1981 and 1982 and thus continues the collection of experimental data of this type commenced with the GRS report A-644 of November 1981, which covers criticality experiments of the years 1975 to 1980. The report gives the main data of about 30 publications which, just a those cited in the GRS report, can be retrieved from the improved KRITEXP data base using 14 index terms, and printed out at random sequence. The collection of experimental data is of particular value with regard to the licensing of all installations forming part of the nuclear fuel cycle, which is subject to the atomic energy law and requires the verification of computed criticality analyses by experimental data. (orig.)
[de]
Dieser Bericht enthaelt eine Sammlung, veroeffentlichter Kritikalitaetsexperimente der Jahre 1981 und 1982 und ergaenzt somit den GRS-Bericht A-644 vom November 1981, der Kritikalitaetsexperimente von 1975 bis 1980 dokumentiert. Die ca. 30 Veroeffentlichungen sind mit ihren wichtigsten Daten angegeben und koennen, wie im zitierten Bericht, mit dem seinerzeit erstellten, zwischenzeitlich verfeinerten Datenbanksystem KRITEXP nach 14 verschiedenen Suchwoertern angewaehlt und in beliebiger Reihenfolge ausgedruckt werden. Da fuer das atomrechtliche Genehmigungsverfahren aller Anlagen des nuklearen Brennstoffkreislaufs die Verifikation der rechnerischen Kritikalitaetsanalyse anhand von Experimenten unerlaesslich ist, liefert die vorliegende Studie aktueller Kritikalitaetsexperimente einen Beitrag hierzu. (orig.)Original Title
Kritikalitaetsexperimente der Jahre 1981 und 1982
Primary Subject
Source
Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz. Ergebnisberichte, Untersuchungen, Studien, Gutachten; Dec 1983; 21 p; GRS-A--863; CONTRACT BMI SR 823; 84761
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Report
Report Number
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Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Heinicke, W.; Tischer, A.; Weber, W.J.
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Koeln (Germany, F.R.)1981
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Koeln (Germany, F.R.)1981
AbstractAbstract
[en] The report on hand includes the experiments on criticality published from 1975 till 1980. About 90 experiments with the most important related data are listed. They are capable of being called up, with the data base system KRITEXP, by 14 different descriptors or printed in any arrangement or order. This is the basis for a global or purposeful verification of the calculating method for criticality safety. The proof of reliability of the calculations for the criticality analysis are immediately relevant for the licencing procedure under atomic law for all plants of the nuclear fuel cycle where nuclear fuels are handled. Since no criticality experiments are being carried out in the Federal Republic of Germany, the data collection on hand will help to fill this gap with regard to the assessment of experiments carried out in other countries. (orig.)
[de]
Der vorliegende Bericht enthaelt die in den Jahre 1975 bis 1980 veroeffentlichten Kritikalitaetsexperimente. Die ca. 90 Experimente sind mit ihren wichtigsten Daten angegeben und koennen mit dem erstellten Datenbanksystem KRITEXP nach 14 verschiedenen Suchwoertern angewaehlt und in beliebiger Reihenfolge und Anordnung ausgedruckt werden. Damit ist eine Basis fuer eine umfassende oder gezielte Verifikation der Rechenmethodik auf dem Gebiet der Kritikalitaetssicherheit gegeben. Der Nachweis der Zuverlaessigkeit der rechnerischen Kritikalitaetsanalyse ist unmittelbar relevant fuer das atomrechtliche Genehmigungsverfahren aller Anlagen des nuklearen Brennstoffkreislaufs, in denen mit Kernbrennstoffen umgegangen wird. Da in der Bundesrepublik Deutschland keine Kritikalitaetsexperimente durchgefuehrt werden, leistet die vorliegende Datensammlung einen Beitrag, diese Luecke im Hinblick auf die Auswertung der Experimente aus dem Ausland zu schliessen. (orig.)Original Title
Kritikalitaetsexperimente der Jahre 1975 bis 1980
Primary Subject
Source
Nov 1981; 32 p; CONTRACT 82 052; Available from Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Koeln (Germany, F.R.)
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Report
Report Number
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Hummelsheim, K.; Heinicke, W.; Thomas, W.
Bundesministerium fuer Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit, Bonn (Germany); Gesellschaft fuer Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, Koeln (Germany)1995
Bundesministerium fuer Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit, Bonn (Germany); Gesellschaft fuer Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, Koeln (Germany)1995
AbstractAbstract
[en] Burnup calculations using the burnup code system OREST have been performed to calculate two recycle steps in PWRs for high burnups. For high burnup fuel elements prolonged cooling time before reprocessing has been assumed. The results indicate from a technical view fuel elements with high burnup can be reprocessed. The separated plutonium can be refabricated in modern automatized fuel manufacturing plants despite its rather high Pu-238 content. High burned fuel elements, esp. MOX fuel elements, however, show lower contents of fissile plutonium, but high amounts of Pu-238 responsible for the emission of neutrons and generation of heat. Therefore under present conditions of the fuel cycle only one recycle step for plutonium at high burnup is recommended. The recycling of reprocessed uranium is technically feasible, but at high burnups not attractive compared to the available natural uranium. (orig.)
[de]
Mit dem Abbrandprogrammsystem OREST wurden Abbrand-Rezyklierungsberechnungen fuer hoch abgebrannte Brennelemente fuer zweimalige Rueckfuehrung von Plutonium in Druckwasserreaktoren ausgefuehrt. Dabei wurden fuer hoeher abgebrannte Brennelemente verlaengerte Abklingzeiten vor der Wiederaufarbeitung angenommen. Die Ergebnisse zeigen, dass aus technischer Sicht auch hoch abgebrannte Brennelemente wiederaufgearbeitet werden koennen und das anfallende Plutonium trotz seines hohen Pu-238-Anteils in modernen automatisierten Brennelementfabriken noch verarbeitet werden kann. Allerdings weisen hochabgebrannte Brennelemente, vor allem MOX-Brennelemente, recht niedrige Anteile an thermisch spaltbarem Plutonium, dafuer hohe Anteile an Pu-238 auf, das fuer Neutronenemission und Waermeleistung verantwortlich ist. Daher ist bei hohen Abbraenden unter den gegenwaertigen Randbedingungen nur eine einmalige Rezyklierung des anfallenden Plutoniums sinnvoll. Die Wiederverwendung des Urans aus der Wiederaufarbeitung ist im Rahmen der thermischen Rezyklierung technisch moeglich, jedoch bei hohen Abbraenden gegenueber dem verfuegbaren natuerlichen Uran nicht attraktiv. (orig.)Original Title
Rezyklierung von Mischoxid-Brennstoff bei hoeheren Abbraenden
Primary Subject
Secondary Subject
Source
Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz. Ergebnisberichte, Untersuchungen, Studien, Gutachten; 1995; 58 p; ISSN 0724-3316;
; CONTRACT BMU SR 2044; Available from FIZ Karlsruhe

Record Type
Report
Report Number
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
[en] In criticality safety analyses of a nuclear reprocessing plant one meets great demands upon the calculational methods used because of the complexity of the fissile systems, use of special materials and of the large dimensions required for process components. The Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) at the OECD commissioned an international expert group to perform a standard problem exercise on the calculation of dissolver systems in reprocessing plants. The working group, in which the Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit (GRS) is participating, has selected and calculated critical experiments for uranium dioxide and uranium-plutonium mixed oxide (MOX) lattices in water and fissile solution with boron, gadolinium and hafnium as a neutron absorber. The calculations of GRS, which generally were performed with the codesystem SCALE, agree very well with the experimental values for systems without neutron poisons and with boron as an absorber. The average deviation of the effective multiplication factor amounts to about ± 0.5%. The experiments with gadolinium or hafnium neutron absorber are underestimated by about 2% on the average. (orig.)
[de]
Bei der Analyse der Kritikalitaetssicherheit von Wiederaufarbeitungsanlagen stellen sich wegen der komplizierten Spaltstoffsysteme, der speziellen Werkstoffe und der zum Teil von der Prozesstechnik geforderten moeglichst grossen Behaelterabmessungen hohe Anforderungen an die Rechenverfahren. Das Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) bei der OECD hat eine international besetzte Arbeitsgruppe beauftragt, Standardprobleme zur Berechnung von Aufloesern in Wiederaufarbeitungsanlagen durchzufuehren. Die Arbeitsgruppe hat unter Beteiligung der GRS kritische Experimente fuer Urandioxid- und Uran-Plutonium-Mischoxid-Stabgitter (MOX) in Wasser und Spaltstoffloesung mit Bor-, Gadolinium- und Hafniumabsorbern als Standardprobleme festgelegt und berechnet. Die Berechnungen der GRS, die durchweg mit dem Programmsystem SCALE durchgefuehrt wurden, zeigen sehr gut Uebereinstimmung mit den Experimenten ohne Neutronengift bzw. mit Bor als Absorber. Die mittlere Abweichung des effektiven Multiplikationsfaktors betraegt rund ± 0,5%. Die Experimente mit Gadolinium- oder Hafniumabsorber werden im Mittel um rund 2% unterschaetzt. Dieses Ergebnis stimmt mit den bisher vorliegenden Resultaten der uebrigen Teilnehmern der Arbeitsgruppe, die dasselbe Rechenprogramm verwenden, ueberein. (orig./HP)Original Title
Kritikalitaetsberechnung von Standardproblemen zur Aufloesung von abgebranntem Brennstoff
Primary Subject
Source
Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz; Apr 1987; 85 p; GRS-A--1337; CONTRACT SR 823/1; 84822; Available from GRM Werbeberatung - Werbemittlung - PR, Eggenstein-Leopoldshafen, (Germany, F.R.)
Record Type
Report
Report Number
Country of publication
ACTINIDE COMPOUNDS, CHALCOGENIDES, ELEMENTS, ENERGY SOURCES, FUELS, MATERIALS, METALS, NUCLEAR FUELS, NUCLEAR POISONS, OXIDES, OXYGEN COMPOUNDS, PLUTONIUM COMPOUNDS, PLUTONIUM OXIDES, RARE EARTHS, REACTOR MATERIALS, SEMIMETALS, SEPARATION PROCESSES, SOLID FUELS, TRANSITION ELEMENTS, TRANSURANIUM COMPOUNDS, URANIUM COMPOUNDS, URANIUM OXIDES
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
No abstract available
Primary Subject
Secondary Subject
Source
1978 winter meeting of American Nuclear Society; Washington, DC, USA; 12 - 16 Nov 1978; CONF-7811109--; Published in summary form only.
Record Type
Journal Article
Literature Type
Conference
Journal
Transactions of the American Nuclear Society; v. 30 p. 266-267
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Heinicke, W.; Krug, H.; Thomas, W.; Weber, W.; Gmal, B.
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.)1985
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.)1985
AbstractAbstract
[en] The GRS Criticality Handbook is intended as a source of information on criticality problems for the persons concerned in industry, authorities, or research laboratories. It is to serve as a guide allowing quick and appropriate evaluation of criticality problems during design or erection of nuclear installations. This present issue replaces the one published in 1979, presenting revised and new data in a modified construction, but within the framework of the proven basic structure of the Handbook. Some fundamental knowledge is required of criticality problems and the relevant terms and definitions of nuclear safety, in order to fully deploy the information given. Part 1 of the Handbook therefore first introduces terminology and definitions, followed by experimental methods and calculation models for criticality calculations. The next chapters deal with the function and efficiency of neutron reflectors and neutron absorbers, measuring methods for criticality monitoring, organisational safety measures, and criticality accidents and their subsequent analysis. (orig./HP)
[de]
Das Handbuch wurde mit dem Ziel erstellt, den in Industrie, Behoerden oder Forschungslabors taetigen und mit Kritikalitaetsfragen befassten Personen Informationen an die Hand zu geben, die schon bei der Planung und der Erstellung von Anlagen der Kerntechnik eine zutreffende und rasche Beurteilung von Kritikalitaetsfragen erlauben. Gegenueber der bisherigen Ausgabe von Januar 1979 wurde das vorliegende Handbuch neu gegliedert, ueberarbeitet und ergaenzt. Die bewaehrte Grundstruktur des Handbuchs bleibt unveraendert. Der sinnvolle Gebrauch der im Handbuch vorliegenden Informationen erfordert ein grundsaetzliches Verstehen der Kritikalitaetsprobleme und der Terminologie der nuklearen Sicherheit. In Teil 1 werden zunaechst die wichtigsten Begriffe eingefuehrt und erlaeutert. Daran anschliessend werden experimentelle Methoden und Rechenverfahren zur Berechnung von Kritikalitaetsproblemen dargestellt. Weitere Kapitel behandeln die Wirkung von Neutronenreflektoren und -absorbern, die Neutronenwechselwirkung, Messverfahren zur Kritikalitaetskontrolle, organisatorische Sicherheitsmassnahmen und geben einen Ueberblick ueber Kritikalitaetsunfaelle und ihre Auswirkungen. (orig./HP)Original Title
Handbuch zur Kritikalitaet. T. 1
Primary Subject
Secondary Subject
Source
Dec 1985; 202 p; CONTRACT SR 823; Available from Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.); Loose-leaf collection.
Record Type
Miscellaneous
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Heinicke, W.; Krug, H.; Thomas, W.; Weber, W.; Gmal, B.
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.)1985
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.)1985
AbstractAbstract
[en] Part 3 of the GRS Criticality Handbook presents tables and curves showing criticality parameters for material systems with plutonium, U-233, and transplutonium actinides. For adequate use of the data, relevant safety factors are to be taken into account (see Part 1, chapter: 1.7 and 1.8). The curve sheets have been marked with an identification label in order to facilitate quick spotting of the relevant data. (HP)
[de]
Teil 3 des Handbuchs enthaelt Kritikalitaetskenngroessen fuer Stoffsysteme mit den Spaltstoffen Plutonium, U-233 und Transplutonium-Aktiniden in Kurven- und Tabellenform. Fuer den Gebrauch dieser Daten ist insbesondere eine Beruecksichtigung angemessener Sicherheitsfaktoren unerlaesslich (siehe Teil 1, Kap. 1.7 und 1.8). Die einzelnen Kurvenblaetter sind jeweils mit einer Kennung versehen, um ein rasches Auffinden zu ermoeglichen. (HP)Original Title
Handbuch zur Kritikalitaet. T. 3
Primary Subject
Secondary Subject
Source
Dec 1985; 173 p; CONTRACT SR 823; Available from Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.); Loose-leaf collection.
Record Type
Miscellaneous
Literature Type
Numerical Data
Country of publication
ACTINIDE NUCLEI, ALPHA DECAY RADIOISOTOPES, DATA, DISPERSIONS, DOCUMENT TYPES, ELEMENTS, EVEN-ODD NUCLEI, HEAVY ION DECAY RADIOISOTOPES, HEAVY NUCLEI, INFORMATION, ISOTOPES, NEON 24 DECAY RADIOISOTOPES, NUCLEI, NUMERICAL DATA, RADIOISOTOPES, TRANSURANIUM ELEMENTS, URANIUM ISOTOPES, YEARS LIVING RADIOISOTOPES
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Heinicke, W.; Krug, H.; Thomas, W.; Weber, W.; Gmal, B.
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.)1985
Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.)1985
AbstractAbstract
[en] Part 2 of the GRS Handbook gives criticality parameters for material systems with U-235 as fissionable material, presented in the form of curves and tables. For appropriate use of the data, relevant safety factors have to be taken into account (see Part 1, chapters 1.7 and 1.8). The curve sheets have been marked with an identification label in order to allow quick spotting of the information required. (HP)
[de]
Teil 2 des Handbuchs enthaelt Kritikalitaetskenngroessen fuer Stoffsysteme mit U-235 als Spaltstoff in Kurven- und Tabellenform. Fuer den Gebrauch dieser Daten ist insbesondere eine Beruecksichtigung angemessener Sicherheitsfaktoren unerlaesslich (siehe Teil 1, Kap. 1.7 und 1.8). Die einzelnen Kurvenblaetter sind jeweils mit einer Kennung versehen, um ein rasches Auffinden zu ermoeglichen. (HP)Original Title
Handbuch zur Kritikalitaet. T. 2
Primary Subject
Secondary Subject
Source
Dec 1985; 189 p; CONTRACT SR 823; Available from Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany, F.R.); Loose-leaf collection.
Record Type
Miscellaneous
Literature Type
Numerical Data
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
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