Evaluation of radioiodine measurements at Pilgrim Nuclear Power Plant /

Manuscript completed September 1978, published October 1978.

A three region steam drum model for a nuclear power plant simulator (BRENDA) /

"Date published: August 1981."

Compilation of reported noble gas effluent monitor capabilities at operating nuclear power plants /

"NUREG-0592."

Proceedings of the Japan-U.S. Seminar on HTGR Safety Technology, September 15-16, 1977, Brookhaven National Laboratory, Upton, N. Y. /

"NUREG/CR-0358, BNL-NUREG-50689, NRC-8"

Safety analysis of nuclear concrete containment structure /

"NRC FIN no. B5688."

Nuclear regulation : oversight of quality assurance at nuclear power plants needs improvement : report /

"B-217754"--P. [1].

Handbook of nuclear safeguards measurement methods /

Includes bibliographical references and index.

Reauthorization of the Price-Anderson Act : hearings before the Subcommittee on Nuclear Regulation of the Committee on Environment and Public Works, United States Senate, Ninety-ninth Congress, first session, on S. 445, S. 1225, and S. 1761 ....

"October 22, and 23, 1985"--Pt. 1. -- May 13, 1986--pt. 2.

Proceedings of the Third Japan-U.S. Seminar on HTGR Safety Technology, June 2-3, 1982, Brookhaven National Laboratory, Upton, New York 11973 /

Includes bibliographical references.

Avaliação do impacto radiológico atmosférico de uma unidade de mineração e beneficiamento de urânio

Este trabalho teve como objetivo avaliar o impacto radiológico atmosférico da Unidade de Concentrado de Urânio URA, Caetité, BA, através da modelagem da dispersão de radionuclídeos e a estimativa da dose efetiva anual (em mSv.ano-1). Para tal, utilizou-se o programa MILDOS-AREA que foi desenvolvido pelo Argonne National Laboratory (ANL) em conjunto com a U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), para avaliar impacto radiológico ambiental atmosférico nas instalações de mineração e beneficiamento de urânio. O incremento de dose efetiva anual para três grupos críticos hipotéticos e oito grupos populacionais reais foi estimado com base na medida de fluxos de radônio e na estimativa das concentrações de radionuclídeos em particulados no ar dos principais termos fontes da URA (cava da mina, depósito de estéril e britador). Paralelamente, as medidas de concentração de radônio e taxa de kerma no ar, reportadas nos relatórios dos programas de monitoração ambiental pré-operacional (PMAPO) e operacional (PMAO) da URA, foram avaliadas. Os valores de dose efetiva anual estimados para os grupos críticos hipotéticos variaram de 1,78E-02 a 2,10E-02 mSv.ano-1, enquanto que para os grupos populacionais, variaram de 7,49E-05 a 1,56E-02 mSv.ano-1. A maior contribuição para o incremento da dose foi devida a inalação do radônio, sendo responsável por quase a totalidade da dose efetiva anual estimada. A média da concentração de atividade de radônio no entorno da URA foi 137,21 Bq m-3 e não sendo observada diferenças significativas entre as concentrações de radônio reportadas nos programas de monitoramento ambiental pré-operacional (valores de background) e operacional. Os valores médios de taxa de kerma no ar no entorno da URA foram de 0,136 μGy h-1. No entanto, em todos os pontos de monitoramento, os valores reportados no programa operacional foram inferiores aos valores reportados no programa pré-operacional (background), o que sugere problemas de medidas ou de coleta de dados durante a realização deste programa. O operador da URA utilizou para avaliação de impacto radiológico atmosférico, resultados apresentados em seus relatórios finais de análise de segurança (RFAS), um modelo próprio de simulação de dispersão, denominado Impacto Ambiental Radiológico (IAR7). Uma comparação entre o MILDOS-AREA e o IAR7, utilizando os mesmos parâmetros de entrada reportados no RFAS sugere que o IAR7 subestimou as concentrações de radônio no ar para os grupos críticos hipotéticos. Os resultados de simulação com o MILDOS-AREA mostram que as doses efetivas estimadas para os grupos críticos hipotéticos são inferiores a 0,3 mSv.ano-1 que é a restrição de dose estabelecida pela Comissão Nacional de Energia Nuclear. Recomenda-se que o código MILDOS-AREA seja utilizado no Brasil, para fins de licenciamento e controle, tendo em vista que o mesmo é um código validado e já utilizado em outros países para avaliar impacto radiológico ambiental atmosférico em instalações de mineração e beneficiamento de urânio

Personnel Practices in Japanese Government

This paper examines key aspects of Japanese Government personnel practices, and draws comparisons with the practices in the U.S. civil service and, as appropriate, with other U.S. models. Particular reference is made to the practices of two major agencies in Japan, the Ministry of International Trade and Industry (MITI) and the Ministry of Posts and Telecommunications (MPT). As appropriate, selected government businesses practices other than personnel practices are noted.

Assessment of CTF boiling transition and critical heat flux modeling capabilities using the OECD/NRC BFBT and PSBT benchmark databases

The need to refine models for best-estimate calculations, based on good-quality experimental data, has been expressed in many recent meetings in the field of nuclear applications. The modeling needs arising in this respect should not be limited to the currently available macroscopic methods but should be extended to next-generation analysis techniques that focus on more microscopic processes. One of the most valuable databases identified for the thermalhydraulics modeling was developed by the Nuclear Power Engineering Corporation (NUPEC), Japan. From 1987 to 1995, NUPEC performed steady-state and transient critical power and departure from nucleate boiling (DNB) test series based on the equivalent full-size mock-ups. Considering the reliability not only of the measured data, but also other relevant parameters such as the system pressure, inlet sub-cooling and rod surface temperature, these test series supplied the first substantial database for the development of truly mechanistic and consistent models for boiling transition and critical heat flux. Over the last few years the Pennsylvania State University (PSU) under the sponsorship of the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) has prepared, organized, conducted and summarized the OECD/NRC Full-size Fine-mesh Bundle Tests (BFBT) Benchmark. The international benchmark activities have been conducted in cooperation with the Nuclear Energy Agency/Organization for Economic Co-operation and Development (NEA/OECD) and Japan Nuclear Energy Safety (JNES) organization, Japan. Consequently, the JNES has made available the Boiling Water Reactor (BWR) NUPEC database for the purposes of the benchmark. Based on the success of the OECD/NRC BFBT benchmark the JNES has decided to release also the data based on the NUPEC Pressurized Water Reactor (PWR) subchannel and bundle tests for another follow-up international benchmark entitled OECD/NRC PWR Subchannel and Bundle Tests (PSBT) benchmark. This paper presents an application of the joint Penn State University/Technical University of Madrid (UPM) version of the well-known subchannel code COBRA-TF, namely CTF, to the critical power and departure from nucleate boiling (DNB) exercises of the OECD/NRC BFBT and PSBT benchmarks

Wolf Creek Generating Station unit 1, operation : environmental impact statement.

Mode of access: Internet.

Ionization Chamber Smoke Detector Meeting /

Mode of access: Internet.

A handbook of acronyms and initialisms /

"NUREG-0544."