Avec le reacteur de puissance zero du Laboratoire national d'Argonne, on a procede a des etudes de reacteurs tres divers; reacteurs de recherche, generatrices nucleaires, reacteurs pour la propulsion, pour la production de radioisotopes et reacteurs experimentaux; les ensembles associes - exponentiels et critiques non empoisonnes - ont fourni les donnees debase. Afin de rendre compte d'experiences recentes et de montrer quelle masse de renseignements sur la physique des reacteurs on peut obtenir avec des systemes a bas flux, les auteurs exposent les programmes experimentaux ci-apres: 1. Etude des proprietes des elements combustibles en oxydes d'uranium et de thorium, immerges dans l'eau lourde, en s'attachant particulierement aux données nécessaires pour l'étude d'un deuxième coeur pour le réacteur expérimental à eau bouillante du Laboratoire d'Argonne; 2. Maquette d'un réacteur de recherche a haut flux, qui permettra de vérifier les calculs faits au cours de l'étude, de déterminer la géométrie optimale et d'estimer l'effet du taux de combustion; 3. Détermination des répartitions énergétiques et de l'effet de l'immersion des cartouches sur la réactivité pour un réacteur expérimental à ébullition et à surchauffe combinées; 4. Etude d'un coeur de réacteur surgénérateur plutonigène à neutrons rapides, alimenté en U²³⁵ et refroidi au sodium qui constituerait la charge initiale du Deuxième réacteur surgénérateur expérimental d'Argonne; 5. Etude des caractéristiques d'un réacteur à deux régions, l'une thermique et l'autre rapide, en interaction. Dans l'exposé de ces programmes, les auteurs expliquent pourquoi on a choisi soit des montages exponentiels, soit des assemblages critiques non empoisonnés, soit des maquettes de puissance nulle, soit des expériences in situ pour obtenir les données nécessaires, et indiquent quel rôle ont joué les travaux analytique» complémentaires. Ils montrent, par des exemples précis, dans quelle mesure on peut obtenir des données sur la physique d'un réacteur avant son fonctionnement en puissance. Ces données comprennent la marge d'arrêt, l'excédent de réactivité pour les besoins de l'exploitation, les coefficients de température, l'efficacité des barres de réglage et de sécurité, la cinétique du réacteur, le régime de la production d'énergie, les conditions à remplir en ce qui concerne la source pour le démarrage et la sensibilité des appareils, les besoins en matière de protection et l'économie des neutrons. Cet exposé des expériences faites récemment à la puissance zéro montre que par le passé le Laboratoire national d'Argonne s'est largement fondé sur les systèmes exponentiels et critiques pour mener à bien ses travaux dans le domaine des études de réacteurs. Les auteurs donnent une indication sur le rôle futur de ces systèmes en résumant brièvement les programmes de travaux, en cours d'exécution ou en projet, au moyen des réacteurs de puissance zéro qui existent actuellement à Argonne et de ceux que le Laboratoire se propose de construire. (author)
 Con el reactor de potencia nula de Argonne se han investigado los diseflos de numerosos reactores de investigacidn, de potencia, de propulsion, de producción, de isótopos y de ensayo de materiales, habiéndose obtenido los datos de carácter fundamental correspondientes en los conjuntos asociados-exponenciales y críticos sin envenenamiento. Con el fin de describir los experimentos más recientes y demostrar el gran nümero de datos sobre física de reactores que pueden obtenerse en sistemas de flujo débil, los autores exponen los siguientes programas experimentales: 1. Estudio de las propiedades de los elementos combustibles de óxido de uranio-óxido de torio en agua pesada, destacando principalmente los datos necesarios para el diseAo de un segundo cuerpo para el reactor experimental de agua hirviente de Argonne; 2. Preparacién de una maqueta de reactor de investigación de flujo elevado que permitirá veriflcar los cálculos efeçtuados durante el estudio, determinar la geometrra óptima y evaluar el efecto de la combustión; 3. Determinación de las distribuciones energéticas y del efecto de inmersión de los elementos combustibles sobre la reactividad en el caso de un reactor de agua hirviente con sobrecalentador incorporado; 4. Diseflo de un cuerpo de reactor reproductor plutonfgeno de neutrones ripidos, refrigerado por sodio y alimentado con ²³⁵U, que constituiri la carga inicial del segundo reactor reproductor experimental (EBR-II) de Argonne; 5. Estudio de las caracterfcticas de un reactor de dos zonas (térmica y rápida) que sufren interaccidn. Al discutir estos programas, los autores explican también en qué factores se basd la elección de los experimentos en conjuntos exponenciales y críticos sin envenenamiento en maquetas de potencia nula, así como de los experimentos in situ, que sirvieron para obtener los datos necesarios. También describen la importancia de los trabajos analíticos complementarios. La memoria présenta ejemplos especfficos para demostrar en qué medida se pueden obtener datos sobre el diseno del reactor antes de explotarlo en régimen normal. Entre estos datos se cuenta el margen de paro, el exceso de reactividad necesario para el funcionamiento, los coeficientes de temperatura, la eficacia de las barras de control y de seguridad, la cinética del reactor, los esquemas de producciôn de energía, los requisitos que ha de cumplir la fuente neutrónica de puesta en marcha, y la sensibilidad de los instrumentos, los blindajes y la economfa neutrónica. El estudio de los experimentos realizados recientemente con reactores de potencia nula révéla que el Laboratorio de Argonne ha venido basindose ampliamente en los sistemas exponenciales y críticos para llevar a cabo sus trabajos en materia de estudio de reactores. Los autores sugieren el papel futuro de estos sistemas al resumir brevemente los programas de trabajo, en curso de ejecución o en proyecto, mediante los reactores de potencia nula que actualmente existen en Argonne y los que ese Laboratorio proyecta construit. (author)
 Rjalis- sledovatel'skih reaktorov dlja central'nyh jelektrostancij, reaktorov v kachestve dvigate- lej, reaktorov dlja proizvodstva izotopov i ispytatel'nyh reaktorov byl issledovan na Argonskih reaktorah nulevoj moshhnosti, a svjazannye jeksponencial'nye i chisto kriticheskie sborki pozvolili poluchit' osnovnye dannye. Dlja togo, chtoby dat' nagljadnoe predstavle- nie o poslednih jeksperimentah i prodemonstrirovat' bol'shoe raznoobrazie dannyh o kon- strukcii reaktora, kotorye mozhno poluchit' v sistemah s maloj plotnost'ju nejtronnogo poto- ka, rassmatrivajutsja sledujushhie jeksperimental'nye programmy: 1. Izuchenie svojstv torievo-uranovogo topliva v tjazheloj vode s osobym uporom na trebova- nija, pred^javljaemye k konstrukcii vtoroj aktivnoj zony dlja Argonskogo jeksperimental'- nogo kipjashhego reaktora. 2. Maket predpologaemogo issledovatel'skogo reaktora s vysokoj plotnost'ju nejtronnogo potoka dlja podtverzhdenija raschetov konstrukcii, vybora optimal'noj geometrii i ocenki vlijanija vygoranija topliva. 3. Opredelenie harakteristik raspredelenija jenergii i vlijanija na reaktivnost' zatoplenija toplivnogo jelementa dlja kombinirovannyh ispytanij kipjashhego reaktora s peregrevom. 4. Konstrukcija aktivnoj zony proizvodjashhego plutonij reaktora-razmnozhitelja na bystryh nejtronah na urane - 235 s natrievym ohlazhdeniem kak pervoj zagruzki dlja Argonskogo jeksperimental'nogo reaktora-razmnozhitelja II. 5. Issledovanie harakteristik reaktora s vzaimodejstvujushhimi zonami na teplovyh i byst- ryh nejtronah. Pri obsuzhdenii programm ob^jasnjajutsja obstojatel'stva, vlijajushhie na vybor jeksponen- cial'nyh i chisto kriticheskih sborok, maketov ustanovok nulevoj moshhnosti i jeksperimen- tov na samom reaktore dlja poluchenija neobhodimyh dannyh, a takzhe ta rol', kotoruju igrajut vspomogatel'nye analiticheskie raboty. Na konkretnyh primerah pokazyvaetsja, kakie mo- gut byt' polucheny dannye do nachala raboty reaktora na moshhnosti. Jeti dannye vkljuchajut ostatochnuju reaktivnost' vykljuchennogo reaktora, zapas reaktivnosti dlja jekspluatacionnyh nuzhd, temperaturnye kojefficienty, jeffektivnost' regulirujushhih i avarijnyh sterzhnej, kinetiku reaktora, harakteristiki proizvodstva jenergii, trebovanija v otnoshenii puskovogo istochnika i chuvstvitel'nosti priborov, trebovanija v otnoshenii zashhity i balans nejtro- nov . V obzore nedavnih jeksperimentov v reaktorah nulevoj moshhnosti vyjavljaetsja bol'shaja rol', kotoruju igrajut v poslednee vremja jeksponencial'nye i kriticheskie sistemy v vypol- nenii Argonskoj laboratoriej zadach po razrabotke konstrukcij reaktorov. Ih rol' v budu- shhem vidna iz kratkogo izlozhenija osushhestvljaemyh i zaplanirovannyh programm dlja sem'i dejstvujushhih reaktorov nulevoj moshhnosti Argonskoj laboratorii i ozhidaemogo popolnenija. (author)

 Dans le programme des reacteurs de puissance zero, on a utilise diverses methodes statistiques pour mesurer le rapport duree de vie des neutrons instantanes/duree de vie des neutrons differes. Les auteurs ont mis au point une methode nouvelle, qui consiste a analyser le bruit du reacteur a l'aide d'un filtre passe-bande, et ont perfectionne d'autres methodes telles que la mesure, a l'aide d'un compteur a impulsions, de la frequence des coincidences retardees en fonction du temps de retard et celle de la variance relative des flux de neutrons integres en fonction du temps d'integration. Ils ont etudie les domaines dans lesquels les differentes méthodes peuvent être utilisées avec le plus d'intérêt. II se sont aussi préoccupés de l'interprétation des résultats de ces mesures, et montrent que l'interprétation fondée sur un modèle cinétique simple peut s'appliquer dans la pratique à une grande diversité de cas. Les auteurs décrivent plusieurs perfectionnements de leur méthode d'activation pour la détermination du rapport de conversion: application de techniques chimiques très sensibles pour confirmer les résultats obtenus; correction pour les coups parasites en utilisant, dans la détermination de la capture, des feuilles d'enrichissements différents pour établir la contribution des fissions dans la matière fertile à l'activité des produits de fission et des feuilles exposées à différents'spectres pour distinguer les coups dus à des fissions dans la détermination des captures; emploi du comptage par coïncidence pour la détection de la décroissance de ²³⁹Np. Pour obtenir une valeur exprimant le rapport de conversion, à partir des données relatives à l'activation, il faut connaître le rapport entre les captures et les fissions dans le combustible. Il n'existe pas à l'heure actuelle de méthodes expérimentales précises pour mesurer ce rapport dans un réacteur à bas flux; plusieurs méthodes qui pourraient être utilisées à cette fin sont en cours d'étude. Les auteurs décrivent trois des méthodes qui offrent les perspectives les plus favorables. Pour construire un petit spectromètre à neutrons rapides, ayant une bonne stabilité, un bon pouvoir de résolution et une bonne sensibilité en vue de la mesure en pile des spectres neutroniques compris dans la gamme d'énergies des dizaines et des centaines de kV, les auteurs ont concentré leurs efforts sur l'utilisation de l'analyse de la forme des impulsions - afin d'éliminer les événements produits par les rayons gamma dans les compteurs proportionnels fondés sur des protons de recul de l'hydrogène - et sur l'introduction de la collimation dans les «sandwiches» ⁶LiF-semi-conducteurs - afin d'augmenter le pouvoir de résolution. Ils ont construit un certain nombre de ces appareils et étudié leur réponse aux neutrons monocinétiques et aux neutrons produits dans un réacteur. En utilisant la technique d'élimination des rayons gamma, ils ont pu réduire de plusieurs centaines de fois la sensibilité du compteur de recul aux rayons gamma et de cette manière abaisser la limite inférieure d'application de l'instrument à 30 keV. Pour les appareils ⁶Li-semi-conducteurs, ils ont observé des pouvoirs de résolution de 70 keV ( largeur entière à mi- hauteur 1,5%), pour la somme des impulsions dans l'irradiation par les neutrons thermiques. (author)
 En el programa del reactor ZPR, se han aplicado varios métodos estadfsticos para determinar la razón perfodo de los neutrones inmediatos/perfodo de la fracción de neutrones retardados. Los autores idearon uno de los métodos, consistente en el análisis del ruido del reactor con un filtro de paso de banda, y perfeccionaron otros, taies como la medición de la frecuencia de coincidencias retardadas entre los impulsos del contador en función del retardo, y la determinación de la variancia relativa de las integrales de tiempo del flu jo neutrónico en función del tiempo de integración. Han estudiado en qué terrenos se aplican más ventajosamente los distintos métodos. También han procurado interpretar los resultados de las mediciones precitadas y han comprobado que la interpretación basada en un modelo cinético simple puede aplicarse a numerosos casos prácticos. Los autores describen varios perfeccionamientos introducidos en su método original de activación para la determinación de la razón producción/destrucción de material fisionable, con flujos reducidos. Entre ellos figuran la aplicación de técnicas radioqufmicas de alta sensibilidad como procedimiento de confirmación; la corrección de impulsos parásitos, mediante láminas de diferente grado de enriquecimiento, para determinar la contribución de la fisión del material fértii a la actividad de los productos de fisión, así como Iáminas expuestas a los diferentes espectros para medir los impulsos relacionados con los sucesos de fisión en la determinación de la captura; y en el empleo del recuento por coincidencias para la detección de la desintegración del ²³⁹Np. Para deducir la razón de conversión partiendo de los datos relativos a la activación, es preciso conocer el coeficiente α, es decir, la razón capturas/fisiones en el combustible. Por ahora no existe ningün método experimental que permita medir este valor en un reactor de flujo reducido, pero se están estudiando algunos que pueden servir a ese fin. Los autores resefian très de las técnicas que ofrecen mejores perspectivas. Los estudios realizados con el propósito de construit un espectrómetro pequeflo para neutrones rápidos con buenas características de estabilidad, poder de resolución y sensibilidad, destinado a la medición de espectros neutrónicos dentro del reactor, en el intervalo energético de las decenas o centenares de kilovoltios, se han concentrado en el empleo del análisis de la forma de los impulsos (con el fin de rechazar los sucesos iniciados por los rayos gamma en los contadores proporcionales de retroceso de hidtógeno) y el empleo de la colimación en los detectores tipo sandwich, a base de ⁶LiF en un material sólido, a fin de aumentar el poder de resolución. Se ha construido cierto ndmero de instrumentes de este tipo y se está estudiando la forma en que se comportan frente a los neutrones monocinéticos y los neutrones de un reactor. Recurriendo a la técnica de rechazo de los rayos gamma, se ha podido reducir varios cientos de veces la sensibilidad del contador de retroceso frente a dichos rayos y de esta manera, el limite inferior de aplicación del instrumente se ha extendido por lo menos hasta los 30 keV. En cuanto a los instrumentes de semiconductors a base de ⁶Li, se han observado poderes de resolución de hasta 70 keV de amplitud total en correspondencia con la mitad del máximo (1,5%) para la suma de los impulsos, en la irradiaeión con neutrones térmicos. (author)
 Pri osushhestvlenii programmy issledovanija reak- tora nulevoj moshhnosti (ZPR) primenjalis' razlichnye statisticheskie metody izmerenija ot- noshenija vremeni zhizni mgnovennyh nejtronov k doze zapazdyvajushhih nejtronov. Odin metod, a imenno analiz ''shuma'' reaktora s pomoshh'ju polosovogo fil'tra byl razrabotan v laboratorii, a drugie, naprimer izmerenie chastoty zapazdyvajushhih sovpadenij impul'sov schet- chika kak funkcii vremeni zapazdyvanija i izmerenie otnositel'nogo otklonenija integralov vo vremeni potoka nejtronov kak funkcii integriruemogo vremeni, byli uluchsheny. Izu- cheny oblasti naibolee uspeshnogo primenenija razlichnyh metodov. Bylo udeleno takzhe vni- manie interpretacii rezul'tatov jetih izmenenij, i bylo pokazano, chto interpretacija na osnove prostoj kineticheskoj modeli primenima dlja shirokogo kruga konkretnyh sluchaev. Opisyvajutsja neskol'ko usovershenstvovanij nashego pervonachal'nogo aktivacionnogo metoda opredelenija otnoshenija obrazovanija k razrusheniju deljashhegosja veshhestva pri slabyh potokah nejtronov. Sjuda vhodit primenenie ochen' chuvstvitel'nyh radiohimicheskih metodov dlja proverki poluchennyh rezul'tatov; vnesenie popravok s cel'ju ucheta pomeh; primenenie fol'g razlichnoj stepeni obogashhenija dlja dobavlenija aktivnosti deljashhegosja materiala k aktivnosti produktov delenija; primenenie fol'g. obluchennyh nejtronami razlichnyh jenergij, dlja scheta delenij pri opredelenii zahvata; i ispol'zovanie scheta sovpadenij dlja obnaruzhenija raspada Np²³⁹. Dlja poluchenija znachenija kojefficienta konversii po dannym aktivacii ne- obhodimo znat' otnoshenie kolichestva zahvatov k kolichestvu aktov delenija v toplive (α). V nastojashhee vremja ne sushhestvuet tochnogo jeksperimental'nogo metoda dlja izmerenija jetoj velichiny v reaktore so slabym potokom nejtronov; issledujutsja neskol'ko metodov, koto- rye, vozmozhno, pozvoljat opredelit' jetu velichinu. Opisyvajutsja dva ili tri perspektivnyh metoda. Usilija po sozdaniju nebol'shogo spektrometra bystryh nejtronov, imejushhego horoshuju stabil'nost', razreshajushhuju sposobnost' i chuvstvitel'nost' dlja izmerenija v reaktore spekt- ra nejtronov v oblasti jenegrii v desjatki i sotni kilovol't, byli sosredotocheny na prime- nenii analiza formy impul'sov dlja iskljuchenija vyzyvaemyh gamma-luchami javlenij v vodo- rodnyh proporcional'nyh schetchikah otdachi i na primenenii kollimirovanija v sloistyh konstrukcijah Li⁶F—tverdyj detektor dlja povyshenija poluchennoj razreshajushhej sposobnosti. Rjad takih priborov byl postroen, i byla issledovana ih reakcija na monokineticheskie nej- trony i nejtrony, obrazujushhiesja v reaktore. Primenenie metoda iskljuchenija, vyzyvaemyh gamma-luchami javlenij, ravnosil'no jeffektivnomu snizheniju v neskol'ko sot raz chuvstvi- tel'nosti schetchika nejtronov otdachi k gamma-izlucheniju i rasshirjaet diapazon ego primenenija po krajnej mere do 30 kjev. Dlja ustrojstv Li⁶ —tverdyj detektor otmechena takaja niz- kaja razreshajushhaja sposobnost', kak 70 kjev ( polnaja shirina na polovine vysoty (1,5%) dlja summarnogo impul'sa pri obluchenii teplovymi nejtronami. (author)