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Sample records for application aux reacteurs

  1. CO{sub 2} direct cycles suitable for AGR type reactors; Cycles directs de gaz carbonique applicables aux reacteurs du genre AGR

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Maillet, E [Commissariat a l' Energie Atomique. Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    1967-10-01

    The perspectives given by the gas turbines under pressure, to build simple nuclear power plants and acieving significantly high yield, are specified. The CO{sub 2} is characterised by by good efficiency under moderate temperature (500 to 750 Celsius degrees), compactness and the simpleness of machines and the safe exploitation (supply, storage, relief cooling, thermosyphon). The revision of thermal properties of the CO{sub 2} and loss elements show that several direct cycles would fit in particular to the AGR type reactors. Cycles that would diverge a little from classical models and able to lead to power and heat generation can lead by simple means to the best results. Several satisfying solutions present for the starting up, the power regulation and the stopping. The nuclear power plant components and the functioning safety are equally considered in the present report. The conclusions stimulate the studies and realizations of carbon dioxide gas turbines in when approprite. [French] Les perspectives offertes par la turbine a gaz sous pression, pour construire des centrales nucleaires simples et de rendement progressivement eleve, se precisent actuellement. le CO{sub 2} se distingue par sa bonne efficacite a temperature moderee (500 a 750 degres celsius), la compacite et la simplicite des machines, et la surete qu'il apporte a l'exploitation ( approvisionnement, stockage, refroidissement de secours, thermosiphon). La revision des proprietes thermophysiques du CO{sub 2} et des elements de pertes montre que divers cycles directs conviendraient en particulier aux reacteurs agr ou derives. Des cycles s'ecartant peu des modeles classiques, et se pretant ulterieurement a la production simultanee d'electricite et de chaleur, peuvent conduire par des moyens simples aux meilleurs resultats d'ensemble. Plusieurs solutions satisfaisantes se presentent pour le demarrage, le reglage de la puissance et l'arret. Les composants de la centrale et la surete de fonctionnement sont

  2. Fluctuations in a system depending on several random parameters. Application to reactors (1962); Fluctuations d'un systeme dependant de plusieurs parametres aleatoires. Application aux reacteurs nucleaires (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Blaquiere, A [Faculte des Sciences de Paris, 75 (France); Pachowska, R [Universite Technique de Varsovie (Poland)

    1962-07-01

    We have previously developed a method for studying neutronic fluctuations in nuclear reactors using the analogy between the behaviour of a reactor and that of certain common radioelectric circuits. The fluctuations may then be calculated by introducing into the circuit a suitable noise source. By this method we have been able to consider the overall fluctuations in a particularly simple form and we have provided a physical significance for certain results obtained more laboriously by other methods. The object of the present report is to generalise this method and in particular to extend it to the case of a reactor having a cellular structure and to apply it to fluctuations within a cell. It is thus shown that the fluctuations in a cell are the resultant of two terms: - a rapidly evolving Poissonian noise, not related to the overall fluctuations; - a slowly evolving noise, when the reactor is not too far from criticality, which is related to the overall fluctuations. The first term arises from a rapid 'ordering' of the system, during which time the cells come mutually into equilibrium. The second term is due to the coordinated evolution of all the cells, after the end of the first transitory phase. The conclusions reached show that it would be useful to complete the study with an analysis of non-linear phenomena which can considerably influence the transitory behaviour of the cells during the initial pre-equilibrium phase. This report also Stresses the relationship of the new method to the old methods. It tends also to place pile fluctuation theory in a more general framework, that of the fluctuations of a system depending on several random parameters; from this point of view, the method could easily be transposed and adapted to the study of other physical problems of this type. (authors) [French] Nous avons precedemment developpe une methode d'etude des fluctuations neutroniques des reacteurs nucleaires mettant a profit l'analogie entre le comportement d

  3. Methods for determining thermal stresses values. Some examples relating to nuclear reactors; Methodes de determination des contraintes thermiques. Quelques exemples d'application aux reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, J; Gautier, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Peres, A [Israel Institute of Technology, Dept. of Nuclear Science Technion (Israel)

    1958-07-01

    As modern techniques develop more elaborate machines, and make their way towards higher and higher temperatures and pressures, the thermal stresses become a matter of major importance in the design of mechanical structures. In the first part of this paper, the authors examine the problem from a theoretical standpoint, and try to evaluate the aptitude and limitation of mathematical techniques to attain the quantitative values of thermal stresses. This paper deals mainly with the experimental methods to measure thermal stresses. The authors show some examples relating to nuclear reactors. (author)Fren. [French] Au fur et a mesure que la technique moderne developpe des machines plus poussees et s'oriente vers des temperatures et des pressions toujours plus elevees, les contraintes thermiques deviennent un facteur d'importance capitale dans le calcul des structures mecaniques. Les auteurs examinent d'abord l'aspect theorique du probleme, ainsi que l'aptitude et les limites du calcul pour exprimer quantitativement la valeur des contraintes thermiques. Les auteurs exposent principalement, ensuite, les methodes experimentales qui permettent de mesurer ces contraintes, et illustrent cet expose de quelques exemples relatifs aux installations nucleaires. (auteur)

  4. Determination of a PWR key neutron parameters uncertainties and conformity studies applications; Determination des incertitudes liees aux grandeurs neutroniques d'interet des reacteurs a eau pressurisee a plaques combustible et applications aux etudes de conformite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, D

    2002-07-01

    The aim of this thesis was to evaluate uncertainties of key neutron parameters of slab reactors. Uncertainties sources have many origins, technologic origin for parameters of fabrication and physical origin for nuclear data. First, each contribution of uncertainties is calculated and finally, a factor of uncertainties is associated to key slab parameter like reactivity, isotherm reactivity coefficient, control rod efficiency, power form factor before irradiation and lifetime. This factors of uncertainties were computed by Generalized Perturbations Theory in case of step 0 and by directs calculations in case of irradiation problems. One of neutronic conformity applications was about fabrication and nuclear data targets precision adjustments. Statistic (uncertainties) and deterministic (deviations) approaches were studied. Then neutronics key slab parameters uncertainties were reduced and so nuclear performances were optimised. (author)

  5. Determination of a PWR key neutron parameters uncertainties and conformity studies applications; Determination des incertitudes liees aux grandeurs neutroniques d'interet des reacteurs a eau pressurisee a plaques combustible et applications aux etudes de conformite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, D

    2002-07-01

    The aim of this thesis was to evaluate uncertainties of key neutron parameters of slab reactors. Uncertainties sources have many origins, technologic origin for parameters of fabrication and physical origin for nuclear data. First, each contribution of uncertainties is calculated and finally, a factor of uncertainties is associated to key slab parameter like reactivity, isotherm reactivity coefficient, control rod efficiency, power form factor before irradiation and lifetime. This factors of uncertainties were computed by Generalized Perturbations Theory in case of step 0 and by directs calculations in case of irradiation problems. One of neutronic conformity applications was about fabrication and nuclear data targets precision adjustments. Statistic (uncertainties) and deterministic (deviations) approaches were studied. Then neutronics key slab parameters uncertainties were reduced and so nuclear performances were optimised. (author)

  6. Modeling of the thermal transfer inside a porous environment: application to nuclear reactors in accident situation; Modelisation du transfert thermique dans un milieu poreux: application aux reacteurs nucleaires en situation accidentelle

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rubiolo, P.R

    2000-03-01

    The purpose of this report is to simulate heat exchanges occurring by conduction, by convection and by radiating in a porous medium made up of opaque particles in a semi-transparent fluid. Usually the determination of the macroscopic equations is based on homogenization techniques, but in the case of a major accident, the complexity of the problem is so overwhelming that semi-empirical methods are used to determine macroscopic coefficients. The author develops a new method to determine these coefficients, this method is based on the calculation of different tensors: the equivalent conductivity tensor, the radiative conductivity tensor, the thermal conductivity tensor and the heat exchange coefficient (h{sub sf}) between the solid phase and the fluid one. The first chapter briefly describes energy, impulse and mass balances. In the case of the energy balance the solid phase is not supposed to be in thermal equilibrium with the liquid phase. The second chapter presents an application of the porous media method to a one-dimensional and stationary problem, this application to a simple problem gives an idea of the performance of the method. The model allowing the calculation of h{sub sf} is developed, it is a wide range model. The second chapter ends with the presentation of the model allowing the computing of the effective conductivity of fuel rods. A comparison between results given by this new method and other numeric calculations or experimental data coming from benchmarks is presented in the third chapter. This chapter ends with the simulation of a reactor core in accidental situation, 2 cases are presented: with and without the presence of water steam. (A.C.)

  7. Evaluation of uncertainties of key neutron parameters of PWR-type reactors with slab fuel, application to neutronic conformity; Determination des incertitudes liees aux grandeurs neutroniques d'interet des reacteurs a eau pressurisee a plaques combustibles et application aux etudes de conformite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, D

    2001-12-01

    The aim of this thesis was to evaluate uncertainties of key neutron parameters of slab reactors. Uncertainties sources have many origins, technologic origin for parameters of fabrication and physical origin for nuclear data. First, each contribution of uncertainties is calculated and finally, a factor of uncertainties is associated to key slab parameter like reactivity, isotherm reactivity coefficient, control rod efficiency, power form factor before irradiation and life-time. This factors of uncertainties were computed by Generalized Perturbations Theory in case of step 0 and by directs calculations in case of irradiation problems. One of neutronic conformity applications was about fabrication and nuclear data targets precision adjustments. Statistic (uncertainties) and deterministic (deviations) approaches were studied. Then, neutronics key slab parameters uncertainties were reduced and so nuclear performances were optimized. (author)

  8. Evaluation of uncertainties of key neutron parameters of PWR-type reactors with slab fuel, application to neutronic conformity; Determination des incertitudes liees aux grandeurs neutroniques d'interet des reacteurs a eau pressurisee a plaques combustibles et application aux etudes de conformite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, D

    2001-12-01

    The aim of this thesis was to evaluate uncertainties of key neutron parameters of slab reactors. Uncertainties sources have many origins, technologic origin for parameters of fabrication and physical origin for nuclear data. First, each contribution of uncertainties is calculated and finally, a factor of uncertainties is associated to key slab parameter like reactivity, isotherm reactivity coefficient, control rod efficiency, power form factor before irradiation and life-time. This factors of uncertainties were computed by Generalized Perturbations Theory in case of step 0 and by directs calculations in case of irradiation problems. One of neutronic conformity applications was about fabrication and nuclear data targets precision adjustments. Statistic (uncertainties) and deterministic (deviations) approaches were studied. Then, neutronics key slab parameters uncertainties were reduced and so nuclear performances were optimized. (author)

  9. Developpement d'une methode de Monte Carlo dependante du temps et application au reacteur de type CANDU-6

    Science.gov (United States)

    Mahjoub, Mehdi

    La resolution de l'equation de Boltzmann demeure une etape importante dans la prediction du comportement d'un reacteur nucleaire. Malheureusement, la resolution de cette equation presente toujours un defi pour une geometrie complexe (reacteur) tout comme pour une geometrie simple (cellule). Ainsi, pour predire le comportement d'un reacteur nucleaire,un schema de calcul a deux etapes est necessaire. La premiere etape consiste a obtenir les parametres nucleaires d'une cellule du reacteur apres une etape d'homogeneisation et condensation. La deuxieme etape consiste en un calcul de diffusion pour tout le reacteur en utilisant les resultats de la premiere etape tout en simplifiant la geometrie du reacteur a un ensemble de cellules homogenes le tout entoure de reflecteur. Lors des transitoires (accident), ces deux etapes sont insuffisantes pour pouvoir predire le comportement du reacteur. Comme la resolution de l'equation de Boltzmann dans sa forme dependante du temps presente toujours un defi de taille pour tous types de geometries,un autre schema de calcul est necessaire. Afin de contourner cette difficulte, l'hypothese adiabatique est utilisee. Elle se concretise en un schema de calcul a quatre etapes. La premiere et deuxieme etapes demeurent les memes pour des conditions nominales du reacteur. La troisieme etape se resume a obtenir les nouvelles proprietes nucleaires de la cellule a la suite de la perturbation pour les utiliser, au niveau de la quatrieme etape, dans un nouveau calcul de reacteur et obtenir l'effet de la perturbation sur le reacteur. Ce projet vise a verifier cette hypothese. Ainsi, un nouveau schema de calcul a ete defini. La premiere etape de ce projet a ete de creer un nouveau logiciel capable de resoudre l'equation de Boltzmann dependante du temps par la methode stochastique Monte Carlo dans le but d'obtenir des sections efficaces qui evoluent dans le temps. Ce code a ete utilise pour simuler un accident LOCA dans un reacteur nucleaire de type

  10. Experimental methods of reactor physics; Methodes experimentales de physique des reacteurs a neutrons thermiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Breton, D; Lafore, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    This paper is a synthesis of various experimental methods in use with the reactors of the Commissariat a l'Energie Atomique. The main techniques used are mentioned and the difficulties encountered and the accuracy obtained are particularly dwelt upon. The application of these various methods to reactors in order to obtain specific results is also indicated. This paper consists of five parts. I - General methods. Macroscopic and microscopic flux distribution (anisotropy effect), power distribution, etc... II - Kinetic measurements a) pulsed neutron technique: apparatus and accuracy; application to {lambda}t and to anti reactivity measurements; application to graphite, light water and beryllium oxide. b) oscillation techniques: equipment and accuracy; application to the measurements of effective cross sections and resonance integrals. c) fluctuations: apparatus and technique of measurement. III - Poison methods. Description of methods for introducing and extracting the poison, difficulties encountered with light and heavy water, measurement of temperature coefficients and anti-reactivity. IV - Spectra measurements. Choice and development of foils, problems of measurement, application to spectral measurements for thermalization studies, application to dosimetry. V - Experimental shielding measurements. The technique and apparatus recently developed in this field are presented. (authors) [French] Cette communication fait une synthese des differentes methodes experimentales mises en oeuvre sur les reacteurs du CEA. Elle presente les principales techniques utilisees et insiste plus particulierement sur les difficultes rencontrees et la precision obtenue; elle indique egalement l'application de ces differentes methodes sur les reacteurs, en vue de l'obtention des resultats determines. Elle comporte cinq parties: I - METHODES GENERALES: Distribution de flux macroscopique et microscopique (effet d'anisotropie), distribution de puissance, etc... II - MESURES CINETIQUES: a

  11. Study of new structures adapted to gas-graphite and gas-heavy water reactors; Etude de structures nouvelles adaptees aux reacteurs graphite-gaz et eau lourde-gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Martin, R; Roche, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The experience acquired as a result of the operation of the Marcoule reactors and of the construction and start-up of the E.D.F. reactors on the one hand, and the conclusions of research and tests carried out out-of-pile on the other hand, lead to a considerable change in the general design of reactors of the gas-graphite type. The main modifications envisaged are analysed in the paper. The adoption of an annular fuel element and of a down-current cooling will make it possible to increase considerably the specific power and the power output of each channel; as a result there will be a considerable reduction in the number of the channels and a corresponding increase in the size of the unit cell. The graphite stack will have to be adapted to there new conditions. For security reasons, the use of prestressed concrete for the construction of the reactor vessel is becoming more widespread; they could lead to the exchangers and the fuel-handling apparatus becoming integrated inside the vessel (the so-called 'attic' device). A full-size mode) of this attic has been built at Saclay with the participation of EURATOM; the operational results obtained are presented as well as a new original design for the control rods. As for as the gas-heavy-water system is concerned, the research is carried out on two points of design; the first, which retains the use of horizontal pressure tubes, takes into account the experience acquired during the construction of the EL 4 reactor of which it will constitute an extrapolation; the second, arising from the research carried out on the gas-graphite system, will use a pre-stressed concrete vessel for holding the pressure, the moderator being almost at the same pressure as the cooling fluid and the fuel being placed in vertical channels. The relative merits of these two variants are analysed in the present paper. (authors) [French] L'experience acquise par l'exploitation des reacteurs de MARCOULE, la construction et le demarrage des reacteurs d

  12. Improvements in gas supply systems for heavy-water moderated reactors; Etudes de perfectionnements aux systemes d'alimentation en gaz d'un reacteur modere a l'eau lourde

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Aubert, G; Hassig, J M; Laurent, N; Thomas, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    In a heavy-water moderated reactor cooled by pressurized gas, an important problem from the point of view, of the reactor block and its economics is the choice of the gas supply system. In the pressure tube solution, the whole of the reactor block structure is at a relatively low temperature, whereas the gas supply equipment is at that of the gas, which is much higher. These parts, through which passes the heat carrying fluid have to present as low a resistance as possible to it so as to avoid costly extra blowing power. Finally, they may only be placed in the reactor block after it has been built; the time required for putting them in position should therefore not be too long. The work reported here concerns the various problems arising in the case of each channel being supplied individually by a tube at the entry and the exit which is connected to a main circuit made up of large size collectors. This individual tubing is sufficiently flexible to absorb the differential expansion and the movement of its ends without stresses or prohibitive reactions being produced; the tubing is also of relatively short length so as to reduce the pressure head of the pressurized gas outside the channels; the small amount of space taken up by the tubing makes it possible to assemble it in a manner which is satisfactory from the point of view both of the time required and of the technical quality. (authors) [French] Dans un reacteur modere a l'eau lourde et refroidi au gaz sous pression, un probleme important du point de vue du trace du bloc pile et de son economie est le choix du systeme d'alimentation en gaz. Pour une solution a tubes de force, l'ensemble des structures du bloc reacteur est a temperature relativement faible, alors que les organes d'alimentation en gaz sont a celle, notablement plus elevee, du gaz. Ces organes, traverses par le debit du caloporteur, doivent lui opposer le minimum de resistance afin de ne pas necessiter un supplement onereux de puissance de

  13. Fast ultrasonic visualisation under sodium. Application to the fast neutron reactors; Visualisation ultrasonore rapide sous sodium. application aux reacteurs a neutrons rapides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Imbert, Ch

    1997-05-30

    The fast ultrasonic visualization under sodium is in the programme of research and development on the inspection inside the fast neutron reactors. This work is about the development of a such system of fast ultrasonic imaging under sodium, in order to improve the existing visualization systems. This system is based on the principle of orthogonal imaging, it uses two linear antennas with an important dephasing having 128 piezo-composite elements of central frequency equal to 1.6 MHz. (N.C.)

  14. Neutron detection in an atomic reactor core using semi-conductors; Detection des neutrons par semi-conducteur dans un coeur de reacteur atomique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Divoux, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1968-07-01

    In this paper, the first part describes the principle of nuclear particle detection by means of semiconductor diodes and the general application of these. The second part describes fabrication of the device used to estimate thermic neutron fluxes in core of a swimming pool type reactor. The useful volume (2.9 mm thickness) is in the light water moderator, between combustible elements plates. The results, principally obtained in the core of Siloette reactor at the 'Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble' at low power, are mentioned in the third part. Flux maps have been set and comparison between converter's products: Bore 10, Lithium 6, Uranium 235 is made. (author) [French] Dans ce rapport, une premiere partie porte sur la description du principe de detection des particules nucleaires par diodes a semi-conducteur et sur l'application generale de celles-ci. Une deuxieme partie s'attache a decrire la fabrication du materiel utilise pour evaluer les flux de neutrons thermiques dans un coeur de reacteur type pile piscine. L'espace de mesure (2,9 mm d'epaisseur) se situe entre les plaques des elements combustibles, dans le moderateur eau legere. Les resultats, obtenus principalement dans le coeur du reacteur Siloette du Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble aux basses puissances de fonctionnement, sont rapportes dans la troisieme partie. Des cartes de flux ont ete dressees et une comparaison est faite entre les produits 'convertisseurs' suivants: Bore 10, Lithium 6, Uranium 235. (auteur)

  15. Burst slug detection system in french power reactors (1961); La detection des ruptures de gaines dans les reacteurs de puissance francais (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Megy, J; Roguin, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-07-01

    Gas samples are taken from the channels of the reactor and the short lived fission products are electrostatically collected to be analysed by a phosphor and photomultiplier system. The electrostatic collection and rotating electrode detector is described and its main uses exposed. Experience has shown the interest of measuring the evolution of fission products activities and not their absolute value only. In this way, data processing equipment have been designed and adapted to the detection apparatus. The system developed and realized for the G-l - G-2 - G-3 - EDF-1 - EDF-2 reactors are compared. (authors) [French] Un prelevement de gaz est effectue dans les canaux du reacteur et les produits de fission a vie courte sont collectes electrostatiquement pour etre analyses par un ensemble scintillateur-photomultiplicateur. Le detecteur a collection electrostatique et electrode tournante est decrit et ses applications principales sont exposees. L'experience a montre l'interet de mesurer l'evolution des activites en produits de fission et non seulement leur valeur absolue. D'ou le developpement d'ensembles de traitement des informations associes aux chaines de detection. Comparaison des realisations sur les reacteurs G-l - G-2 - G-3 - EDF-1 et EDF-2. (auteurs)

  16. Application of solar chargers to prospection instruments; Application des chargeurs solaires aux appareils de prospection

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Caille, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1960-07-01

    The use of conventional batteries has certain disadvantages, and for this reason high-voltage batteries have been gradually replaced in all prospection instruments by transistor supply systems, using less cumbersome sources of energy. All the same low voltages are still necessary, and in hot or damp countries the use of these batteries leads to consumptions out of all proportion to the services rendered. This is why the use of solar energy possesses real advantages. After a brief review of the basic ideas on semiconductors, this article describes a selenium solar battery which was developed by the Westinghouse brakes and signals society. (author) [French] L'utilisation de piles classiques presente certains inconvenients. C'est pourquoi, dans tous les appareils de prospection, les piles fournissant des tensions elevees ont ete remplacees au fur et a mesure par des alimentations a base de transistors, utilisant des sources d'energie moins encombrantes. Toutefois, il faut tout de meme avoir des tensions faibles et l'utilisation de ces piles entraine dans les pays chauds ou humides une consommation disproportionnee par rapport aux services rendus. C'est pourquoi l'emploi de l'energie solaire presente de reels avantages. Cet expose decrit, apres un rappel de notion de base sur les semi-conducteurs, une batterie solaire a base de selenium qui a ete realisee par la Societe des freins et signaux Westinghouse. (auteur)

  17. Some particular aspects of control in nuclear power reactors; Conception de la surete en france et influence des imperatifs de surete sur la conception des reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vathaire, F de; Vernier, Ph; Pascouet, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    This paper reviews the experience acquired in France on the question, of reactor safety. Since a special paper is being presented on reactors of the graphite gas type, the safety of the other types studied in France is discussed here: - heavy water-gas reactors, - fast neutron reactors, - water research reactors of the swimming-pool and tank types. The safety rules peculiar to the different types are explained, with emphasis on their influence on the reactor designs and on the power limits they impose. The corresponding safety studies are presented, particular stress being placed on the original work developed in these fields. Special mention is made of the experimental systems constructed for these studies: the reactor CABRI, pile loop for depressurization tests, loops outside the pile, mock-ups etc. (authors) [French] La presente communication propose une synthese de l'experience acquise en France en matiere de surete des reacteurs. Les reacteurs de la filiere graphite-gaz faisant l'objet d'une communication particuliere, on examine ici la surete des autres types de reacteurs etudies en France: - reacteurs eau lourde-gaz, - reacteurs a neutrons rapides, - reacteurs de recherche a eau des types piscines et tank. Les imperatifs de surete propres aux differentes filieres sont developpes, en mettant l'accent sur leur influence sur la conception des reacteurs et sur les limitations de puissance qu'ils entrainent. Les etudes de surete correspondantes sont presentees, en insistant plus particulierement sur les travaux originaux developpes dans ces domaines. On indique notamment les moyens d'essais qui ont ete construits pour ces etudes: le reacteur CABRI, boucle en pile pour essais de depressurisation, boucles hors pile, maquettes, etc. (auteurs)

  18. Heavy water reactors physics; Physique des reacteurs a eau lourde

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Girard, Y; Lourme, P; Naudet, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    particulieres aux reseaux comportant le refroidissement par gaz mesures de distributions fines de densite (indices de spectre, etc mesures sur des reseaux ou des echantillons comportant de l'uranium a des enrichissements differents ou du plutonium. Dans la deuxieme partie on passe en revue les etudes de caractere theorique. L'ensemble des resultats a permis d'asseoir des methodes de calcul qui ont accru notablement la comprehension des phenomenes neutroniques dans les reseaux, et d'etablir un formulaire rendant compte des experiences sur reseaux neufs et capable de predire correctement l'evolution des proprietes neutroniques du combustible avec l'irradiation. Quelques etudes particulieres aux reacteurs de puissance sont mentionnees. (auteurs)

  19. 10 Détermination des radionucléides dans le repas. Application aux ...

    African Journals Online (AJOL)

    ASIMANANA

    On réalise du tic au tac à l'Agriculture et un système expert des aides aux culinaires. Le Malgache a un art culinaire. Les étrangers, certes, connaissent seulement quelques plats. Malgaches à commencer par le Romazava et le Ravitoto. Or, on constatera que cette cuisine compte de nombreux plats. 2. Matériel et méthodes.

  20. Methodes spectrales paralleles et applications aux simulations de couches de melange compressibles

    OpenAIRE

    Male , Jean-Michel; Fezoui , Loula ,

    1993-01-01

    La resolution des equations de Navier-Stokes en methodes spectrales pour des ecoulements compressibles peut etre assez gourmande en temps de calcul. On etudie donc ici la parallelisation d'un tel algorithme et son implantation sur une machine massivement parallele, la connection-machine CM-2. La methode spectrale s'adapte bien aux exigences du parallelisme massif, mais l'un des outils de base de cette methode, la transformee de Fourier rapide (lorsqu'elle doit etre appliquee sur les deux dime...

  1. The Pegase reactor loops; Les boucles du reacteur Pegase

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

    After 4 years operation, experimentation and maintenance of the gas loops built especially for the nuclear fuel testing reactor Pegase, it appears desirable not only to gather together in a single document the essential characteristics and particularities of these devices and of their associated equipment, but also to give the reasons for the technical modifications and the way in which they were carried out; this is done here by the persons themselves who were responsible, day after day, for operating these loops. This essentially practically experience thus complements the careful research and preliminary testing carried out on these loops or on their prototypes. It should be of interest to those who deal with problems concerned with the design or operation of irradiation loops in experimental reactors or of similar equipment. (authors) [French] Apres 4 annees de fonctionnement, d'experimentation et d'entretien sur les boucles a gaz, construites specialement pour le reacteur d'essai des combustibles nucleaires Pegase, il a paru souhaitable non seulement de rassembler dans un meme document les caracteristiques et les particularites essentielles de ces dispositifs et des appareillages qui leur sont associes, mais aussi d'y preciser les raisons et les modalites des mises au point techniques, apportees par ceux qui, jour apres jour pendant cette periode, ont eu la charge de mettre en oeuvre ces boucles. Cette experience essentiellement pratique complete donc les etudes minutieuses et les essais preliminaires de ces boucles ou de leurs prototypes. Elle doit etre de quelque interet pour ceux qui sont confrontes aux problemes de conception ou d'exploitation de boucles d'irradiation dans des reacteurs experimentaux ou des dispositifs analogues. (auteurs)

  2. Application of the New Decommissioning Regulation to the Nuclear Licensed Facilities (NLF) at Fontenay-aux-Roses's Nuclear Center (CEA)

    International Nuclear Information System (INIS)

    Sauret, Josiane; Piketty, Laurence; Jeanjacques, Michel

    2008-01-01

    This abstract describes the application of the new decommissioning regulation on all Nuclear Licensed Facilities (NLF is to say INB in French) at Fontenay-aux-Roses's Center (CEA/FAR). The decommissioning process has been applied in six buildings which are out of the new nuclear perimeter proposed (buildings no 7, no 40, no 94, no 39, no 52/1 and no 32) and three buildings have been reorganized (no 54, no 91 and no 53 instead of no 40 and no 94) in order to increase the space for temporary nuclear waste disposal and to reduce the internal transports of nuclear waste on the site. The advantages are the safety and radioprotection improvements and a lower operating cost. A global safety file was written in 2002 and 2003 and was sent to the French Nuclear Authority on November 2003. The list of documents required is given in the paragraph I of this paper. The main goals were two ministerial decrees (one decree for each NLF) getting the authorization to modify the NLF perimeter and to carry out cleaning and dismantling activities leading to the whole decommissioning of all NLF. Some specific authorizations were necessary to carry out the dismantling program during the decommissioning procedure. They were delivered by the French Nuclear Safety Authority (FNSA) or with limited delegation by the General Executive Director (GED) on the CEA Fontenay-aux-Roses's Center, called internal authorization. Some partial dismantling or decontamination examples are given below: - evaporator for the radioactive liquid waste treatment station (building no 53): FNSA authorization: phase realised in 2002/2003. - disposal tanks for the radioactive liquid waste treatment station (building no 53) FNSA authorization: phase realised in 2004, - incinerator for the radioactive solid waste treatment station (building no 07): FNSA authorization: operation realised in 2004, - research equipments in the building no. 54 and building no. 91: internal authorization ; realised in 2005, - sample

  3. Small angle scattering from soft matter-application to complex mixed systems; Diffusion de neutrons aux petits angles par la matiere molle-application aux systemes mixtes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boue, F.; Cousin, F.; Gummel, J.; Carrot, G.; El Harrak, A. [CEA Saclay, Lab. Leon Brillouin, CNRS, 91 - Gif-sur-Yvette (France); Oberdisse, J. [Montpellier-2 Univ., Lab. des Colloides, Verres et Nanomateriaux, UMR 5587, 34 (France)

    2007-09-15

    The advantage of small angle neutron scattering associated with isotopic labelling through deuteration is illustrated in the case of mixed systems, created by associating already well-known systems of characteristic structures; this is also important for applications. Our first mixed system associates charged polymer chains, polyelectrolyte (here polystyrene sulfonate, PSS), with oppositely charged particles, proteins (here lysozyme). Different fractions of deuterated water (D{sub 2}O) mixed with normal water are used to match the scattering length density of the protein or of the polymer in non-deuterated or deuterated version. First, this allows us to separate the protein and the polymer signal: we can then distinguish a case where the structures of each species alone in water are hardly modified by mixing, except for interconnections yielding a gel, and a case inducing complete change into a structure common to both species, made of aggregated globules. Secondly, using, for counter-ions of the poly-ions, deuterated Tetramethylammonium, together with matching both protein and polymer, we establish unambiguously the counter-ion release into the solvent. Thirdly, matching only a fraction of polymer chains, the other being deuterated, we extrapolate at zero deuterated fraction their form factor and describe the chain conformation inside the complexes. Fourthly, we illustrate the possibilities of modelling the signal on a second example of mixed system: a nano-composite made of silica particles surrounded by polymer dispersed into a deuterated polymer matrix. Chains are then visible in such reinforced polymer system, in particular when it is submitted to elongation: we discuss a possible model for an ideal system, introducing the scattering contribution from deformed chains. (authors)

  4. EURATOM's Programme of Participation in Power Reactor Construction; Le programme de participation d'Euratom aux reacteurs de puissance; Programma uchastiya v razrabotke ehnergeticheskikh reaktorov Evratoma; El programa de participacion de la Euratom en la construccion y explotacion de reactores de potencia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ramadier, R. C.; Parker, E. [Communaute Europoenne de l' Energie Atomique, Bruxelles (Belgium)

    1963-10-15

    -years during which operating problems will become decisive for the development of atomic power. (author) [French] L'un des moyens mis en oeuvre par la Commission de l'Euratom en vue d'assurer le developpement d'une industrie nucleaire europeenne est un programme dit de ''participation communautaire''. Ce programme permet a la Commission de participer a concurrence de 32 millions d'u.c. AME a des realisations dans le domaine des reacteurs de puissance. La contrepartie est l'acquisition des informations relatives a la conception, la construction, le demarrage et le fonctionnement de ces reacteurs. Jusqu'a present des propositions emanant de trois societes ont donne lieu a la signature de contrats. Il s'agit de: a) la Societa Elettronucleare Nazionale (SENN) qui fait construire en Italie une centrale de 150 MW(e) nets equipee d'un reacteur a eau bouillante a double cycle; b) la Societa Italiana Meridionale Energia Atomica (SIMEA) qui a entrepris en Italie la construction d'une centrale de 200 MW(e) nets equipee d'un reacteur du type uranium naturel-graphite-gaz carbonique; c) la Societe d'Energie Nucleaire Franco-Belge des Ardennes (SENA) qui a entrepris a la frontiere franco-belge la construction d'une centrale equipee d'un reacteur a eau pressurisee d'une puissance qui pourra atteindre et probablement depasser 242 MW(e) nets. En outre, la Commission a e te saisie de demandes de participation a deux autres reacteurs de puissance presentees respectivement par le Groupement Rheinisch-Westfalisches Elektiizitatswerk-Bayernwerke (RWE-BW), et par la N.V. Samenwerkende Electriciteits-Productiebedrijve; la premiere pour un reacteur de 237 MW(e) a eau bouillante a double cycle, la seconde pour un reacteur de 50 MW(e) a eau bouillante a simple cyc le et circulation naturelle. La participation communautaire peut prendre des formes diverses. Elle peut en particulier prendre celle d'une participation au deficit eventuel de la production d'electricite des centrales pendant les premieres

  5. Application du groupe de renormalisation aux conducteurs organiques quasi-unidimensionnels soumis a un champ magnetique

    Science.gov (United States)

    Hubert, Laurent

    Des conducteurs organiques fortement anisotropes presentent, sous l'effet d'un champ magnetique, une etonnante variete de proprietes physiques tel que: l'effet Shubnikov-de Haas, l'effet de Haas-van-Alphen, l'existence de cascades d'ondes de densite de spin apparentees a l'effet Hall quantique, reentrance vers la phase metallique pouvant provenir d'un 'breakdown' magnetique, et tout recemment la possibilite d'un confinement charge induit par le champ magnetique. A cela s'ajoute les nombreuses caracteristiques deja apparues en variant la pression hydrostatique ou la substitution chimique: separation spin-charge, localisation de la charge, transition spin-Peierls, antiferromagnetisme itinerant ou non, supraconductivite, et l'existence d'une frontiere commune entre les phases supraconductrice et antiferromagnetique. En vue de completer la description theorique du diagramme de phase generalise des conducteurs organiques, nous adaptons et elargissons la methode du groupe de renormalisation quantique (GRQ) au cas ou le champ magnetique est non nul. On sait deja que cette methode permet de resoudre le dilemme tout particulier des composes Q-1D, soit leur capacite de produire des transitions de phase malgre leur forte anisotropie et consequemment de leur faible dimensionalite. Cette methode est deja utilisee pour decrire le diagramme de phase temperature versus pression des sels de Bechgaard, de leurs analogues souffres et mixtes. Le GRQ permet aussi de comprendre comment des systemes anisotropes comme les conducteurs organiques peuvent se comporter comme des liquides de Luttinger a haute temperature et comme des liquides de Fermi ou condenses a basse temperature. Nous montrons que l'introduction d'un champ magnetique dans un regime de saut coherent interchai ne a deux particules n'apporte que de simples corrections aux lois d'echelles dans le canal zero son, alors qu'il introduit un mecanisme de brisure de paire dans le canal Cooper. Dans le regime de saut coherent a une

  6. Transient regimes in a heavy water reactor; Regimes transitoires dans un reacteur a eau lourde

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Raievski, V [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay(France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1953-07-01

    We studied the variations of power and reactivity of a reactor when we raise in a continuous way the starting plates. During the subcritical regime (negative reactivity), the power is determined by reactivity and by the intensity of the sources of photo neutrons, produced during the previous work of the reactor. When, during the rise of the plates, the reactor, pass by the critical regime (zero reactivity), one notes that the reached power is independent of the initial reactivity. During the sur-critical regime (positive reactivity), the elevation of temperature of the uranium bars slows down the growth of reactivity due to the movements of the plates. The power stretches then toward a value that depends only on the regime of cooling of the reactor and the excess of the available reactivity. This survey permits to choose such a rise speed, that reactivity remains constantly lower to a value beyond which the piloting of the reactor becomes difficult. This result is not more valid, if the intensity of the sources is insufficient, what takes place during the first divergences and after a stop of long length. (author) [French] On etudie les variations de puissance et de reactivite d'un reacteur quand on leve d'une facon continue les plaques de demarrage. Pendant le regime subcritique (reactivite negative), la puissance est determinee par la reactivite et par l'intensite des sources de photoneutrons, produites pendant la marche anterieure du reacteur. Quand, au cours de la montee des plaques, le reacteur passe par le regime critique (reactivite nulle), on constate que la puissance atteinte est independante de la reactivite initiale. Pendant le regime surcritique (reactivite positive), l'elevation de temperature des barres d'uranium ralentit l'accroissement de reactivite due aux mouvements des plaques. La puissance tend alors vers une valeur qui ne depend plus que du regime de refroidissement du reacteur et de l'exces de la reactivite disponible. Cette etude permet de

  7. A review of calculation methods for fast and intermediate reactors; Expose des methodes pour le calcul de reacteurs a neutrons rapides et intermediaires; Obzor metodov rascheta reaktorov na promezhutochnykh i bystrykh nejtronakh; Estudio panoramico de los metodos de calculo de los reactores rapidos e intermedios

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Marchuk, G I [Akademiya Nauk, Moskva, Union of Soviet Socialist Republics (Russian Federation)

    1962-03-15

    This paper discusses the development of methods for calculating intermediate and fast reactors. It deals with various approaches to the problems of physical calculation. The calculation of resonance effects is discussed. Consideration is given to multi-group systems of fundamental and conjugate equations, various applications of perturbation theory to the problems of physical reactor calculation, and numerical methods of solving fundamental and conjugate reactor equations, which approximate the method of spherical harmonics. The paper describes an application of the response method to the solution of critical-mass problems, and methods of calculating reactors with hydrogeneous moderators. The fundamental features of an effective one-group reactor model are described. (author) [French] L'auteur examine la mise au point de methodes pour le calcul de reacteurs a neutrons rapides et intermediaires . Il decrit diverses manieres d'aborder les problemes des calculs sur la physique des reacteurs, notamment le calcul des effets de resonance. Il s'attache particulierement aux points suivants: systemes d'equations fondamentales et conjuguees a plusieurs groupes; diverses applications de la theorie des perturbations aux problemes de calculs sur la physique des reacteurs; methodes numeriques pour resoudre les equations fondamentales et conjuguees, voisines de la methode des harmoniques spheriques. L'auteur decrit ensuite une maniere d'appliquer la methode de la reponse aux problemes de la masse critique ainsi que des methodes pour le calcul de reacteurs ralentis a l'hydrogene. Il decrit les caracteristique s fondamentale s d'un modele de reacteur a un groupe effectif. (author) [Spanish] El autor analiza el desarrollo de los metodos de calculo de los reactores nucleares que trabajan con neutrones rapidos y con neutrones intermedios. Examina diversos planteos de los problemas del calculo fisico. Indica la forma de tomar en cuenta los efectos de resonancia y menciona los sistemas

  8. Study of isotopic exchange reactors (1961); Etude des reacteurs d'echange isotopique (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Grandcollot, P; Dirian, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-07-01

    A study is made of the general case of the theory of first-order isotopic chemical exchange between a gaseous and a liquid phase in a reactor, starting from fundamental reaction kinetics data, and without making any limiting hypothesis concerning the value of the separation factor. The cases of counter-current reactors and of co-current reactors are considered successively. The general deuterium conservation equation requires the definition of the quotient of the reactor; the performances of this reactor are characterised by its overall efficiency. The idea of the ratio is introduced because it represents a convenient intermediary in the calculations. The search for an additive value for reactors in series leads logically to the defining of an exchange capacity, and a total efficiency, or number of theoretical reactors. This method of expressing the performances of a reactor is more general than the efficiency due to Murphee which only has a physical significance in the particular case of homogeneous liquid reactors. The relationships between these various quantities are established, and the representation due to Mc Cabe and Thiele is generalized. The reactor performances are linked to the first - order reaction kinetics by the transfer number. The relationships are given for a certain number of concrete cases. Finally the application of these calculations is given, together with the approximations necessary in the case where, because of the presence of several components in each phase, the exchange reaction no longer obeys a single kinetic law. (authors) [French] On examine dans le cas general la theorie d'un reacteur quelconque pour l'echange chimique isotopique du premier ordre entre une phase gazeuse et une phase liquide, a partir des donnees fondamentales sur la cinetique de la reaction, sans faire aucune hypothese limitative sur le cas des reacteurs a contre ourant, puis celui des reacteurs a co-courant. L'equation generale de conservation du deuterium

  9. The Development of Materials for Application to Control Rod Systems in Graphite moderated Reactors; Mise au Point de Materiaux pour les Dispositifs de Controle a Barres, Utilbes dans les Reacteurs Ralentis au Graphite; Razrabotka materialov , primenyaemykh v sistemakh upravlyayushchikh sterzhnej v reaktorakh s grafitovym zamedlitelem; Perfeccionamiento de Materiales Aplicables a las Barras de Control en los Reactores Moderados por Grafito

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wade, G. E.; Kempf, F. J. [Hanford Atomic Products Operation, General Electric Company, Richland, WA (United States)

    1964-06-15

    Material problems associated with the control- and safety-rod systems for graphite moderated, tube-type reactors can be divided into two categories: control materials and operating-channel liner materials. The control materials, such as boron or gadolinium, can be integral with the rod sheath, as in the boron stainless steel used for safety rods. Another approach is the enclosure of a boron-containing sintered compact, such as B{sub 4}C-graphite or B{sub 4}C-aluminium, in a metallic sheath. Rods of the latter type are adaptable for control purposes because of the increased percentages of boron that can be included. Test and fabrication experience indicate that a wide range of satisfactory rod designs is possible with any of these materials. The rod operating channels in the reactor often require liners to protect the surrounding graphite moderator from rod-insertion impact loads and wear and to help maintain channel alignment. Abrasion- and impact resistant, high-strength, low cross-section materials that will operate uncooled are required for these liners. Pyrolytic graphite, pyrolytic graphite composites, aluminium oxide and silicon carbide have been tested for such applications. Physical and irradiation damage data indicate that some of these materials are suitable for lining rod-operating channels. (author) [French] Les problemes de materiaux lies aux dispositifs de controle a barres de reglage et de securite pour les reacteurs tubulaires ralentis au graphite sont doubles et concernent les materiaux absorbants d'une part et les materiaux de garnissage des canaux d'autre part. Les materiaux absorbants tels que le bore ou le gadolinium peuvent former un tout avec le materiau de gainage comme dans le cas ou les barres de securite sont en acier inoxydable au bore. Une autre technique consiste a enfermer un melange presse et fritte contenant du bore, tel que B4C-graphite ou B4C-aluminium, dans une gaine metallique. Les barres de ce dernier type peuvent etre adaptees

  10. Very high temperature measurements: Applications to nuclear reactor safety tests; Mesures des tres hautes temperatures: Applications a des essais de surete des reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Parga, Clemente-Jose

    2013-09-27

    This PhD dissertation focuses on the improvement of very high temperature thermometry (1100 deg. C to 2480 deg. C), with special emphasis on the application to the field of nuclear reactor safety and severe accident research. Two main projects were undertaken to achieve this objective: - The development, testing and transposition of high-temperature fixed point (HTFP) metal-carbon eutectic cells, from metrology laboratory precision (±0.001 deg. C) to applied research with a reasonable degradation of uncertainties (±3-5 deg. C). - The corrosion study and metallurgical characterization of Type-C thermocouple (service temp. 2300 deg. C) prospective sheath material was undertaken to extend the survivability of TCs used for molten metallic/oxide corium thermometry (below 2000 deg. C)

  11. Considerations concerning the reliability of reactor safety equipment; Considerations sur la fiabilite des ensembles de securite de reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Furet, J; Guyot, Ch [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-07-01

    A review is made of the circumstances which favor a good collection of maintenance data at the C.E.A. The large amount of data to be treated has made necessary the use of a computer for analyzing automatically the results collected. Here, only particular aspects of the reliability from the point of view of the electronics used for nuclear reactor control will be dealt with: sale and unsafe failures; probability of survival (in the case of reactor safety); availability. The general diagrams of the safety assemblies which have been drawn up for two types of reactor (power reactor and low power experimental reactor) are given. Results are presented of reliability analysis which could be applied to the use of functional modular elements, developed industrially in France. Improvement of this reliability appears to be fairly limited by an increase in the redundancy; on the other hand it is shown how it may be very markedly improved by the use of automatic tests with different frequencies for detecting unsafe failures rates of measurements for the sub-assemblies and for the logic sub-assemblies. Finally examples are given to show the incidence of the complexity and of the use of different technologies in reactor safety equipment on the reliability. (authors) [French] On rappelle les circonstances qui favorisent au C.E.A. la collecte d'une information valable des resultats de la maintenance. L'importance des donnees a traiter a rendu necessaire l'utilisation d'une calculatrice poux l'analyse automatique des resultats recueillis. On se limitera ici aux aspects particuliers de la fiabilite du point de vue de l'electronique pour le controle et la commande de reacteurs nucleaires: pannes sures et pannes non sures; probabilite de survie dans le cas de la securite des reacteurs; facteur de disponibilite. Les schemas de principe des ensembles de securite definis pour deux types de reacteurs (reacteur de puissance et reacteur experimental de faible puissance) sont indiques. On

  12. Dynamique jointe stock/option et application aux stratégies de trading sur options

    OpenAIRE

    El Aoud , Sofiene

    2015-01-01

    This thesis explores theoretically and empirically the implications of the stock/option joint dynamics on applications related to option trading. In the first part of the thesis, we look into the relations between stock options and index options under the risk-neutral measure. The Capital Asset Pricing Model offers an adequate mathematical framework for this study as it provides a modeling approach for the joint dynamics between the stock and the index. As we compute option prices according t...

  13. Nuclear reactor (1960); Reacteurs nucleaires (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Maillard, M L [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Leo, M B [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

    1960-07-01

    The first French plutonium-making reactors G1, G2 and G3 built at Marcoule research center are linked to a power plant. The G1 electrical output does not offset the energy needed for operating this reactor. On the contrary, reactors G2 and G3 will each generate a net power of 25 to 30 MW, which will go into the EDF grid. This power is relatively small, but the information obtained from operation is great and will be helpful for starting up the power reactor EDF1, EDF2 and EDF3. The paper describes how, previous to any starting-up operation, the tests performed, especially those concerned with the power plant and the pressure vessel, have helped to bring the commissioning date closer. (author) [French] Les premiers reacteurs industriels plutonigenes francais G1 - G2 - G3 du Centre de Marcoule comportent une installation de recuperation d'energie. La production d'electricite de G1 ne compense pas l'energie depensee par ailleurs pour le fonctionnement de l'ensemble, par contre, G2 et G3 doivent fournir chacun une puissance de 25 a 30 MW au reseau national d'Electricite de France. Cette puissance est modeste, mais l'experience acquise grace a ces reacteurs est tres grande et c'est grace a elle qu'il nous sera possible de mettre en exploitation les reacteurs energetiques EDF1 - EDF2 - EDF3. Le memoire decrit comment, avant tout demarrage du reacteur, les essais effectues, en particulier ceux concernant l'installation de recuperation d'energie et le caisson, ont permis d'abreger la phase de montee en puissance. (auteur)

  14. Modeling of delayed strains of concrete under biaxial loadings. Application to the reactor containment of nuclear power plants; Modelisation des deformations differees du beton sous sollicitations biaxiales. application aux enceintes de confinement de batiments reacteurs des centrales nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Benboudjema, F

    2002-12-15

    The prediction of delayed strains is of crucial importance for durability and long-term serviceability of concrete structures (bridges, containment vessels of nuclear power plants, etc.). Indeed, creep and shrinkage cause cracking, losses of pre-stress and redistribution of stresses, and also, rarely, the ruin of the structure. The objective of this work is to develop numerical tools, able to predict the long-term behavior of concrete structures. Thus, a new hydro mechanical model is developed, including the description of drying, shrinkage, creep and cracking phenomena for concrete as a non-saturated porous medium. The modeling of drying shrinkage is based on an unified approach of creep and shrinkage. Basic and drying creep models are based on relevant chemo-physical mechanisms, which occur at different scales of the cement paste. The basic creep is explicitly related to the micro-diffusion of the adsorbed water between inter-hydrates and intra-hydrates and the capillary pores, and the sliding of the C-S-H gel at the nano-porosity level. The drying creep is induced by the micro-diffusion of the adsorbed water at different scales of the porosity, under the simultaneous effects of drying and mechanical loadings. Drying shrinkage is, therefore, assumed to result from the elastic and delayed response of the solid skeleton, submitted to both capillary and disjoining pressures. Furthermore, the cracking behavior of concrete is described by an orthotropic elastoplastic damage model. The coupling between all these phenomena is performed by using effective stresses which account for both external applied stresses and pore pressures. This model has been incorporated into a finite element code. The analysis of the long-term behavior is also performed on concrete specimens and prestressed concrete structures submitted to simultaneous drying and mechanical loadings. (author)

  15. Problems related with the power regulation of reactors by physico-chemical methods, and the behaviour of water and heavy water in nuclear reactors; Comportement de l'eau et de l'eau lourde dans les reacteurs nucleaires et problemes de la regulation de puissance par voie physico-chimique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dolle, L; Conan, D; Dirian, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    Experience of the CEA heavy water reactors and a systematic study of the radiolytic decomposition of water in the core of swimming-pool reactors are described. Setting up of reactivity control by physico-chemical methods. Reactivity control by homogeneous poisoning of the reactor A comparison of the evolution of xenon poisoning with the residual anti reactivity of the poison in solution during its nuclear consumption establishes the programme which must govern the variation in its concentration if the exact compensation is to be produced The behaviour of the poison towards the reactor materials under the particular operational conditions must be taken into account. Radiolytic decomposition of water in the reactors in the presence of soluble poisons: A study of the effect of certain chemically inert salts, present in small concentrations in the water, on its radiolytic decomposition rate, has led to some new results which are discussed. The choice of a soluble poison is justified on the basis of the above results. Reactivity control by the use of a gaseous absorbent The use of a gas control rod circuit for compensation purposes, in place of solid control rods is described. The use of soluble poisons in the moderator to compensate the xenon effect, and of a gaseous absorbent in a circuit known as a gas control rod form original aspects of the reactivity control in the reactor EL 4. (authors) [French] L'observation du comportement de l'eau et de l'eau lourde dans les reacteurs en exploitation, contribue au fonctionnement sur de ceux-ci et oriente certaines etudes relatives aux techniques de controle de la reactivite par mise en oeuvre de poisons solubles. L'utilisation de poisons nucleaires dissous dans l'eau du reacteur entraine une pollution chimique de celle-ci. Les conditions d'emploi permettant d'eviter les effets indesirables de cette pollution sont etudiees. Les problemes analytiques - bien qu'importants - ne sont pas abordes dans le cadre de la communication

  16. Containment for Heavy-Water Gas-Cooled Reactors; Le Confinement des Reacteurs a Eau Lourde Refroidis par Gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Verstraete, P.; Lehmann, D.; Lafitte, R. [Bonard et Gardel, Ingenieurs-Conseils, Lausanne (Switzerland)

    1967-09-15

    The safety principles applicable to heavy-water, gas-cooled reactors are outlined, with a view to establishing containment specifications adapted to the sites available in Switzerland for the construction of nuclear plants. These specifications are derived from dose rates considered acceptable, in the event of a serious reactor accident, for persons living near the plant, and are based on-meteorological and demographic conditions representative of the majority of the country's sites. The authors consider various designs for the containment shell, taking into account the conditions which would exist in the shell after the maximum credible accident. The following types of shell are studied: pre-stressed concrete; pre-stressed concrete with steel dome; pre-stressed concrete with inner, leakproof steel lining; steel with concrete side shield to protect against radiation; double shell. The degree of leak proofing of the shells studied is regarded as a feature of the particular design and not as a fixed constructional specification. The authors assess the leak proofing properties of each type of shell and establish building costs for each of them on the basis of precise plans, with the collaboration of various specialized firms. They estimate the effectiveness of the various shells from a safety standpoint, in relation to different emergency procedures, in particular release into the atmosphere through appropriate filters and decontamination of the air within the shell by recycling through batteries of filters. The paper contains a very detailed comparison of about 10 cases corresponding to various combinations of design and emergency procedure; the comparison was made using a computer programme specially established for the purpose. The results are compared with those for a reactor of the same type and power, but assembled together with the heat exchangers in a pre-stressed concrete shell. (author) [French] Les principes de securite des reacteurs a eau lourde refroidis

  17. Notes on a homogeneous reactor project; Idees sur un projet de reacteur homogene

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Benveniste, J; Bernot, J; Eidelman, D; Grenon, M; Portes, L; Raspaud, G; Tachon, J; Vendryes, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Berthod, L; Cohen de Lara, G; Delachanal, M; Fontanet, P; Halbronn, G [Societe Grenobloise d' Etudes et d' Applications Hydrauliques, 38 (France)

    1958-07-01

    An attempt has been made to develop certain ideas concerning homogeneous reactors. The project under consideration is based on the simultaneous use of a suspension of uranium dispersed in heavy or light water and of boiling in the reactor for heat extraction. However, the studies of suspensions and of boiling are relatively independent and can also be developed for reactors of different types using one or the other. Our aim is a minimum investment in fissile material; for this we propose to extract the steam directly from the core and to make use of a cyclone to accelerate this extraction; a cyclone-type circulation creating a field of increasing tangential velocities of the fluid towards the axis causes the droplets of vapour to accelerate towards the axial vortex in which they are collected; the steam output is then evacuated to the external heat utilisation system, for example an exchanger of the condenser-boiler type. The input speed of water into the reactor being one of the important parameters in the running of the pile, a spiral supply input chamber is used, allowing this speed to be regulated in amount and direction. (author)Fren. [French] Nous nous sommes attaches a developper certaines idees relatives aux piles homogenes. Le projet que nous etudions est base sur l'emploi simultane d'une suspension contenant de l'uranium disperse dans l'eau legere ou lourde et de l'ebullition dans le reacteur pour l'extraction de chaleur. Neanmoins, les etudes de suspensions et d'ebullition sont relativement independantes et peuvent egalement etre developpees pour des reacteurs de type different utilisant l'une ou l'autre. Le but que nous cherchons a atteindre est un investissement minimum en matiere fissile; pour cela, nous proposons d'extraire directement la vapeur dans le coeur et de recourir a un dispositif cyclone pour accelerer cette extraction; une circulation type cyclone creant un champ de vitesses tangentielles du fluide croissantes veraxe a pour effet d

  18. Linear chrono-amperometry using re-dissolution: application to halides; La chronoamperometrie lineaire par redissolution: application aux halogenures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Perchard, J -P; Buvet, M; Molina, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses, 92 (France)

    1966-06-01

    d'agitation et de temperature sont maintenues constantes. Le dosage des halogenures est realise par redissolution d'un depot d'halogenure mercureux constitue par une electrolyse prealable. Du point de vue analytique, la sensibilite est limitee au domaine de concentrations ou les phenomenes sont interpretables et exploitables. Dans le cas de l'ion chlorure la limite inferieure de ce domaine est voisine de 10{sup -5} M; elle est de 10{sup -6} M pour le bromure et inferieure a 10{sup -7} M pour l'iodure. Pour des concentrations inferieures, les lois simples susceptibles d'applications analytiques ne sont plus verifiees. Cependant, le dedoublement du pic observe lors de la reduction de l'iodure mercureux depose a ete interprete en mettant en evidence les proprietes electrochimiques particulieres de la couche mono-moleculaire de Hg{sub 2}I{sub 2} formee sur la goutte. (auteurs)

  19. The dangers of irradiate uranium in nuclear reactors; Les dangers de l'uranium irradie dans les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jammet, H; Joffre, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1955-07-01

    The danger of the uranium cans sur-activated by the use in the nuclear reactors is triple: - Irradiation from afar, during manipulations of the cans. - Contamination of air when decladding. - Contamination of air by fire of uranium in a reactor in function The first two dangers are usual and can be treated thanks to the rules of security in use in the atomic industry. The third has an accidental character and claimed for the use of special and exceptional rules, overflowing the industrial setting, to reach the surrounding populations. (authors) [French] Le danger des cartouches d'uranium suractive par utilisation dans les reacteurs nucleaires est triple: - Irradiation a distance, lors des manipulations des cartouches. - Contamination de l'air au moment de leur degainage. - Contamination de l'air par incendie d'uranium dans un reacteur en fonctionnement. Les deux premiers dangers sont habituels et peuvent etre traites grace aux regles de securite en usage dans l'industrie atomique. Le troisieme revet un caractere accidentel et reclame l'emploi de regles speciales et exceptionnelles, debordant le cadre industriel, pour atteindre celui des populations environnantes. (auteurs)

  20. The Application of Non-Metallic Core Materials in a High-Temperature Reactor Experiment; Utilisation de materes non metalliques dans le coeur d'un reacteur experimental a haute temperature; Ispol'zovanie nemetallicheskikh materialov dlya aktivnoj zony vysokotemperaturnogo opytnogo reaktora; Empleo de materiales no metalicos en el nucleo de un reactor experimental de alta temperatura

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Huddle, R. A.U.; Shepherd, L. R. [Organization for Economic Co-Operation and Development, Dragon Project, Atomic Energy Establishment, Winfrith, Dorset (United Kingdom)

    1963-11-15

    The OECD High-Temperature Reactor Project (DRAGON) was set up to develop the technology of high-temperature gas-cooled reactors and, as part of this development, to construct and operate a 20-MW(t) reactor experiment. The reactor, which is now nearing completion, is a helium-cooled system with a coreoutlet temperature of 750{sup o}C; it employs U{sup 235} fuel with thorium as a fertile material. A particular feature of this system is the absence of any metals in the core. Because of the high temperatures involved, namely, up to 1050{sup o}C at fuel element surfaces and above, 1500{sup o}C in-the hottest regions of the fuel, refractory nonmetallic materials are employed. All the core material is incorporated within the fuel element which leads to a high ratio of heat transfer surface area to core volume and hence permits a high average power density leading to a relatively compact system. Each fuel element consists of a cluster of graphite tubes, containing the fissile and fertile materials as carbides incorporated in graphite pellets. A purge flow of the helium coolant passing through the centre of each fuel rod is extracted from the base whence it passes into a helium processing plant to remove fission products and other impurities before being returned to the reactor. This procedure reduces the escape of fission products from the very hot ceramic fuel into the primary coolant stream. Problems associated with the development and production of ceramic fuel bodies and graphite for this reactor, and the behaviour of these materials under operating conditions are outlined. Some experience from irradiation and in-pile loop investigations are reported. The main emphasis in this programme is on the development of the high-temperature gas-cooled reactor for application as an economic power producing system. (author) [French] Les objectifs du Projet DRAGON de l'OCDE (reacteur a haute temperature) sont les suivants: ameliorer la technologie des reacteurs a haute temperature

  1. The Economical Application of Non-Destructive Testing to Reactor Components, Especially Jacket Tubing; Avantages Economiques du Controle Non Destructif des Pieces de Reacteurs, Notamment des Tubes de Gainage; Ehkonomicheskoe primenenie nedestruktivnykh ispytanij dlya reaktornykh komponentov, v chastnosti obolochechnykh trub; Aplicacion en Condiciones Economicas de Ensayos No Destructivos a las Piezas de los Reactores, en Especial a los Tubos de Revestimiento

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Renken, C. J. [Metallurgy Division Argonne National Laboratory Argonne, IL (United States)

    1965-10-15

    electro-magnetic method for technical as well as economic reasons. The optimum area of application of these two methods is explained as well as the large area of overlap where results produced by well- designed and properly operated equipment of both types are essentially equivalent. Spurious defect indications contribute directly to increased component costs, so an evaluation of these effects for both the ultrasonic and the electromagnetic test methods is included for several commonly encountered sources of spurious defect signals. The experience in the application of these methods at Argonne National Laboratory on relatively large quantities of tubing from various sources are recounted from the standpoint of the lowest possible inspection cost per unit length of tubing. This section also summarizes experience gained at Argonne with the newer pulsed electromagnetic test methods. The critical but generally unappreciated role of tube diameter and wall thickness on tube inspection cost is discussed. Since the question of economical inspection is closely related to allowable defect levels, defect levels and standards in use at Argonne are covered. Finally, the practical and theoretical barriers to reduced component inspection costs are enumerated and a projection of what possible reductions in cost might be attainable in the future with the ultrasonic and electromagnetic test methods is attempted. (author) [French] Le reacteur ideal aurait entre autres caracteristiques celle de ne pas exiger de controles non destructifs. Cet ideal, comme tant d'autres, ne sera probablement jamais atteint. Dans l'etude de tout reacteur pour lequel le prix de revient constitue un facteur important, il faudrait envisager la question de savoir si les pieces de ce reacteur pourront etre essayees de facon economique en meme temps que l'on examine les possibilites de fabrication. Cette partie du memoire contient quelques considerations a ce propos ainsi qu'un expose de l'importance des essais non

  2. Determination of the Effectiveness of Control Rods in the VVER Reactor Fuel Assemblies; Determination de l'Efficacite des Barres de Reglage dans les Ensembles Combustibles du reacteur VVER; Opredelenie ehffektivnosti reguliruyushchikh sterzhnej v sborkakh reaktora VVEHR; Determinacion de la Eficacia de las Barras de Control en los Conjuntos de Elementos Combustibles del Reactor VVER

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Semenov, V. N.; Lunin, G. L.; Komissarov, L. V.; Kamyshan, A. N.; Halizev, V. I.; Andrianov, G. Ja.; Voznesenskij, V. A.; Kuz' micheva, V. A.; Lebedev, V. I. [Ordena Lenina Institut Atomnoj Energii Im. I.V. Kurchatova, Moskva, SSSR (Russian Federation)

    1964-06-15

    The paper describes experiments done in homogeneous mock-ups of the fuel assemblies from the VVER Reactor (at one level of enrichment) to determine the effectiveness of absorbing systems comprising shim fuel assemblies or water cavities and of absorbing rods clad in jackets made of differing materials. The paper also gives data on some experiments that have been done in mock-ups of assemblies with differing levels of enrichment. These experiments make it possible to verify the methods used in calculation and to evaluate the prospects of using them for heterogeneous reactors. (author) [French] Le memoire decrit les experiences qui ont ete faites pour determiner l 'efficacite des absorbants contenus dans les barres de compensation, l'effet cavitaire et l 'efficacite des absorbants gaines de materiaux divers, au moyen d'assemblages homogenes de cartouches de combustible du reacteur VVER (reacteur de puissance ralenti et refroidi a l 'eau ayant le meme taux d'enrichissement. On y trouve en outre des donnees sur certaines experiences executees a l 'aide d'assemblages de cartouches de combustible taux d'enrichissement differents. Ces travaux permettent de verifier la methode de calcul et d'evaluer ses possibilites d'application aux reacteurs non homogenes. (author) [Spanish] Se describen en la memoria experimentos para determinar la eficacia de los materiales absorbentes contenidos en las barras de compensacion, el efecto de cavitacion y la eficacia de los materiales absorbentes revestidos de diversos materiales, realizados con ayuda de los conjuntos homogeneos de elementos combustibles del reactor VVER (reactor de potencia moderado y refrigerado por agua) con un solo grado de enriquecimiento. Ademas, se exponen datos sobre los experimentos efectuados con ayuda de conjuntos de grados de enriquecimientos; variados. Tales experimentos permiten verificar el metodo de calculo teorico, utilizad o y evaluar la posibilidad de aplicarlo a los reactores no homogeneos. (author

  3. Contribution to the determination of Sb-Ag-Cu-Ga-Mo-Zn using 14 MeV neutron activation; Contribution au dosage de Sb-Ag-Cu-Ga-Mo-Zn par activation aux neutrons de 14 MeV

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Crambes, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1966-04-01

    By using, 14 MeV, neutron irradiation it is possible to extend the field of application of neutron radio-activation analysis, in particular to the case of light elements. For, many other elements it can replace in-pile irradiation thereby making it possible, thanks to portable 14 MeV neutron generators, to carry out radio-activation analyses away from nuclear-research c e n t r e s. With a view to applying this analytical technique to routine work, we have developed some rapid chemical separation methods in order to make possible the determination of several elements which after exposure to fast neutrons, produce {beta} emitting nuclides which cannot be differentiated by a simple instrumental study, the emitted radiation being of the same type and of similar half-life the two cases. (author) [French] L'irradiation au moyen de neutrons de 14 MeV permet d'etendre le domaine d'application de l'analyse par radioactivation neutronique, en particulier aux elements legers. Cependant pour de nombreux autres elements elle peut remplacer l'irradiation en reacteur nucleaire permettant ainsi grace aux ensembles portables producteurs de neutrons de 14 MeV, l'extension de l'analyse par radioactivation a l'exterieur des centres d'etudes nucleaires. Dans le but d'appliquer cette methode d'analyse a des travaux de routine, nous avons mis au point des separations chimiques rapides, afin de permettre le dosage de quelques elements qui par irradiation aux neutrons rapides, engendrent des nucleides emetteurs {beta} qu'une simple etude instrumentale ne peut differencier en raison de l'identite de leur rayonnement et de leurs periodes radioactives trop proches. (auteur)

  4. G2 and G3 reactors design; Description des reacteurs G2 et G3

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Herreng,; Ertaud,; Pasquet, [Societe Alsacienne de Constructions Mecaniques (France)

    1958-07-01

    classique a trois etages (pressions 10,3: 2 et 0,5 kg/cm{sup 2}). On peut condenser la vapeur, en cas d'arret d'un groupe turbo-alternateur, sans modifier le regime de la pile. Des circuits annexes servent a assurer une epuration continue du CO{sub 2}, son stockage et sa vidange. La commande du reacteur est assuree par la manoeuvre de 49 barres en carbure de bore. La regulation de l'ensemble a pose des problemes difficiles dont les solutions seront completees par l'experience du fonctionnement. Des conferences speciales seront consacrees aux elements de combustibles et a la detection des ruptures de gaines. (auteur)

  5. Study relating to the physico-chemical behaviour of heavy water in nuclear reactors; Etudes relatives au comportement physico-chimique de l'eau lourde dans les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chenouard, J; Dirian, G; Roth, E; Vignet, P; Platzer, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1959-07-01

    Chemical and isotope pollution, and radiolytic decomposition are the two most important ways in which heavy water becomes degraded in nuclear reactors. Chemical pollution has led to the creation of ion exchange purification loops specially designed for reactors: the report contains a description in detail of the application of this purification method in CEA research reactors, including the analysis required, results obtained, and their interpretation. The intelligence obtained on radiolytic decomposition with the same facilities is also discussed, as well as the recombination apparatus and control equipment utilized. Finally, investigation to date in the CEA on recombination circuits for power reactors is also discussed. (author) [French] Parmi les degradations subies par l'eau lourde dans les reacteurs nucleaires, les deux plus importantes sont la pollution chimique et isotopique et la decomposition radiolytique. La pollution chimique a conduit a mettre au point pour le cas particulier des reacteurs, des circuits d'epuration par echange d'ions. On decrit ici en detail la mise en oeuvre de cette methode dans les reacteurs de recherche du CEA; les controles qu'elle necessite, les resultats obtenus et leur interpretation. En ce qui concerne la dissociation radiolytique de l'eau, les renseignements obtenus sur ces memes reacteurs sont communiques, ainsi que les details des dispositifs de recombinaison et des moyens de controle. Enfin, on fait le point des etudes poursuivies au CEA sur ces memes problemes de recombinaison dans le cas des reacteurs de puissance. (auteur)

  6. Study relating to the physico-chemical behaviour of heavy water in nuclear reactors; Etudes relatives au comportement physico-chimique de l'eau lourde dans les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chenouard, J.; Dirian, G.; Roth, E.; Vignet, P.; Platzer, R. [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1959-07-01

    Chemical and isotope pollution, and radiolytic decomposition are the two most important ways in which heavy water becomes degraded in nuclear reactors. Chemical pollution has led to the creation of ion exchange purification loops specially designed for reactors: the report contains a description in detail of the application of this purification method in CEA research reactors, including the analysis required, results obtained, and their interpretation. The intelligence obtained on radiolytic decomposition with the same facilities is also discussed, as well as the recombination apparatus and control equipment utilized. Finally, investigation to date in the CEA on recombination circuits for power reactors is also discussed. (author) [French] Parmi les degradations subies par l'eau lourde dans les reacteurs nucleaires, les deux plus importantes sont la pollution chimique et isotopique et la decomposition radiolytique. La pollution chimique a conduit a mettre au point pour le cas particulier des reacteurs, des circuits d'epuration par echange d'ions. On decrit ici en detail la mise en oeuvre de cette methode dans les reacteurs de recherche du CEA; les controles qu'elle necessite, les resultats obtenus et leur interpretation. En ce qui concerne la dissociation radiolytique de l'eau, les renseignements obtenus sur ces memes reacteurs sont communiques, ainsi que les details des dispositifs de recombinaison et des moyens de controle. Enfin, on fait le point des etudes poursuivies au CEA sur ces memes problemes de recombinaison dans le cas des reacteurs de puissance. (auteur)

  7. Conception and test of an integrated circuit (ASIC): application to multiwire chambers and photomultipliers of the GRAAL experience; Conception et test d`un circuit integre (ASIC): application aux chambres multifils et aux photomultiplicateurs de l`experience GRAAL

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bugnet, H.

    1995-11-21

    The nuclear physics project GRAAL (GRenoble Anneau Accelerateur Laser) located at the European Synchrotron Radiation Facility (ESRF) in Grenoble produces a high energy photon beam with a maximum energy of 1.5 GeV. This gamma beam is obtained by Compton backscattering and can be polarized easily. It permits to probe, in an original way, the structure of the nucleon. The associated detector system includes multiwire proportional chambers and scintillator hodoscopes. A kit of six ASICs (Application Specific Integrated Circuit) has been developed and used for the signal processing and data conditioning up to the level of the data acquisition. This integrated electronics can be mounted right on the detectors. Obvious advantages, due to the reduction of the length of the wires and the number of connections, are an improvement of the signal quality and an increase of the reliability. The Wire Processor (WP), ASIC designed and tested during this thesis, treats the signals from the chamber wires and the photomultipliers. In one chip, there are two identical channels permitting the amplification, the amplitude discrimination, the generation of a programmable delay and the writing in a two state memory in case of coincidence with an external strobe signal. The measurement of the multiwire chamber efficiency demonstrates the functioning of the WP, the data conditioning electronics, the data acquisition and the chamber itself. (author). 62 refs., 111 figs., 13 tabs.

  8. Preliminary studies of the kinetics of a reactor by the probability method; Etude preliminaire de la cinetique d'un reacteur par la methode des probabilites

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bruna, J G; Brunet, J P; Clouet D' Orval, Ch; Caizergues, R; Verriere, Ph [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The {alpha} decay constant of prompt neutrons has been studied in the homogeneous plutonium-fueled, light-water-moderated reactor Alecto, by the probability method. In this method, the probability to count one, two,.... neutrons during a given time is measured. The value of {alpha} can be deduced from this measurement, for various subcritical states of the reactor. The experimental results were then compared with values obtained, for the same reactivities, by the pulsed neutron technique. (authors) [French] On a etudie sur Alecto, reacteur homogene au plutonium, modere a l'eau legere, la constante de decroissance {alpha} des neutrons prompts par la methode des probabilites. Celle-ci consiste a mesurer la probabilite de compter un, deux, etc..., neutrons pendant un intervalle de temps donne. On a pu en deduire la valeur de {alpha}, dans divers etats sous-critiques du reacteur. On a compare les resultats experimentaux a d'autres valeurs obtenues, aux memes reactivites, par la methode des neutrons pulses. (auteurs)

  9. Natural uranium-graphite system. Critial experiments on the G1 reactor; Systeme uranium naturel-graphite. Experiences critiques sur le reacteur G1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Schmitt, A P; Tanguy, P; Teste du Bailler, A; Zaleski, C P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    A number of experiments have been performed during the start up period of the G1 (1956) and G2 (1958) reactors in Marcoule, both on their lattices and on different lattices (hollow rods, clusters, under moderated lattices). The first chapter gives a thorough description of the two reactors. The second chapter deals with buckling measurements, both absolute (flux plots) and relative by the method of progressive substitution. The experimental results are summarised in Table VI. The third chapter contains a number of other measurements performed on G1. (author)Fren. [French] Le demarrage des reacteurs G1 (1956) et G2 (1958) de Marcoule nous a permis d'effectuer une serie d'experiences tant sur les reseaux de ces piles que sur des reseaux differents (elements tubulaires ou divises, reseaux sous-moderes, etc...). Dans une premiere partie, nous donnons une description detaillee des deux reacteurs. Dans la deuxieme partie, relative aux mesures de laplaciens, nous decrivons d'abord les mesures absolues de laplaciens (cartes de flux), puis les mesures relatives effectuees par la methode originale de remplacement progressif. Les resultats experimentaux sont rassembles dans le tableau VI. Dans la troisieme partie, nous rappelons un certain nombre d'autres mesures effectuees sur G1. (auteur)

  10. The experimental nuclear reactor: AQUILON; Le reacteur nucleaire experimental: AQUILON

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Girard, Y; Koechlin, J C; Moreau, J M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    'Aquilon' is an experimental reactor specially designed for the neutronic study of heterogeneous multiplying media with solid fuel and liquid moderator. Since this study is in general incompatible with energy production, the power of the reactor has been limited to a minimum so as to be able to obtain a simple and compact structure, easy access, good handling and great flexibility of operation and utilisation. (author) [French] 'Aquilon' est un reacteur experimental specialement concu pour l'etude neutronique de milieux multiplicateurs heterogenes a combustible solide et ralentisseur liquide. Cette etude etant en general incompatible avec la production d'energie, on a limite au minimum la puissance du reacteur pour pouvoir obtenir une structure simple et peu encombrante, un acces facile, une bonne maniabilite et une grande souplesse de fonctionnement et d'utilisation. (auteur)

  11. The Role of Non-Destructive Testing in Test-Reactor Operation at the National Reactor Testing Station; Role des Essais Non Destructifs dans l'Exploitation des Reacteurs d'Essai au Centre National d'Essais de Reacteurs; Rol' nedestruktivnykh ispytanij pri ehkspluatatsii ispytatel'nykh reaktorov na natsional'noj stantsii po ispytaniyam reaktorov; Papel de los Metodos No Destructivos en la Explotacion de los Reactores de la National Reactor Testing Station

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Francis, W. C.; Brown, E. S.; Burdick, E. E.; Gibson, G. W.; Tingey, F. H. [Phillips Petroleum Company, Atomic Energy Division, Idaho Falls, Idaho (United States)

    1965-10-15

    surface cracks, thermal anneal tests for blistering, and gamma-scanning of irradiated plates. Hydraulic testing of statistical sampling of fuel elements is used to confirm structural integrity, particularly the fuel plate-side plate-joint strength. A continuous effort is made to improve existing techniques and to develop new non-destructive inspection procedures. (author) [French] Les investissements tres importants (plus de 100 millions de dollars) consacres aux reacteurs d'essai du Centre national d'essais de reacteurs et la necessite d'exploiter ces reacteurs en toute securite exigent un controle extremement strict de la qualite des reacteurs et de leurs parties constitutives, notamment des elements combustibles et du dispositif de commande. Les essais non destructifs ont donc joue un role essentiel dans le controle de la qualite de ces pieces avant leur utilisation dans les. reacteurs d'essai. Bien qu'un grand nombre de ces essais non destructifs soient executes selon des procedures bien etablies, on a mis au point de nombreuses methodes inedites et introduit de nouvelles utilisations du materiel classique. On applique depuis longtemps au Centre d'essais les methodes ultrasonores pour la detection des cavites, des defauts de liaison et des craquelures internes. Recemment, on a etendu ces methodes a l'exploration automatique des plaques courbes et a l'inspection des elements combustibles irradies dans les canaux de stockage. Des travaux tres interessants ont permis d'appliquer la methode des ultrasons a la detection des fractures qui peuvent se produire dans l'ame lors du faconnement. Une methode d'exploration par rayons gamma, pour determiner la teneur d'elements combustibles en {sup 23}5{sup U}, s'est revelee tellement fiable qu'elle a ete adoptee pour calculer les penalisations financieres pour les articles non conformes aux specifications. Les radiographies de plaques de combustible donnent les dimensions de l'ame et, associees aux explorations'a l'aide d

  12. Aux origines du monde

    CERN Multimedia

    2004-01-01

    "C'est l'histoire d'une aventure humaine, scientifique, international qui a vu le jour il y a cinquante ans, aux confins de la Suisse et du département de l'Ain. Le plus grand laboratoire de physique des particules du monde, le Cern, a été fondé en 1954. Les festivités organisées à l occasion de cet anniversaire connaîtront leur point d'orgue le 16 octobre prochain, avec portes-ouvertes, accueil de personallités et inauguration d'un monumnet spécifique, le Globe de l'innovation" (2 pages)

  13. Description of methods for making activation detectors for use in nuclear reactors; Description des procedes de fabrication des detecteurs d'activation utilises dans les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Barbalat, R; Le Coguie, R; Leger, P; Salon, L; Thierry, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1968-07-01

    A brief description of methods currently used for making activation detectors, thin films and various deposits used in nuclear reactors. The thicknesses required vary from about a few tenths of a micron to a few tenths of a millimeter. Different techniques are used for fixing the large variety of elements: rolling, moulding, painting, electrolysis, vacuum deposition, thin films, wires, enamels, protective linings, etc. (authors) [French] Expose succinct des procedes actuellement mis en oeuvre pour la realisation des detecteurs d'activation, feuilles minces et depots divers utilises dans les reacteurs nucleaires. La gamme des epaisseurs necessaires s'etendant approximativement des dixiemes de micrometre aux dixiemes de millimetre. La diversite des elements a fixer justifiant les techniques differentes selon les cas: laminage, moulage, peinture, electrolyse, depot sous vide, couches minces, fils, emaux, revetements protecteurs, etc. (auteurs)

  14. Economic Effect on the Plutonium Cycle of Employing {sup 235}U in Fast Reactor Start-Up; Incidence Economique du Demarrage des Reacteurs Rapides a l'Aide d'Uranium-235 sur le Cycle du Plutonium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Van Dievoet, J.; Egleme, M.; Hermans, L. [BELGONUCLEAIRE, Bruxelles (Belgium)

    1967-09-15

    factors, inventory factors) from one cycle to another, with a comparative study of the use of {sup 235}U in thermal and fast reactors, variations in the discounted fuel cycle costs from one cycle to another, and weight and characteristics of the recycled fuel, of the additional fuel required and of excess fuel. (author) [French] Le memoire presente les premiers resultats d'une etude entreprise dans le cadre d'un contrat d'association Euratom-Belgique et destinee a evaluer l'interet de l'alimentation de reacteurs rapides en uranium-235. Plusieurs possibilites se presentent pour le demarrage d'un reacteur rapide a l'aide d'uranium-235. 1. Le reacteur peut etre alimente en permanence avec de l'uranium enrichi, le plutonium produit servant a demarrer et a alimenter d'autres reacteurs; dans ce cas, l'uranium est recycle dans le reacteur en y ajoutant de l'uranium enrichi. 2. Le plutonium produit dans le reacteur peut etre partiellement recycle dans celui-ci, ainsi que l'uranium; dans ce cas, le reacteur se transforme progressivement en un reacteur au plutonium. Ces deux cas peuvent etre combines pour un reacteur a plusieurs zones d'enrichissement, ou l'on peut appliquer simultanement les deux politiques a des zones differentes, c'est-a-dire: alimenter, par exemple, la zone interne en uranium enrichi et recycler le plutonium dans la zone externe. Le mode de traitement du combustible irradie rend egalement le probleme complexe, selon que l'on traite ensemble ou separement le coeur et les couvertures axiales; de meme, pour un reacteur a plusieurs zones d'enrichissement, celles-ci peuvent etre traitees ensemble ou separement. Les calculs sont effectues a l'aide d'un code de calcul utilisant, pour lavpartie relative aux caracteristiques des reacteurs successifs, les coefficients d'equivalence definis par Baker and Ross et, pour la partie economique, la methode du cout actualise du cycle du combustible. Dans la premiere phase des travaux, une analyse approcheedu phenomene a ete

  15. Porous silicon: some new applications of this material with astonishing properties; Le silicium poreux: nouvelles applications de ce materiau aux proprietes remarquables

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gauthier-Manuel, B. [Laboratoire FEMTO-ST, Dept. MN2S, CNRS UMR 6174, 25 - Besancon (France)

    2009-02-15

    Anodic oxidation of silicon wafer in fluor-hydric acid solution leads to a porous material with surprising properties. Structures at nano-metric scale are source of deep photoluminescence. The very large scale of pore size available and the high specific surface obtained allows optical and microfabrication applications. This paper describes the electrochemical process of this material, some characterization methods, and some new applications in the fields of micro-energy and molecular separation. (author)

  16. Microscopic approach of molecular dynamics. Applications to reactions near the barrier; Approches microscopiques de la dynamique nucleaire. Applications aux reactions autour de la barriere

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Simenel, C.; Avez, B. [CEA Saclay, Dept. d' Astrophysique, de Physique des Particules de Physique Nucleaire et de l' Instrumentation Associee (DSM/DAPNIA/SPhN), 91- Gif sur Yvette (France); Lacroix, D. [GANIL, 14 - Caen (France)

    2007-07-01

    This lecture introduces several microscopic approaches to nuclear dynamics. Our goal is to provide a good description of low energy heavy ions collisions. We study both the formalism and the practical application of the time-dependent Hartree-Fock (TDHF) theory. The TDHF approach gives a mean field dynamics of the system under the assumption of independent particles. As an example, we study the fusion of both spherical and deformed nuclei with TDHF. We also show that nucleon transfer may occur between nuclei below the barrier. These studies allow us to specify the field of applications of TDHF in one hand, and, in the other hand, its intrinsic limitations, as for instance the fact that there is no fusion by tunnel effect with TDHF. It is then important to get rid of the independent particle assumption. We finally present some approaches to go beyond TDHF, including for instance pairing and/or collision term between nucleons, though only few realistic applications have been performed so far. (authors)

  17. Preparation of Impervious Pyrolytic Carbon Coatings and Application to Dispersed Fuels; Preparation de revetements de carbone pyrolytique etanches - applications aux combustibles disperses; Prigotovlenie nepronitsaemogo uglerodnogo piroliticheskogo pokrytiya dlya dispergirovannogo topliva; Preparacion de revestimientos estancos de carbono piroutico: aplicacion a los combustibles nucleares dispersos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Auriol, A.; David, C. [Battelle Memorial Institute, Geneve (Switzerland); Fillatre, A.; Kurka, G.; Le Boulbin, E.; Rappeneau, J. [Commissariat a l' Energie Atomique (France)

    1963-11-15

    A method of depositing pyrolytic carbon, which adheres well to a graphite support and is gas-tight, was developed and the physical properties of the deposit were evaluated. The fluidized bed technique was used in applying this method of coating to fissile granules of uranium oxide and uranium carbide. After explaining the conditions for coating the granules, the authors examined their macrostructure, microstructure and permeability. Their behaviour at high temperature was investigated with a view to using them in a reactor. (author) [French] Une methode de deposition de carbone pyrolydque adherant bien au graphite support et etanche aux gaz a ete mise au point. Les proprietes physiques du depot ont ete evaluees. Cette methode de revetement a ete transposee a des granules fissiles d'oxyde et de carbure d'uranium en utilisant la technique du lit fluidise. Apres avoir precise les conditions de revetement de ces granules, on etudie leur macrostructure, leur microstructure, ainsi que leur permeabilite. Le comportement de ces granules a haute temperature a ete examine en vue de leur utilisation eventuelle dans un reacteur. (author) [Spanish] Los autores han elaborado un metodo para depositar carbono pirolitico que se adhiere fuertemente al soporte de grafito y es estanco a los gases. Han determinado las propiedades de dicho deposito. Este metodo de revestimiento fue aplicado a granulos fisionables de oxido y de carburo de uranio, utilizando la tecnica del lecho fluidificado. Despues de determinar las condiciones en que se efectua el revestimiento de esos granulos, los autores estudiaron su macroestructura y su microestructura, asi como su permeabilidad. Examinaron tambien su comportamiento a temperatura elevada, con miras a utilizarlos oportunamente en los reactores. (author) [Russian] Razrabotan metod osazhdeniya piroliticheskogo ugleroda, khorosho pokryvayushchego grafitovuyu osnovu s polucheniem nepronitsaemogo dlya gazov pokrytiya. Otseneny fizicheskie svojstva

  18. Instructions for the use of the methodological tools applicable to polluted sites and soils; Mode d'emploi des outils methodologiques applicables aux sites et sols pollues

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2001-07-01

    The French policy in the domain of polluted sites and soils is based on a limited number of principles which are: the prevention of future pollutions, the identification of all possible potential risks, a well-suited treatment process which depends on the effective environmental impact and on the intended use of the site. This document aims at identifying the main questions raised by a given situation. It proposed useful methodological tools for the construction of answers to the problems encountered: 1 - general approach (main guidelines for the different steps of the management of a polluted site, different possible approaches); 2 - examples of application (industrial site in use, closing down of an industrial site, accidental situation (recent pollution), fortuitous discovery of a pollution on a site, pollutions with limited surface extension, site involved in a land transaction, polluted site with a sensible use, industrial waste lands). (J.S.)

  19. Adaptative control of aero-acoustic instabilities. Application to propulsion systems; Controle adaptatif des instabilites aeroacoustiques. Application aux systemes de propulsion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mettenleiter, M.

    2000-02-15

    This work treats active adaptive control of aero-acoustic instabilities. In particular, we are interested in an application to solid propellant rockets. The study is part of the research program ASSM coordinated by CNES and ONERA and the aim is to increase the performance of the P230 segmented solid propellant boosters of the Ariane 5 rocket. The work has been carried out in collaboration with other partners of this program. The main objective of this study is the development of control algorithms, able to diminish low frequency instabilities encountered in propulsion systems. First, the instability phenomenon is analyzed in a simplified experimental setup and similarity is shown with instabilities observed in real propulsion systems. This study enables us to conceive adaptive control strategies, which have been tested on three different levels: - In a simplified dynamical simulation; - During an experimental study; - Using full numerical simulations. The three levels of application made it possible to study the behaviour of the different control strategies. We could show that the actuator signal modifies the behaviour of the system on the acoustic level. But as there is a strong interaction between the pressure fluctuations and the hydrodynamic behaviour, the flow structure is also modified by active control. This behaviour corresponds to the simplified model of the phenomenon, which has been used to define the control algorithms. The control action 'at the noise source' makes it possible to distinguish this kind of algorithms from schemes based on the anti-noise principle. After this first part, where we showed the feasibility of control, we particularly considered algorithms which can act in an unknown environment. The information about the system behaviour. which is necessary for convergence of the controller is now obtained in parallel during control. An identification off-line, used at the beginning of the research, is no longer necessary. Self

  20. Development of interface tracking method. Two-phase flows applications; Developpement d'une methode de suivi d'interface. Applications aux ecoulements diphasiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Tanguy, S.

    2004-11-15

    Spray formation mechanisms study from a liquid-gas flow is a fundamental research subject, which industrial applications are large, especially in combustion and propulsion field. Numerical simulation of such flows appear as an essential complement to experimental and theoretical studies, for comprehension and accurate prediction of such physical processes. In this study we developed an numerical interface tracking technique with a Navier-Stokes solver to study accurately the liquid-gas interface dynamics. We describe Level Set method which has been used to track interface motion, and numerical methods for solving Navier-Stokes equations. Different numerical schemes have been tested to improve the computation accuracy. Ghost Fluid Method enables a robust and accurate treatment of discontinuities across the liquid-gas interface. The codes developed (2D, 3D, parallelization MPI) are then used to study droplets collisions. Comparisons with experimental results show that simulations are realistic and predictive. Next, feasibility studies are done on more complex configurations. Droplets spray formation from primary atomization of a liquid jet seems to be especially a promising investigation field for such simulations. Finally, reactive interfaces propagation, as liquid vaporization and premixed combustion have also been studied using Ghost Fluid Method to impose specific jump conditions. (author)

  1. Long term modelling in a second rank world: application to climate policies; Modeliser le long terme dans un monde de second rang: application aux politiques climatiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Crassous, R

    2008-11-15

    This research aims at the identification of the dissatisfaction reasons with respect to the existing climate models, at the design of an innovating modelling architecture which would respond to these dissatisfactions, and at proposing climate policy assessment pathways. The authors gives a critique assessment of the modelling activity within the field of climate policies, outlines the fact that the large number and the scattering of existing long term scenarios hides a weak control of uncertainties and of the inner consistency of the produced paths, as well as the very low number of modelling paradigms. After a deepened analysis of modelling practices, the author presents the IMACLIM-R modelling architecture which is presented on a world scale and includes 12 areas and 12 sectors, and allows the simulation of evolutions by 2050, and even 2100, with a one-year time step. The author describes a scenario without any climate policy, highlights reassessment possibilities for economical trajectories which would allow greenhouse gas concentration stabilisation on a long term basis through the application of IMACLIM-R innovations. He outlines adjustment and refinement possibilities for climate policies which would robustly limit the transition cost risks.

  2. Study of a Slightly Enriched R Reactor Fuel by Means of a Pulsed Neutron Source; Etude d'un reacteur a combustible legerement enrichi (rubeole) a l'aide de sources pulsees de neutrons

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sagot, M.; Tellier, H. [Commissariat a l' Energie Atomique. Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    1962-04-01

    A Be O moderated reactor using slightly enriched uranium oxide as fuel was studied by the pulsed neutron source technique. The neutron lifetime was measured in two different cores without reflector, then attempts were made at the measurement of great negative reactivities introduced into the reactor under the following forms: decrease of the volume of the un reflected core, introduction of absorbing cadmium rods, removal of fuel at the periphery of the critical core while maintaining a constant height, and substitution of fuel elements by less reactive elements. In all cases, the results are compared with the data obtained by another type of experiment or by computation. (author) [French] Nous avons applique la methode des sources pulsees de neutrons a un reacteur utilisant de l'oxyde d'uranium legerement enrichi, modere a l'oxyde de beryllium et, apres avoir mesure le temps de vie des neutrons dans deux coeurs differents non reflechis, nous avons porte notre effort, sur la mesure de reactivites negatives importantes introduites dans le reacteur sous differentes formes: - diminution du volume du coeur non reflechi, - introduction de barres absorbantes en cadmium, - enlevement de combustible a la peripherie du coeur critique, tout en conservant une hauteur constante, - substitution d'elements de combustible par des elements moins reactifs. Dans tous les cas, les resultats sont compares aux valeurs obtenues par un autre type d'experience ou par le calcul. (auteur)

  3. Study of a Slightly Enriched R Reactor Fuel by Means of a Pulsed Neutron Source; Etude d'un reacteur a combustible legerement enrichi (rubeole) a l'aide de sources pulsees de neutrons

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sagot, M; Tellier, H [Commissariat a l' Energie Atomique. Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    1962-04-01

    A Be O moderated reactor using slightly enriched uranium oxide as fuel was studied by the pulsed neutron source technique. The neutron lifetime was measured in two different cores without reflector, then attempts were made at the measurement of great negative reactivities introduced into the reactor under the following forms: decrease of the volume of the un reflected core, introduction of absorbing cadmium rods, removal of fuel at the periphery of the critical core while maintaining a constant height, and substitution of fuel elements by less reactive elements. In all cases, the results are compared with the data obtained by another type of experiment or by computation. (author) [French] Nous avons applique la methode des sources pulsees de neutrons a un reacteur utilisant de l'oxyde d'uranium legerement enrichi, modere a l'oxyde de beryllium et, apres avoir mesure le temps de vie des neutrons dans deux coeurs differents non reflechis, nous avons porte notre effort, sur la mesure de reactivites negatives importantes introduites dans le reacteur sous differentes formes: - diminution du volume du coeur non reflechi, - introduction de barres absorbantes en cadmium, - enlevement de combustible a la peripherie du coeur critique, tout en conservant une hauteur constante, - substitution d'elements de combustible par des elements moins reactifs. Dans tous les cas, les resultats sont compares aux valeurs obtenues par un autre type d'experience ou par le calcul. (auteur)

  4. The Control of Fast Reactors: Current Methods and Future Prospects; Controle des Reacteurs a Neutrons Rapides. Methodes Actuelles et Perspectives d'Avenir; Upravlenie reaktorami na bystrykh nejtronakh. sushchestvuyushchie metody i dal'nejshie perspektivy; Control de Reactores Rapidos: Metodos Actuales y Perspectivas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Loewenstein, W. B. [Argonne National Laboratory, IL (United States)

    1964-06-15

    regarding the specification of this parameter. These considerations are discussed in terms of control reactivity in existing fast reactors as opposed to the amount that is really required for fast power-breeder reactor operation. Typical power- and temperature-dependent feedback parameters are cited for determination of their influence upon the control reactivity requirements. The methods used to predict the reactivity worth of control mechanisms have evolved from crude estimates to quite reliable calculations which can be confirmed by experimental data from critical assemblies. Experimental results and currently reliable analytical techniques are described. Critical experiments for the current generation of fast reactors included many investigations pertaining to the reactivity worth of their control mechanisms as well as peripheral experiments for larger-core-volume advanced systems. Exploratory analytical studies, which indicate that detailed experimental mockup investigations may not be required in the future, are cited. (author) [French] L'auteur examine dans ce memoire les aspects pratiques du probleme qui consiste a fournir une reactivite suffisante pour le controle des reacteurs a neutrons rapides; ce probleme differe dans une grande mesure de celui du controle des reacteurs a neutrons thenniques. Ces differences sont dues en premier lieu au fait que les sections efficaces d'absorption des neutrons rapides sont assez faibles. Il n'existe pas de poisons forts dans un reacteur a neutrons rapides. En consequence, les poisons forts que sont certains produits de fission dans un reacteur thermique (par exemple Xe et Sm) exigent un exces de reactivite beaucoup moins important que n'en exige la perte de reactivite due a la destruction de produit fissile par fission et capture. Comme les sections efficaces pour les neutrons rapides sont relativement petites comparees aux valeurs correspondantes pour les neutrons thermiques, la densite atomique du materiau joue un role

  5. Safety report concerning the reactor Pegase - volume 1 - Description of the installation - volume 2 - Safety of the installations; Rapport de surete du reacteur pegase - tome 1 - Description des installations - tome 2 - Surete des installations

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lacour, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Legoin, P. [S.E.M. Hispano-Suiza, 92 - Colombes (France)

    1964-07-01

    comprennent la seismicite de la region, un depassement de puissance du reacteur et une rupture d'etancheite de boucle autonome. Bien que toutes les precautions annulant les consequences de ces accidents aient ete prises, nous etudions ici leurs ultimes consequences. L'importance des actions et consignes de surete, qui, ajoutees aux precautions sur la realisation, assurent la surete des installations, est soulignee. (auteurs)

  6. Safety report concerning the reactor Pegase - volume 1 - Description of the installation - volume 2 - Safety of the installations; Rapport de surete du reacteur pegase - tome 1 - Description des installations - tome 2 - Surete des installations

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lacour, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Legoin, P [S.E.M. Hispano-Suiza, 92 - Colombes (France)

    1964-07-01

    de la region, un depassement de puissance du reacteur et une rupture d'etancheite de boucle autonome. Bien que toutes les precautions annulant les consequences de ces accidents aient ete prises, nous etudions ici leurs ultimes consequences. L'importance des actions et consignes de surete, qui, ajoutees aux precautions sur la realisation, assurent la surete des installations, est soulignee. (auteurs)

  7. The Use of Prestressed Concrete Vessels in the French Power Reactor Programme; Les caissons en beton precontraint dans le programme francais des reacteurs de puissance; Korpusy iz predvaritel'no napryazhennogo betona vo frantsuzskoj programme ehnergeticheskikh reaktorov; Empleo de recipientes de presion de hormigon pretensado en el programa frances de reactores de potencia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Conte, F. [Centre d' Etudes Nucleaires de Marcoule (France); Dambrine, C. [Centre d' Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses (France); Gaussot, D. [Electricite de France, Clamart (France)

    1963-10-15

    This paper deals with the use of pre-stressed concrete for the G2 and G3 reactors at Marcoule and for the EDF3 reactor now under construction at Chinon. The first two reactors have been operating at power since 1959 and 1960 respectively. Messrs. Conte and Dambrine discuss the problems that arose during construction of the vessels for G2 and G3 and also deal with the experience gained in operation - experience which suggests that they are extremely safe- Work on the EDF3 vessel, begun at Chinon in the second half of 1961, is still under way and should be finished towards the end of 1963. Mr. Gaussot discusses the reasons for choosing this type of vessel, the results of calculations and mock-up tests, and the problems presented by the construction itself. A number of studies have been devoted to the future prospects of prestressed concrete structures for reactors. It would seem that working pressures could be increased, if desired, and, in any case, that dimensions could be considerably enlarged, thus offering the chance of integral-type solutions. (author) [French] La communication traite de l'application du beton precontraint aux reacteurs G2 et G3 de Marcoule et au reacteur EDF 3, en construction a Chinon. Les reacteurs sont en puissance depuis respectivement 1959 et I960; le CEA indique les problemes qui se sont poses pendant la construction du caisson du reacteur, et la lecon tiree des observations faites en service, qui tend a demontrer la tres grande securite de ces appareils. La construction du caisson de EDF3 a commence a Chinon dans la deuxieme partie de 1961; elle est en cours actuellement et sera terminee vers la fin de 1963. L'EDF presente les raisons du choix de ce caisson, les resultats des calculs et des essais sur maquette ainsi que les problemes poses par la construction. Diverses etudes ont ete faites sur les perspectives futures des ouvrages en beton precontraint pour reacteurs. Il semble que l 'on puisse realiser, si on le desire, une elevation

  8. General views about specimen irradiations in reactors; Considerations generales sur'les irradiations d'echantillons dans les reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Seguin, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1965-07-01

    Specimen irradiation of fissile or non-fissile materials, carried out under circumstances becoming more and more severe and in reactor of increasing flux bas led to an evolution of irradiation rigs. A survey of the problems arising from irradiating under these various circumstances leads to conclude that it is possible to devise one capsule type suitable to every particular case, and that in a wide temperature range. Consequently, once the various irradiation-parameters known, a general method of calculation can be followed so as to determine the various sizes of the parts constituting the capsule. These theoretical calculations might sometimes be corrected through benefits gained from previous irradiations. Similarly, practical experimentation might allow to foresee more handy assembling of the capsule, specimen loading-and unloading being easier at the same time. (author) [French] L'irradiation d'echantillons, fissiles ou non fissiles, dans des conditions imposees de plus en plus strictes et dans des reacteurs a flux de plus en plus eleve, a eu pour consequence une evolution dans la conception des dispositifs d'irradiation. Lorsqu'on examine les problemes souleves par ces differentes irradiations, on en conclut qu'il est possible de concevoir un type de capsule capable de donner satisfaction dans chaque cas particulier, et ce, dans une tres large gamme de temperature. Par consequent, les differents parametres de l'irradiation etant connus, une methode generale de calcul peut etre suivie pour determiner les differentes cotes des pieces constitutives de la capsule. Ces calculs theoriques devront quelquefois etre corriges grace aux enseignements tires d'irradiations precedentes. De meme, l'experience acquise permettra d'envisager un montage plus aise de la capsule, tout en facilitant l'enfournement et le defournement des echantillons.

  9. Burnup determination of power reactor fuel elements by gamma spectrometry; Determination par spectrometrie {gamma} du taux d'irradiation des elements combustibles des reacteurs de puissance

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Robin, M; Jastrzeb, M; Boisliveau, S; Boyer, R; Vidal, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1969-07-01

    This report describes a method for determining by {gamma} spectrometry the burn up and the specific power of fuel elements irradiated in power reactors. The energy spectrum of {gamma} rays emitted by fission products is measured by means of a simple equipment using a sodium iodide detector and a multichannel analyzer. In order to extract from the spectrum a quantity proportional to the burn up, it is necessary to: - isolate an activity specific of one emitter,- give the same importance to fissions in uranium and plutonium - take into account the radioactive decay during and after irradiation. One hundred fuel elements were studied and burn up values obtained by {gamma} spectrometry are compared to results given by chemical analyses. Preliminary measurements show that the accuracy of the results is greatly increased by the use of a germanium detector, due to its good resolution. (authors) [French] Ce rapport expose une methode de determination par spectrometrie {gamma} du taux d'irradiation et de la puissance specifique des elements combustibles irradies dans les reacteurs de puissance. Une installation simple utilisant un detecteur d'iodure de sodium et un selecteur multicanaux mesure le spectre en energie du rayonnement {gamma} emis par les produits de fission. Afin d'extraire du spectre une quantite proportionnelle au taux de combustion, il faut: - isoler une activite specifique a un emetteur, - donner la meme importance aux fissions survenues dans l'uranium et le plutonium, - prendre en compte la decroissance radioactive pendant et apres l'irradiation. Les mesures ont porte sur une centaine d'elements combustibles et les taux de combustion obtenus par spectrometrie {gamma} sont compares aux resultats des analyses chimiques. Des mesures preliminaires montrent que l'utilisation d'un detecteur de germanium augmente considerablement la precision des resultats, en raison de son excellente resolution. (auteurs)

  10. Technique of nuclear reactors controls; Technique des controles des reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Weill, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1953-12-15

    This report deal about 'Techniques of control of the nuclear reactors' in the goal to achieve the control of natural uranium reactors and especially the one of Saclay. This work is mainly about the measurement into nuclear parameters and go further in the measurement of thermodynamic variables,etc... putting in relief the new features required on behalf of the detectors because of their use in the thermal neutrons flux. In the domain of nuclear measurement, we indicate the realizations and the results obtained with thermal neutron detectors and for the measurement of ionizations currents. We also treat the technical problem of the start-up of a reactor and of the reactivity measurement. We give the necessary details for the comprehension of all essential diagrams and plans put on, in particular, for the reactor of Saclay. (author) [French] Nous avons aborde le probleme de la ''Technique du Controle des reacteurs nucleaires'' dans le but de realiser le controle du reacteur de Saclay. C'est ainsi que nous avons ete amene a etudier le probleme dans son ensemble, tel qu'il se pose pour tout reacteur a uranium naturel. Ce travail traite principalement du domaine des mesures a caractere nucleaire et s'etend dans le domaine des mesures thermodynamque de niveaux, etc... mettant en relief les caracteristiques nouvelles exigees de la part des detecteurs du fait de leur utilisation dans le flux de neutrons thermiques. Dans le domaine de mesures nucleaires, nous indiquons principalement les realisations et les resultats obtenus pour les detecteurs de neutrons thermiques et pour la mesure de courants d'ionisations. Nous traitons egalement du probleme technique du demarrage d'un reacteur et du probleme de la mesure de la reactivite. Nous donnons les details necessaires a la comrehension de tous les schemas et plans de cablages essentiels mis au point, en particulier, pour le reacteur de Saclay. (auteur)

  11. Construction of the core of the 'heavy water-gas' reactor EL 4; Structures du coeur du reacteur 'eau- lourde-gaz EL 4'

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, J L; Foulquier, H; Thome, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    structures. En particulier les facteurs de securite envisages pour le tube de force et la realisation d'extremites surepaissies necessaires a la mise en place des tubes compte tenu des tolerances de fabrication, et a la realisation des jonctions. Les jonctions des tubes de force a la cuve du reacteur, dont le seul acces possible est par l'interieur du canal prolongeant le tube de force. Ces jonctions ne doivent pas constituer une zone faible des structures. Deux types de jonctions ont ete mis au point, une jonction mandrinee ou les extremites du tube de force sont directement dudgeonnees sur la cuve et une jonction soudee qui fait appel a un tube de force aux extremites duquel sont rapportees des pieces de transition zircaloy-inox. Toutes ces jonctions s'effectuent a distance et sont demontables. Deux solutions ont ete mises au point pour l'isolement thermique entourant un tube de guidage en alliage de zirconium. L'absorption neutronique equivalente est voisine de 1,1 mm d'Al, la perte moyennee est environ 2 p. 100 de la puissance thermique du reacteur. Les solutions proposees ont pu se concretiser grace a des recherches et developpements importants sur la realisation automatique a distance de toutes les operations formant les sequences de montage, demontage et refection des structures. En particulier les possibilites offertes par les techniques nouvelles de soudage de tubes par l'interieur ont ete etendues a d'autres problemes d'assemblage du reacteur. (auteurs)

  12. Réduction des vibrations de structures composites complexes par dispositifs piézoélectriques shuntés : application aux aubes de turbomachines

    OpenAIRE

    Thierry , Olivier

    2016-01-01

    This thesis concerns the vibration reduction in the low frequency range of a composite fan blade of a turbojet engine with piezoelectric devices. The interest is to increase lifespan and avoid flutter phenomena by reducing the vibration amplitude. The purpose of this thesis is to study several shunted piezoelectric devices, in the low frequency range, that can be applied to a woven composite turbojet fan blade. The targeted applications are the LEAP fan blades or the “open-rotor” fan blade, b...

  13. Aux marges du monde arabe

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Hélène Thiollet

    2004-09-01

    Full Text Available L’étude des migrations contemporaines des Érythréens vers le Yémen au tournant des années quatre-vingt-dix permet d’observer les transformations des dynamiques régionales à l’œuvre dans le monde arabe. Les migrations sont un phénomène sensible aux différents aspects (politiques, économiques, culturels, géographiques de l’intégration régionale. Celle si est envisagée dans cet article à travers une approche doublement marginale : -la marginalité géographique de l’Érythrée arabo-africaine et du Yémen, économi­quement isolé dans la péninsule Arabique, -l’étude des migrations formelles et informelles, élément souvent marginal dans l’étude des institutions et des échanges qui constituent un système régional intégré. Cette étude est fondée sur une série d’entretiens menés au Yémen entre février et avril 2002 auprès des administrations yéménites et de la population érythréenne.

  14. L'adaptation aux changements climatiques

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Cathy Egan

    plus équitables et plus prospères. Centre de recherches pour le développement international, CP 8500, Ottawa (Ontario) Canada K1G 3H9. Tél. : 613-236-6163 • Télécopieur : 613-238-7230 • Courriel : info@crdi.ca. L'ADAPTATION AUX. CHANGEMENTS CLIMATIQUES. LE RECOURS AUX. ONDES. Les petits exploitants ...

  15. Some Non-Destructive Testing Methods Applicable to Sintered Materials; Quelques Methodes d'Essais Non Destructifs Applicables aux Materiaux Frittes; Nekotorye metody nedestruktivnykh ispytanii, primenimye k spechennym materialam; Algunos Metodos de Ensayo No Destructivo Aplicables a los Materiales Sinterizados

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Labusca, Elena; Mirion, I.; Andreescu, N.; Alecu, M.; Biscoveanu, I. [Institut de Physique Atomique, Bucarest (Romania)

    1965-10-15

    solides frittes, a l'aide de la metallographie et de la microscopie electronique. Ces methodes mettent en evidence l'homogeneite de la structure, les dimensions et l'orientation des grains, la presence de defauts divers (inclusions, pores) et revolution meme du processus de frittage, y compris la formation des cristaux, la croissance granulaire, etc. Dans quelques cas, on peut combiner l'examen microscopique a des essais de microdurete. Cet examen de la structure microcristalline represente l'une des methodes principales de controle qualitatif des materiaux frittes, et ne peut etre remplace par aucun autre moyen d'investigation. 2. Controle du degre de consolidation, qui determine essentiellement la qualite des materiaux frittes. Ce controle est effectue par la mesure de quelques proprietes, telles que la conductibilite electrique et thermique, en correlation avec la densite, etant donne que la conductibilite des materiaux frittes est directement porportionnelle au degre de frittage. On a essaye aussi une methode adequate de controle de la porosite; on a obtenu des donnees experimentales interessantes, surtout au point de vue de la porosite libre, laquelle est susceptible aux inclusions gazeuses. Le memoire contient des donnees experimentales concernant l'application de ces methodes de controle a quelques materiaux frittes interessants pour la technologie nucleaire. (author) [Spanish] Teniendo en cuenta la estructura granular especifica de los materiales sinterizados, elaborados a partir de polvos, cuyo proceso de consolidacion se desarrolla en funcion del tratamiento de sinterizacion, los autores han estudiado algunos metodos para verificar el grado de sinterizacion y controlar ciertas propiedades. Entre los metodos no destructivos utilizados, se mencionan en la presente memoria: 1. Examen de la estructura cristalina de los solidos sinterizados por metalografia y microscopfa electronica. Estos metodos ponen de manifiesto el giado de homogeneidad estructural, la dimension

  16. Power Reactor Design at Zero Power; Etudes de Reacteurs de Puissance, au Moyen de Machines de Puissance Zero; Konstruktsiya ehnergeticheskogo reaktora nulevoj moshchnosti; Diseno de Reactores Generadores con Ayuda de Reactores de Potencia Nula

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Redman, W. C.; Plumlee, K. E.; Baird, Q. L. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1964-02-15

    reliance placed in the past on exponential and critical systems for fulfilling Argonne's responsibilities in reactor development. An indication of their future role is provided by a brief summary of the current and planned programmes for the existing members of, and anticipated additions to, Argonne's family of operating zero-power reactors. (author) [French] 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 donnees necessaires pour l'etude d'un deuxieme coeur pour le reacteur experimental a eau bouillante du Laboratoire d'Argonne; 2. Maquette d'un reacteur de recherche a haut flux, qui permettra de verifier les calculs faits au cours de l'etude, de determiner la geometrie optimale et d'estimer l'effet du taux de combustion; 3. Determination des repartitions energetiques et de l'effet de l'immersion des cartouches sur la reactivite pour un reacteur experimental a ebullition et a surchauffe combinees; 4. Etude d'un coeur de reacteur surgenerateur plutonigene a neutrons rapides, alimente en U{sup 235} et refroidi au sodium qui constituerait la charge initiale du Deuxieme reacteur surgenerateur experimental d'Argonne; 5. Etude des caracteristiques d'un reacteur a deux regions, l'une thermique et l'autre rapide, en interaction. Dans l'expose de ces programmes, les auteurs expliquent pourquoi on a

  17. The Role of Non-Destructive Testing in the Los Alamos Reactor Programme; Role des Essais Non Destructifs dans le Programme de Reacteurs de los Alamos; Rol' nedestruktivnykh ispytanij materialov v Los-Alamosskoj reaktornoj programme; Papel de los Metodos de Ensayo No Destructivo en el Programa de Reactores de Los Alamos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Tenney, G. H. [University of California, Los Alamos Scientific Laboratory, Los Alamos, NM (United States)

    1965-10-15

    the work on this subject has not been previously published. (author) [French] Le Laboratoire scientifique de Los Alamos, exploite par l'Universite de Californie pour la Commission de l'energie atomique des Etats-Unis, s'occupe depuis plus de vingt ans de l'etude, de la mise au point et de la construction de quatre types de reacteurs nucleaires: reacteurs de recherche, reacteurs de puissance, reacteurs pour la propulsion des fusees et assemblages critiques. Le Groupe des essais non destructifs collabore a presque tous les projets et travaux du Laboratoire. Le memoire decrit quelques-unes des methodes inedites d'essais non destructifs qui y ont ete mises au point et sont appliquees dans le cadre du programme de reacteurs. Le reacteur de puissance experimental LAMPRE est fonde sur l'utilisation d'une solution de phosphate d'uranium a haute temperature. Cette solution est tres corrosive et toutes les parties en contact avec elle ont un revetement en or. On a eu recours a des techniques radiographiques speciales pour controler l'or pendant le processus de laminage d'un lingot coule. On a procede de la meme maniere a l'inspection des soudures. Une methode d'inspection fondee sur les variations de potentiel aux electrodes a ete mise au point, pour la detection d'impuretes sur les surfaces d'or. Le reacteur experimental au plutonium fondu LAPRE est fonde sur l'utilisation de plutonium metallique, sous forme liquide plutot que sous forme solide, comme combustible. Le combustible est contenu dans des capsules en tantale. On a eu recours a des methodes non destructives pour verifier le bon etat du metal de base et des soudures pendant la fabrication des capsules, ainsi que pour controler les capsules remplies de plutonium avant, pendant et apres les essais de fusion et solidification. L'essai d'une pompe a plutonium fondu a ete suivi par des methodes radiographiques, en utilisant notamment un circuit ferme de television a rayons gamma. Pour le reacteur experimental a tres haute

  18. Operational experience of the Marcoule reactors; Experience d'exploitation des reacteurs de Marcoule

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Conte, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre de Production de Plutonium, Marcoule (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1963-07-01

    The results obtaining from three years operation of the reactors G-2, G-3 have made it possible to accumulate a considerable amount of operational experience of these reactors. The main original points: - the pre-stressed concrete casing - the possibility of loading while under power - automatic temperature control have been perfectly justified by the results of operation. The author confirms the importance of these original solutions and draws conclusions concerning the study of future nuclear power stations. (author) [French] Les resultats atteints apres trois ans de fonctionnement des reacteurs G-2/G-3 permettent une accumulation considerable de l'experience d'exploitation de ces reacteurs. Les principales originalites: - caisson en beton precontraint - chargement en marche - surveillance automatique des temperatures sont largement justifiees par l'exploitation actuelle. L'auteur confirme l'interet de ces solutions d'avant-garde et en tire des conclusions pour les etudes de futures centrales nucleaires. (auteur)

  19. The fast breeder reactor Rapsodie (1962); Le reacteur rapide surregenerateur rapsodie (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vautrey, L; Zaleski, C P [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1962-07-01

    In this report, the authors describe the Rapsodie project, the French fast breeder reactor, as it stands at construction actual start-up. The paper provides informations about: the principal neutronic and thermal characteristics, the reactor and its cooling circuits, the main handling devices of radioactive or contaminated assemblies, the principles and means governing reactor operation, the purposes and locations of miscellaneous buildings. Rapsodie is expected to be critical by 1964. (authors) [French] Dans ce rapport, les auteurs font le point du projet RAPSODIE (reacteur francais surregenerateur a neutrons rapides), au moment du debut effectif de sa construction. On y trouvera decrits: les principales caracteristiques neutroniques et thermiques, le bloc pile et les circuits de refroidissement, les principaux moyens de manutention des ensembles actifs ou contamines, les principes et les moyens qui regissent la conduite du reacteur, les fonctions et l'implantation des divers batiments. La divergence de RAPSODIE est prevue pour 1964. (auteurs)

  20. The functioning of the reactors G2-G3 at Marcoule and E.D.F. 1; Experience de fonctionnement des reacteurs G2-G3 de Marcoule et enseignements des essais de demarrage du reacteur E.D.F. 1 de Chinon

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boussard, R; Conte, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Stolz, J M [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

    1964-07-01

    After resuming briefly the characteristics of the installations G2-G3 at Marcoule and EDF 1 at Chinon, the authors review the main aspects of the tests, the starting and the exploitation of these reactors. Among the various points examined, particular emphasis is given to the devices of original nature such as tubular fuel elements, flattening of the neutron flux by stuffing, behaviour of the reactor tanks and the cooling circuits, the blowers, unloading devices, regulation and functioning of the informations. This analysis deals equally with the performances obtained and the difficulties and the various incidents experienced during the initial starting period. Among the more interesting results, the progressive increase in the power of the Marcoule reactors is mentioned, obtained through a better knowledge of the parameters covering the functioning of the reactors such as the distribution of the flux and the temperatures etc... acquired during the course of the exploitation of the reactor. The conclusion reached by the authors is that the experience gained on these installations has shown: - that during an initial period, adjustments became necessary, all of which turned out to be possible, - that an analysis of their functioning has permitted the progressive movement towards a truly industrial exploitation. (authors) [French] Les auteurs, apres un bref rappel des caracteristiques des installations G2 - G3 de MARCOULE et E.D.F. 1 de CHINON, passent en revue les principaux aspects des essais, de la mise en service et de l'exploitation de ces centrales. Parmi les divers points examines, une attention speciale est accordee aux dispositifs presentant un caractere original tels que elements combustibles tubulaires, aplatissement du flux neutronique par gavage, comportement des caissons des reacteurs et des circuits de refroidissement, soufflantes, appareils de dechargement, regulation et fonctionnement des informations. L'analyse presentee porte tant sur les

  1. Neutron noise in nuclear reactors; Le bruit neutronique des reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Blaquiere, A. [Institut National des Sciences et Techniques Nucleaires (France); Pachowska, R. [Universite Technique de Varsovie (Poland)

    1961-06-15

    The power of a nuclear reactor, in the operating conditions, presents fluctuations due to various causes. This random behaviour can be included in the study of 'noises'. Among other sources of noise, we analyse hereafter the fluctuations due: a) to the discontinuous emissions of neutrons from an independent source; b) to the multiplication of neutrons inside the reactor. The method which we present makes use of the analogies between the rules governing a nuclear reactor in operation and a number of radio-electrical systems, in particular the feed-back loops. The reactor can be characterized by its 'passing band' and is described as a system submitted to a sequence of random pulses. In non linear operating condition, the effect of neutron noise is defined by means of a non-linear functional, this theory is thus related to previous works the references of which are given at the end of the present report. This leads us in particular in the case of nuclear reactors to some results given by A. Blaquiere in the case of radio-electrical loops. (author) [French] La puissance d'un reacteur nucleaire, dans les conditions du regime, est affectee de fluctuations dont les causes sont tres diverses. Ce comportement aleatoire rentre dans le cadre general de l'etude des 'bruits'. Entre autres sources ce bruit, nous analysons ici les fluctuations dues: a) a l'emission discontinue des neutrons provenant d'une source autonome; b) a la multiplication des neutrons au sein du reacteur. La methode que nous introduisons exploite les analogies entre les lois qui regissent un reacteur nucleaire au regime et certains systemes radioelectriques, en particulier les circuits a boucle de reaction. Le reacteur est caracterise par sa 'bande passante' et est decrit comme un systeme soumis a une succession d'impulsions aleatoires. Dans les conditions de fonctionnement non lineaires, l'effet du bruit neutronique est precise en utilisant une fonctionnelle non lineaire, ce qui relie cette theorie a

  2. Bourse du CRDI aux chercheurs candidats au doctorat 2017 | CRDI ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Cet appel à propositions s'adresse aux citoyens canadiens, aux résidents permanents du Canada et aux citoyens de pays en développement inscrits au doctorat dans une université canadienne. Qui peut présenter une demande. Pour être admissible, vous devez remplir les conditions suivantes : Être citoyen canadien ou ...

  3. Safety Training: Sensibilisation aux gestes et postures de travail

    CERN Multimedia

    Laetitia Laddada

    2004-01-01

    If you wish to participate in one of the following courses, please discuss with your supervisor and apply electronically directly from the course description pages that can be found on the Web at: http://www.cern.ch/Training/ or fill in an 'application for training' form available from your Divisional Secretariat or from your DTO (Divisional Training Officer). Applications will be accepted in the order of their receipt.Nous vous proposons un nouveau cours de sécurité lié aux manutentions manuelles (durée 1 jour) : Sensibilisation aux gestes et postures de travail. Si vous êtes amené à manipuler régulièrement des charges lourdes ou volumineuses, cette formation peut vous aider à prévenir les lésions musculaires ou dorsales. A l'issue de cette formation, vous serez capable d'adopter et d'appliquer les principes de base de sécurité physique et d'&e...

  4. How Molecular Evolution Technologies can Provide Bespoke Industrial Enzymes: Application to Biofuels Comment les technologies d’évolution moléculaire peuvent fournir des enzymes industrielles sur mesure : application aux biocarburants

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Fourage L.

    2013-08-01

    est l’un des principaux goulets d’étranglement dans le développement de la conversion biologique de la biomasse lignocellulosique en biocarburants. L’un des organismes les plus efficaces pour la production d’enzymes cellulolytiques est le champignon Trichoderma reesei, principalement grâce à sa capacité importante de sécrétion. La conversion de la cellulose en glucose implique trois types de cellulases travaillant en synergie : les endoglucanases (EC 3.2.1.4 clivant de façon aléatoire les liaisons glycosidiques en (3-1,4, les cellobiohydrolases (EC 3.2.1.91 attaquant la chaîne de cellulose aux deux extrémités afin de produire le cellobiose, dimère qui sera converti en glucose par l’action des (3-glucosidases (EC 3.2.1.21. De façon inattendue, la quantité de 3-glucosidase (BGL1 sécrétée par les souches de T. reesei représente un très faible pourcentage de la quantité totale des protéines sécrétées qui en fait donc une activité limitante du cocktail. Cette faible activité limite d’autant plus les performances du cocktail que le cellobiose représente le principal inhibiteur de la réaction cellulolyse par les cellobiohydrolases. Ce goulot d’étranglement peut être atténué soit par une surexpression de la (3-glucosidase chez T. reesei, soit par une amélioration de son activité spécifique. Après un bref aperçu des principales technologies existantes, cet exemple sera utilisé dans cette revue pour illustrer le potentiel des technologies d’évolution dirigée pour développer des enzymes répondant aux besoins de l’industrie des biotechnologies. Nous décrivons comment la mise en oeuvre d’une stratégie d’évolution dirigée par le L-ShufflingTM avec trois gènes parentaux provenant de la biodiversité microbienne permet d’obtenir des activités (3-glucosidases très améliorées par rapport à la Cel3a (3-glucosidase de T. reesei (activité spécifique 242 fois plus élevée pour le substrat pNPGIc. Cette am

  5. Physical measurements in Marcoule reactors (1962); Mesures physiques sur les reacteurs de Marcoule (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Teste du Bailler, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1962-07-01

    A brief description of the physical measurements in Marcoule reactors is given here. During commissioning and subsequent years of operation, various experiments ha been carried out to check design data, and improve the operating conditions and also test theoretical models for kinetic studies. (author) [French] On presente une rapide description des mesures physiques effectuees sur les reacteurs de Marcoule. Au cours du demarrage et pendant les premieres annees de fonctionnement de G-2 - G-3, de nombreuses experiences ont ete effectuees pour verifier les donnees du projet, ameliorer les conditions de fonctionnement et eprouver des modeles theoriques de calculs de cinetique. (auteur)

  6. General problems arising from the analogical resolution of the kinetic equations of nuclear reactors (1961); Problemes generaux poses par la resolution analogique des equations cinetiques des reacteurs nucleaires (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Caillet, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-07-01

    The author reviews precisely the analogical techniques used for the resolution of the kinetic equations of nuclear reactors. Prior to this, he recalls the reasons which oblige physicians and engineers, even today, to use electronic machines in this domain. The author then considers the technological problems posed by the range of values which the various nuclear parameters adopt. In each case, he shows that a compromise is possible allowing an optimum precision. He compares the results to those obtained by arithmetic calculation and uses the examples chosen in a critical analysis of the present possibilities of the two methods of calculation. (author) [French] L'auteur cherche a faire un point aussi exact que possible des techniques analogiques utilisees pour resoudre les equations cinetiques des reacteurs nucleaires. Il rappelle auparavant les raisons pour lesquelles physiciens et ingenieurs sont obliges, encore aujourd'hui, de faire appel aux machines electroniques dans ce domaine. Puis il etudie les problemes technologiques que souleve le champ des valeurs prises par les differents parametres nucleaires. Dans chacun des cas, il montre l'existence d'un compromis qui permet d'atteindre une precision optimum. Il compare les resultats obtenus a ceux provenant de calculateurs arithmetiques et profite des exemples choisis pour faire une analyse critique des possibilites actuelles offertes par les deux modes de calcul. (auteur)

  7. Aux origines de la science moderne

    CERN Document Server

    Rossi, Paolo

    1999-01-01

    Aux origines de la science moderne. " Lorsque l'on aborde l'étude d'une pensée qui n'est plus la nôtre, il est important de chercher à oublier ce que nous savons ou croyons savoir. " Pour appréhender cette période fondatrice que fut la Révolution scientifique du XVIIe siècle en Europe, Paolo Rossi nous replonge dans des atmosphères intellectuelles et des modes de pensée depuis longtemps disparus. Des secrets hermétiques aux calculs mathématiques, de la magie au magnétisme et des cabinets de curiosité aux premières académies des sciences défilent ainsi des notions et des individus qui, remis en toute simplicité dans le contexte de leur époque, retrouvent une épaisseur et un sens nouveaux. Ainsi racontée sous la forme d'une histoire des idées, l'histoire des sciences devient accessible à tous.

  8. L'Anse Aux Meadows, Newfoundland

    Science.gov (United States)

    2008-01-01

    L'Anse aux Meadows is a site on the northernmost tip of the island of Newfoundland, located in the Province of Newfoundland and Labrador, Canada, where the remains of a Viking village were discovered in 1960 by the Norwegians Helge and Anne Ingstad. The only authenticated Viking settlement in North America outside Greenland, it was the site of a multi-year archaeological dig that found dwellings, tools and implements that verified its time frame. The settlement, dating more than five hundred years before Christopher Columbus, contains the earliest European structures in North America. Named a World Heritage site by UNESCO, it is thought by many to be the semi-legendary 'Vinland' settlement of explorer Leif Ericson around AD 1000. The settlement at L'Anse aux Meadows consisted of at least eight buildings, including a forge and smelter, and a lumber yard that supported a shipyard. The largest house measured 28.8 by 15.6 m and consisted of several rooms. Sewing and knitting tools found at the site indicate women were present at L'Anse aux Meadows The image was acquired on September 14, 2007, covers an area of 14.2 x 14.6 km, and is located at 51.5 degrees north latitude, 55.6 degrees west longitude. The U.S. science team is located at NASA's Jet Propulsion Laboratory, Pasadena, Calif. The Terra mission is part of NASA's Science Mission Directorate.

  9. The Role of Exponential and PCTR Experiments at Hanford in the Design of Large Power Reactors; Roles Respectifs des Experiences Exponentielles et du Reacteur d'Etude des Constantes Physiques de Hanford dans les Etudes de Grands Reacteurs de Puissance; Znachenie ehksponentsial'nykh opytov i opytov na reaktore PCTR pri proektirovanii bol'shikh ehnergeticheskikh reaktorov v khehnforde; Papel de los Experimentos Exponenciales y del Reactor PCTR de Hanford en el Proyecto de Grandes Reactores de Potencia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Heineman, R. E. [General Electric Company, Richland, WA (United States)

    1964-02-15

    use is described in the light of the trends which are observed. (author) [French] Des mesures exponentielles sont faites aux laboratoires de Hanford sur des reseaux uranium-graphite depuis pres de quinze ans. Les resultats de ces experiences ont ete utilises pour determiner les laplaciens de reacteurs de production que l'on se proposait de construire, mais ils ont servi egalement a ameliorer les connaissances dans le domaine de la physique de ces systemes. On s'est rendu compte tres rapidement qu'en raison des dimensions des assemblages et de leur manque de sensibilite aux petites perturbations localisees du systeme, l'experience exponentielle n'a qu'une utilite limitee. On a donc envisage de mettre au point des experiences integrales avec un reacteur de maniere a reduire au minimum la quantite de matieres necessaires pour se procurer des donnees valables. A cet effet, on a construit une installation critique perfectionnee a plusieurs regions, qu'on a appelee 'reacteur d'etude des constantes physiques' (RECP), dont on s'est servi pour determiner les constantes physiques de plusieurs reacteurs de puissance. On s'en est servi aussi couramment pour mesurer des sections efficaces et determiner des parametres differentiels et integraux de la physique des reacteurs pour divers types de milieux multiplicateurs. Apres la construction de RECP, on a encore employe les experiences exponentielles, bien que RECP ait largement comble les espoirs qui avaient ete places en lui. L'auteur indique quelques donnees caracteristiques obtenues a l'aide de ces deux genres d'installations et compare leurs roles respectifs pour l'etude de nouveaux reacteurs de puissance, pour la modification de reacteurs en fonctionnement, comme moyens de recherche sur la physique des reacteurs et comme moyen de formation. Il compare egalement les montants des capitaux investis dans ces installations et des frais de fonctionnement. Il indique comment ont ete mises au point de nouvelles methodes experimentales

  10. Contribution to the study and use of ionisation chambers for nuclear reactor control (1965); Contribution a l'etude et a l'utilisation des chambres d'ionisation pour le controle des reacteurs nucleaires (1965)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Duchene, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-02-15

    high-power reactors. (author) [French] Les chambres d'ionisation sont actuellement les detecteurs les mieux adaptes au controle des reacteurs nucleaires par des mesures neutroniques. Nous avons cru bon de rappeler quelques generalites concernant la dynamique des reacteurs, les differents procedes de detection des neutrons, le fonctionnement des chambres d'ionisation et les methodes de mesure utilisees. Notre contribution aux techniques de controle des reacteurs consiste d'une part en une tentative de synthese des facteurs intervenant dans le fonctionnement des chambres d'ionisation, l'etude de ces facteurs, et d'autre part l'elaboration de chambres d'ionisation a fission et a bore permettant de suivre la marche d'un reacteur du demarrage jusqu'a la puissance maximale. Dans le domaine des chambres a fission, nous avons en particulier ameliore les techniques de depot d'oxyde d'uranium sur l'aluminium et realise la mise au point de depots par electrolyse sur d'autres metaux: acier inoxydable, cuivre, molybdene, nickel, tantale, titane, kovar, tungstene et beryllium. Nous avons elabore plusieurs types de chambres a fission servant au demarrage des reacteurs: un type de performances moyennes actuellement utilise dans les piles francaises un type a haute sensibilite un type a haute temperature qui a fonctionne jusqu'a 600 deg. C. En ce qui concerne les chambres a bore, nous avons etudie les perturbations apportees dans les mesures par l'exposition des chambres a d'importants flux de neutrons et a un rayonnement {gamma} intense. Cette exposition produit une modification des proprietes des materiaux constitutifs et la production dans les chambres d'un bruit de fond qui peut gener considerablement les mesures neutroniques. Nous avons montre que la technique de compensation permettait de limiter l'importance de ce bruit de fond et d'augmenter ainsi la plage de fonctionnement des chambres d'ionisation classiques destinees aux mesures de puissance. Enfin, nous avons realise deux

  11. Thermodynamic Aspects of Supercritical Fluids Processing: Applications of Polymers and Wastes Treatment Aspects thermodynamiques des procédés mettant en oeuvre des fluides supercritiques : applications aux traitements des polymères et des déchets

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Beslin P.

    2006-11-01

    Full Text Available Supercritical fluid processes are of increasing interest for many fields : in supercritical fluid separation (petroleum-chemistry separation and purification, food industry and supercritical fluid chromatography (analytical and preparative separation, determination of physicochemical properties; as reaction media with continuously adjustable properties from gas to liquid (low-density polyethylene, waste destruction, polymer recycling; in geology and mineralogy (volcanoes, geothermal energy, hydrothermal synthesis; in particle, fibber and substrate formations (pharmaceuticals, explosives, coatings; in drying materials (gels. This paper presents the unusual physicochemical properties of supercritical fluids in relation to their engineering applications. After a short report of fundamental concepts of critical behavior in pure fluids, we develop in more details the tunable physicochemical properties of fluid in the supercritical domain. The second part of this paper describes the engineering applications of supercritical fluids relevant of chemical reactions and polymer processing. Each application presentation is divided in two parts : the first one recalls the basic concepts including general background, physicochemical properties and the second one develops the engineering applications relevant of the advocated domain. La mise en Suvre des fluides supercritiques est d'un intérêt croissant dans de nombreux domaines : pour la séparation (séparation et purification en pétrochimie, industrie alimentaire et la chromatographie par fluides supercritiques (séparation analytique et préparatoire, détermination des propriétés physicochimiques, comme milieux réactifs aux propriétés continûment ajustables allant du gaz au liquide (polyéthylène de faible densité, élimination des déchets, recyclage des polymères, en géologie et en minéralogie (volcanologie, énergie géothermique, synthèse hydrothermique, dans la formation des particules

  12. Study of the integration of distributed generation systems in the grid: application in micro-grids; Etude de structures d'integration des systemes de generation decentralisee: application aux microreseaux

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gaztanaga Arantzamendi, H

    2006-12-15

    The present PhD deals with an original micro-grid concept and its application as a Renewable Energy Source's (RES) grid integration scheme. This micro-grid is composed of RES generators as well as support systems that incorporate additional functionalities in order to improve RES integration into the grid. According to this concept, two practical micro-grid applications have been studied in detail: a residential micro-grid and a wind farm supported by DFACTS systems (STATCOM and DVR). In both applications, the control structures which are implemented at different levels and applied to the different micro-grid elements have been developed, analyzed by means of off-line simulations and finally validated in real-time conditions with physical reduced-scale prototypes. (author)

  13. Administration des subventions aux institutions Dépenses de projet ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    IDRC CRDI

    Consultants. Cette catégorie comprend toutes les dépenses engagées pour retenir les services d'un consultant aux ... déplacement, d'hébergement et de subsistance, ainsi qu'aux services de soutien retenus directement ... le transport aérien et les autres dépenses afférentes aux déplacements du personnel du projet à.

  14. Neutron moderation at very low temperatures (1691); Moderation des neutrons aux tres basses temperatures (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lacaze, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-04-15

    en oeuvre que des volumes et des flux beaucoup plus faibles que ceux que nous avons utilises. Les difficultes de realisation d'un tel systeme proviennent d'une part du degagement de chaleur intense que subit tout dispositif place pres du coeur de pile, d'autre part de la faible place dont on dispose dans les canaux experimentaux des reacteurs. Il est alors important d'utiliser le moderateur le plus efficace possible. Cette etude comprendra trois parties; dans la premiere nous determinerons: a) les conditions de moderation, ce qui nous permettra de fixer le volume a donner a la cellule; b) les materiaux a employer aux basses temperatures et en pile; c) le circuit de refrigeration, ce qui nous amenera a etudier les conditions d'ecoulement des fluides aux/tres basses temperatures dans des conduites de grandes longueurs. La deuxieme partie sera consacree a la description du montage realise. Enfin dans la troisieme partie, nous discuterons les resultats obtenus. (auteur)

  15. The Tokomak of Fontenay-aux-Roses

    International Nuclear Information System (INIS)

    Ginot, P.; Torossian, A.

    1975-01-01

    The Tokomak of Fontenay-aux-Roses (TFR) has been built in order to increase the performances got with the same type of machine by the Soviet physicists. The current induced into the plasma has reached 0.4MA, the main magnetic field being 60kG. A plasma with a mean electron density of 4.5 10 13 cm -3 , a maximum electron temperature of 2.5keV and a maximum ion temperature of 1keV has been obtained in hydrogen and deuterium. The discharge duration has attained 0.5sec. These results agree with those obtained before [fr

  16. Development and applications of coherent imaging with improved temporal and spatial resolution; Developpement et applications de l'imagerie coherente aux rayons X a tres haute resolution spatiale et temporelle

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mokso, Rajmund

    2006-07-01

    This work has 2 purposes: the improvement of both temporal and spatial resolution of X-ray tomography. The first part is devoted to the technical aspects of the tomographic technique, particularly at the ESRF (European Synchrotron Radiation Facility) beamline ID19, and the application of the new acquisition scheme to the imaging of liquid foams. We have improved the temporal resolution and field of view of the setup, which allowed to obtain for the first time experimental data with good statistics on three dimensional liquid foams. In the second part of the thesis we have described the Kirkpatrick-Baez focusing system and its first applications. In terms of stability and image quality the developments presented in this part of the thesis provide valuable evidence for the feasibility of phase contrast tomography in magnifying geometry. Since the ultimate goal of this research is to improve the spatial resolution in tomography for applications, four different contributions are important for the characterization of the imaging system: 1) the thermal stability and mechanical imperfections, 2) effects of distortion induced by mirror imperfections, 3) effects of refraction on sample borders, and 4) phase propagation effects with the influence of the magnification. Each of these factors has been studied.

  17. Handling and Separation of Short-Lived Radioisotopes from Research Reactors; Manipulation et Separation des Radioisotopes a Courte Periode Produits dans des Reacteurs de Recherche; ПОЛУЧЕНИЕ И ОТДЕЛЕНИЕ КОРОТКОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРАХ; Manipulacion y Separacion de Radioisotopos de Periodo Corto Obtenidos en Reactores de Investigacion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Meinke, W. W. [University of Michigan, Ann Arbor, MI (United States)

    1963-03-15

    complexes manipulations telecommandees. L'essentiel du systeme utilise est l'installation a tubes pneumatiques du reacteur qui amene les echantillons dans la hotte d'un laboratoire proche du reacteur dans les trois secondes qui suivent l'irradiation. La dissolution et les separations radiochimiques rapides peuvent alors etre effectuees directement sur l'echantillon sans qu'il soit necessaire de le transporter a nouveau. Pendant la courte periode dont on dispose (quelques minutes), la separation peut se faire non seulement par extraction par solvant, par echange d'anions et par precipitation, mais aussi par de nouvelles methodes telles que l'echange isotopique et 1*echange par amalgame. De nombreuses techniques nouvelles employees dans divers domaines - electromigration et chromatographie sur papier, chromatographie en couche mince, chromatographie en phase gazeuse, distillation selective, reduction selective, etc. - viennent encore ajouter a la variete des possibilites de separation qui n'ont pas encore ete explorees. La presence d'un reacteur de recherche sur place, que ce soit dans une universite des Etats-Unis ou dans un pays en voie de developpement, ouvre donc une ere entierement nouvelle aux possibilites d'applications des radioindicateurs. (author) [Spanish] Hasta hace algunos aflos, los radioisotopos de periodo interior no se empleaban con mucha frecuencia porque los reactores destinados a produciros solian encontrarse a gran distancia del lugar de su utilizacion. Debido a este hecho, no se dedicaron mayores esfuerzos al estudio de su obtencion y sus posibles empleos, lo que, a su vez, hizo que los usuarios no pensaran siquiera en las posibilidades que algunos de ellos ofrecen. Como hoy se dispone en casi todo el mundo de reactores de investigacion, no se depende ya de productores situados a gran distancia y, asi, se abren muchos campos nuevos de experimentacion con isotopos de periodo corto. No obstante, para conseguirlo es preciso enfocar de modo distinto la

  18. Contributions to safety studies for new concepts of nuclear reactors; Contributions aux etudes de surete pour des filieres innovantes de reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Perdu, F

    2003-12-01

    The complete study of molten salt reactors, designed for a massive and durable nuclear energy production, must include neutronics, hydraulics and thermal effects. This coupled study, using the MCNP and Trio{sub U} codes, is undertaken in the case of the MSRE (molten salt reactor experiment) prototype. The obtained results fit very well the experiment. Their extrapolation suggests ways of improving the safety coefficients of power molten salt reactors. A second part is devoted to accelerator driven subcritical reactors, developed to incinerate radioactive waste.We propose a method to measure the prompt reactivity from the decay following a neutron pulse. It relies only on the distribution of times between generations, which is a characteristic of the reactor. This method is implemented on the results of the MUSE 4 experiment, and the obtained reactivity is accurate within 5%. (author)

  19. Detailed study of transmutation scenarios involving present day reactor technologies; Etude detaillee des scenarios de transmutation faisant appel aux technologies actuelles pour les reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2003-07-01

    This document makes a detailed technical evaluation of three families of separation-transmutation scenarios for the management of radioactive wastes. These scenarios are based on 2 parks of reactors which recycle plutonium and minor actinides in an homogeneous way. A first scenario considers the multi-recycling of Pu and Np and the mono-recycling of Am and Cm using both PWRs and FBRs. A second scenario is based on PWRs only, while a third one considers FBRs only. The mixed PWR+FBR scenario requires innovative options and gathers more technical difficulties due to the americium and curium management in a minimum flux of materials. A particular attention has been given to the different steps of the fuel cycle (fuels and targets fabrication, burnup, spent fuel processing, targets management). The feasibility of scenarios of homogeneous actinides recycling in PWRs-only and in FBRs-only has been evaluated according to the results of the first scenario: fluxes of materials, spent fuel reprocessing by advanced separation, impact of the presence of actinides on PWRs and FBRs operation. The efficiency of the different scenarios on the abatement of wastes radio-toxicity is presented in conclusion. (J.S.)

  20. Calculation system for physical analysis of boiling water reactors; Modelisation des phenomenes physiques specifiques aux reacteurs a eau bouillante, notamment le couplage neutronique-thermohydraulique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bouveret, F

    2001-07-01

    Although Boiling Water Reactors generate a quarter of worldwide nuclear electricity, they have been only little studied in France. A certain interest now shows up for these reactors. So, the aim of the work presented here is to contribute to determine a core calculation methodology with CEA (Commissariat a l'Energie Atomique) codes. Vapour production in the reactor core involves great differences in technological options from pressurised water reactor. We analyse main physical phenomena for BWR and offer solutions taking them into account. BWR fuel assembly heterogeneity causes steep thermal flux gradients. The two dimensional collision probability method with exact boundary conditions makes possible to calculate accurately the flux in BWR fuel assemblies using the APOLLO-2 lattice code but induces a very long calculation time. So, we determine a new methodology based on a two-level flux calculation. Void fraction variations in assemblies involve big spectrum changes that we have to consider in core calculation. We suggest to use a void history parameter to generate cross-sections libraries for core calculation. The core calculation code has also to calculate the depletion of main isotopes concentrations. A core calculation associating neutronics and thermal-hydraulic codes lays stress on points we still have to study out. The most important of them is to take into account the control blade in the different calculation stages. (author)

  1. Contribution to the optimization of the coupling of nuclear reactors to desalination processes; Contribution a l'optimisation du couplage des reacteurs nucleaires aux procedes de dessalement

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dardour, S

    2007-04-15

    This work deals with modelling, simulation and optimization of the coupling between nuclear reactors (PWR, modular high temperature reactors) and desalination processes (multiple effect distillation, reverse osmosis). The reactors considered in this study are PWR (Pressurized Water Reactor) and GTMHR (Gas Turbine Modular Helium Reactor). The desalination processes retained are MED (Multi Effect Distillation) and SWRO (Sea Water Reverse Osmosis). A software tool: EXCELEES of thermodynamic modelling of coupled systems, based on the Engineering Algebraic Equation Solver has been developed. Models of energy conversion systems and of membrane desalination processes and distillation have been developed. Based on the first and second principles of thermodynamics, these models have allowed to determine the optimal running point of the coupled systems. The thermodynamic analysis has been completed by a first economic evaluation. Based on the use of the DEEP software of the IAEA, this evaluation has confirmed the interest to use these types of reactors for desalination. A modelling tool of thermal processes of desalination in dynamic condition has been developed too. This tool has been applied to the study of the dynamics of an existing plant and has given satisfying results. A first safety checking has been at last carried out. The transients able to jeopardize the integrated system have been identified. Several measures aiming at consolidate the safety have been proposed. (O.M.)

  2. Calculation system for physical analysis of boiling water reactors; Modelisation des phenomenes physiques specifiques aux reacteurs a eau bouillante, notamment le couplage neutronique-thermohydraulique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bouveret, F

    2001-07-01

    Although Boiling Water Reactors generate a quarter of worldwide nuclear electricity, they have been only little studied in France. A certain interest now shows up for these reactors. So, the aim of the work presented here is to contribute to determine a core calculation methodology with CEA (Commissariat a l'Energie Atomique) codes. Vapour production in the reactor core involves great differences in technological options from pressurised water reactor. We analyse main physical phenomena for BWR and offer solutions taking them into account. BWR fuel assembly heterogeneity causes steep thermal flux gradients. The two dimensional collision probability method with exact boundary conditions makes possible to calculate accurately the flux in BWR fuel assemblies using the APOLLO-2 lattice code but induces a very long calculation time. So, we determine a new methodology based on a two-level flux calculation. Void fraction variations in assemblies involve big spectrum changes that we have to consider in core calculation. We suggest to use a void history parameter to generate cross-sections libraries for core calculation. The core calculation code has also to calculate the depletion of main isotopes concentrations. A core calculation associating neutronics and thermal-hydraulic codes lays stress on points we still have to study out. The most important of them is to take into account the control blade in the different calculation stages. (author)

  3. Colloids: a review of current knowledge with a view to application to phenomena of transportation within PWR; Colloides: point de vue sur les connaissances actuelles en vue d`une application aux phenomenes de transport dans les REP

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Guinard, L.

    1996-12-31

    In an attempt to minimise dosimetry within the primary circuit of PWR units, research is being carried out into understanding the phenomena of transportation and deposition of corrosion products. It is therefore desirable to known the form of these corrosion products and the laws governing this form. It is generally considered that they are in soluble or particulate form. A third starts with a general presentation of colloids and goes on to define points which are useful, both on a theoretical and experimental level, in terms of application to phenomena of transportation within PWRs. (author). 69 refs., 30 figs., 6 tabs., 3 appends.

  4. Contribution to multi-agents modeling of the operation of industrial processes: application to the operation of a pressurized water reactor under accidental situation; Contribution a la modelisation multi-agents de la conduite de processus industriels: application a la conduite en situation accidentelle d`un reacteur nucleaire a eau sous pression

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Elias, P.

    1996-11-13

    This work is related to the CEA `Escrime` project which concerns the reliability and functioning safety of nuclear reactors, and in particular the operation and supervision of nuclear installations. Its aim is the analysis and the formalizing of PWRs operation in order to define the collaboration and optimum sharing of tasks between human operators and automatized systems for an improved functioning safety. Chapter 1 describes the operation of nuclear reactors and the instrumentation and control activities. It focusses on the weaknesses of actual automatized systems and examines the interest of the multi-agents approach to build an improved automatized system. Chapter 2 presents the actual state of the art about multi-agent systems and about their application to reactor operation. Chapter 3 is devoted to the definition of the conceptual model of automatized systems developed in this work (distribution of operation activities, competition between agents, hierarchy, arbitration). Chapter 4 describes the computer model of the essential operating system elaborated according to the conceptual model defined above. Modeling is performed using Spirit and an application is described in chapter 5. (J.S.). 58 refs.

  5. Compatibility problems of canning materials with carbon dioxide at high temperatures; Problemes de comptabilite des materiaux de gainage avec le gaz carbonique aux temperatures elevees

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Darras, R; Loriers, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    stabilisees au niobium, sans addition de molybdene, s'averent les plus recommandables. A partir de 700 C, la nuance 20 Cr - 25 Ni + Nb semble meme s'imposer par rapport a la nuance classique 18 Cr - 10 Ni + Nb, surtout en raison d'une tendance moins accentuee aux penetrations locales d'oxyde. Par ailleurs, l'alliage fer-aluminium a 25 pour cent d'aluminium en poids, presente une resistance a l'oxydation remarquable, tout en permettant une economie appreciable de neutrons, mais sa mise en oeuvre technologique reste delicate. Enfin, des etudes recentes ont permis d'etablir que certains alliages a base de zirconium, renfermant 1 a 4 pour cent de cuivre en poids, pourraient constituer une solution valable jusqu'a des temperatures de l'ordre de 600 C. Ces alliages s'oxydent en effet beaucoup moins rapidement que le zirconium non allie et d'autres alliages classiques, qui avaient ete elimines precedemment pour cette raison. Finalement, parmi les materiaux capables de supporter les conditions physicochimiques auxquelles seraient soumises les gaines d'elements combustibles dans les reacteurs a moyenne temperature, les plus susceptibles d'application immediate seraient les aciers inoxydables austenitiques et les alliages zirconium-cuivre, dont la metallurgie est relativement bien connue. Dans le futur, l'interet pratique des alliages de beryllium et des alliages fer-aluminium devrait croitre, compte tenu des etudes poursuivies en vue de l'amelioration de leurs proprietes mecaniques et de leur mise en oeuvre. (auteurs)

  6. Macroscopic models for single-phase flows in fractured porous medium: application to well tests; Modeles macroscopiques pour les ecoulements monophasiques en milieu poreux fracture: application aux tests de puits

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Landereau, P.

    2000-12-01

    We consider pressure diffusion in fractured media, with application to well test interpretation. Using the volume averaging theory of Quintard and Whitaker, the local problem is replaced by a double-porosity large scale description. The parameters of the latter may be computed solving small scale closure problems on a representative volume. Using suitable numerical methods, we have performed a systematic study of these parameters as a function of the topology of the fracture network and matrix to fracture permeability contrast. We find that the matrix permeability plays a significant role near a percolation threshold. Next, we studied the exchange coefficient parameter, by unifying the different definitions of the literature in a single framework using a Fourier analysis. Finally, we applied our technique to well-test interpretation in fractured media by comparing large scale solutions to high resolution direct simulations. We find that at short time scale, very fine grid blocks are needed to get good accuracy. In that case, a good agreement is observed between large scale averaged results and reference simulations. (author)

  7. Cryo magnetic separation adaptation to environment technologies: application to industrial effluents; Adaptation de la separation cryomagnetique aux technologies de l`environnement: application a l`epuration d`effluents liquides industriels

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bureau, V

    1993-12-20

    Cryomagnetic separation adaptation to environment technologies application to industrial liquid effluents. The performance, obtained by superconducting high filed - high gradient magnetic separation, permitted to foresee the magnetic treatment of heavy metals in rinse waters, derived from the surface finishing industry. The paramagnetic ions, precipitated in basic media as hydroxides, present a very hydrated amorphous structure, which masks their subjacent magnetic properties. Coprecipitation of a `magnetic carrier`, jointly with the heavy metals, has been studied: ferric chloride forms in basic media, an hydrated iron oxide. Its structure is of the goethite type, and it stabilizes as hematite. The magnetic susceptibility of the obtained product is still weak and its crystalline structure is not enough affirmative to utilize magnetic filtration with efficiency. Mixture of ferrous sulphate and ferric chloride forms, in a basic media, an hydrated magnetite. Initial ideal ratio between divalent iron and trivalent iron, varies between 0,5 and 1,2. This mixture, coprecipitated with the heavy metals, permits to optimize the magnetic cleaning of the fluids in a high field - high gradient filter. (author)

  8. Les algues, une ressource aux applications multiples : Nutrition, Santé, Cosmétologie, Bioénergie, Environnement [The algae, a resource with multiple applications: Nutrition, Health, Cosmetics, Bioenergy, Environment

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Gérard TREMBLIN

    2016-06-01

    Full Text Available Marine algae present a potential source of compounds with numerous applications in fields as different as, food processing, health, cosmetics, aquaculture, nutraceuticals, environment and renewable energy. Lipids and pigments are the main products of interest in large seaweeds or macroalgae and in microalgae composing the phytoplankton. Macroalgae have long been the subject of industrial use as gelling source (agar, carrageenan, alginate or food uses (nori, wakame, kombu. Some species are harvested and others are grown. Microalgae, for their part are the focus, for recent years, of many industrial projects such as, pigment production, omega-3 fatty acids production or more generally lipids for a future use as a biofuel resource. They are cultured in photo-bioreactors or open tanks in many regions of the world. Among the microalgae, a diatom rich in omega-3, cultivated industrially in the region of "Pays de la Loire" and commercialized as a human food supplement, has been studied in order to optimize its valorisation. Results, obtained for optimal conditions of development in culture and the advantages of using it as a food supplement for preventing cardiovascular risk factors in rats subjected to a high fat diet, are presented.

  9. Les agriculteurs s'adaptent aux changements climatiques en Tunisie ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    23 août 2011 ... Les eaux grises et la culture en serre augmentent la production alimentaire en Tunisie ... Des chercheurs insistent sur l'importance de favoriser la résilience aux ... Vulnérabilité et adaptation aux changements climatiques des ...

  10. Handbook for the calculation of reactor protections; Formulaire sur le calcul de la protection des reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1963-07-01

    This note constitutes the first edition of a Handbook for the calculation of reactor protections. This handbook makes it possible to calculate simply the different neutron and gamma fluxes and consequently, to fix the minimum quantities of materials necessary under general safety conditions both for the personnel and for the installations. It contains a certain amount of nuclear data, calculation methods, and constants corresponding to the present state of our knowledge. (authors) [French] Cette note constitue la premiere edition du 'Formulaire sur le calcul de la protection des reacteurs'. Ce formulaire permet de calculer de facon simple les difterents flux de neutrons et de gamma et, par suite, de fixer les quantites minima de materiaux a utiliser pour que les conditions generales de securite soient respectees, tant pour le personnel que pour les installations. Il contient un certain nombre de donnees nucleaires, de methodes de calcul et de constantes correspondant a l'etat actuel de nos connaissances. (auteurs)

  11. Application of neural networks to measurement methods based on radiation interactions with matter; Application des reseaux de neurones aux methodes de mesure basees sur l'interaction rayonnement matiere

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pilato, V

    1999-07-01

    The possibility of improving by neuronal techniques the preparation and interpretation of nuclear measurements was investigated. A general methodology was developed and applied to various problems in this field. Whatever the problem to be treated, to solve it comes to determine the relation which binds the inputs to the outputs. Neural networks based on supervised training, like the multilayer Perceptron, have the capability to calculate any relation between a set of input and output data. On the other hand, the training phase is often a long and delicate operation whose difficulties grow with the size of the network:it is thus interesting to reduce it by introducing knowledge a priori and/or by reducing the number of inputs in order to extract the relevant information. If the correlations between the inputs are linear, the Principal Components Analysis (PCA) and its neuronal equivalents make it possible to obtain by orthogonal projection a reduced number of input components while preserving the maximum of initial information. If the correlations are nonlinear, the Curvilinear Components Analysis (CCA) allows, by a unsupervised training, to carry out a nonlinear projection of the inputs in a space of reduced size. Besides, it is noticed that when the dimension of the input space is equal to the intrinsic dimension of the problem, this last is practically solved by CCA. We propose a general method which consists in characterizing as well as possible the problem by its inputs and then to extract and classify the information contained in those by projection in a space of reduced size. Association between the projected data and the problem outputs is then carried out by a supervised training network. Certain results having to be provided with their associated uncertainty, a statistical method based on the bootstrap algorithm is proposed. Potential applications other that those treated are considered. (author)

  12. Experimental and numerical study of flows in PEM fuel cell stacks for traction applications; Etude numerique et experimentale des ecoulements dans une pile a combustible de type PEM adaptable aux applications embarquees

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Picot, D

    1998-07-01

    The problems with the optimization and design of proton exchange membrane fuel cells (PEMFC) are mainly based on the mastery of water and heat transfers inside the active cells. A theoretical and experimental discussion about this topic is proposed. The average sharing coefficients of the generated water are measured for 3 Nora fuel cells (1, 5 and 10 kW). The values obtained with nafion 117 are in agreement with the data of the literature, while the 40% generated water recovered inside the anode compartment with nafion 115 are unexpected. The difficulty to obtain a physical formulation of electro-osmosis does not allow to quantify this coefficient and leads to justify the limitations of use of the numerical codes on this topic. However, by separating the intrinsic parameters of the electrodes/membrane system and the global operation parameters of a cell, it is possible to extrapolate realistic humidification strategies. In the framework of the European project 'Fever', a systemic model of a 30 kW module for electric-powered vehicle has been developed. For an optimum energy integration of Nora fuel cells in volume-limited applications, it is necessary to separate the humidification sections of these modules. In the case where air is used as oxidant, the presence of nitrogen inside the anode compartment has been evidenced both in close and recirculation modes. In agreement with the literature data about nafion permeability, the nitrogen migration through the electrolyte is explained by the diffusion theory. A discussion about the interest of using both operational modes to maximize the energy efficiency is proposed. Finally, a simple-phase and double-phase numerical study with interface reconstruction is carried out using the resolution of Navier-Stokes equations in Eulerian formalism in order to consider the problems linked with the internal flows inside the collectors of Nora cells. (J.S.)

  13. Global dynamics of shaft lines of turbo-machineries coupled to surrounding fluids: application to the case of fluid sheets; Dynamique globale des lignes d'arbres de turbomachines couplees aux fluides environnants: application au cas des lames fluides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lornage, D.

    2001-12-15

    Shaft lines of turbo-machineries have to stand increasing reliability, efficiency and safety requirements. A precise modeling of the rotating parts with all possible coupling has become necessary. In this context, this work aims to develop a global modeling of rotating wheel/shaft system inside a surrounding fluid in order to foresee its dynamical behaviour. The use and advantage of Eulerian, Lagrangian and mixed (arbitrary Lagrangian Eulerian - ALE) formulations is recalled first. A bibliographic synthesis of the classical techniques used in structure mechanics and of coupling techniques for rotating machines is presented. The coupling technique retained is presented. It uses fluid and structure models independently developed and validated. The structure domain is discretized by the finite-element method. The fluid domain is discretized by the finite-difference method taking into consideration the hypotheses linked with thin films. A modal base projection combined with a mesh at the fluid-structure interface allows an efficient, adaptable and evolutive coupling. Finally, the method is applied to 3 test-cases. The first two ones comprise a shaft/disc system coupled to a fluid sheet between the disc and the casing and to an hydrodynamic bearing. Both cases allow a first validation of the coupling method. The third case aims to study a structure closer to a real system made of a shaft and a wheel coupled to a fluid sheet between a flange and a casing. These three applications allow to show the trends linked with the fluid effects and the coupling between the flexible sub-parts of the structure. (J.S.)

  14. Application of the simplified J-estimation scheme Aramis to mismatching welds in CCP; Application du concept d`integrale J dans l`outil Aramis aux effets de mismatch sur des eprouvettes CCP

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Eripret, C.; Franco, C.; Gilles, P.

    1995-12-31

    The J-based criteria give reasonable predictions of the failure behaviour of ductile cracked metallic structures, even if the material characterization may be sensitive to the size of the specimens. However in cracked welds, this phenomenon due to stress triaxiality effects could be enhanced. Furthermore, the application of conventional methods of toughness measurement (ESIS or ASTM standard) have evidenced a strong influence of the portion of the weld metal in the specimen. Several authors have shown the inadequacy of the simplified J-estimation methods developed for homogeneous materials. These heterogeneity effects mainly related to the mismatch ratio (ratio of weld metal yield strength upon base metal yield strength) as well as to the geometrical parameter h/W-a (weld width upon ligament size). In order to make decisive progress in this field, the Atomic Energy Commission (CEA), the PWR manufacturer FRAMATOME, and the French utility (EDF) have launched a large research program on cracked piping welds behaviour. As part of this program, a new J-estimation scheme, so called ARAMIS, has been developed to account for the influence of both materials, i.e. base metal and weld metal, on the structural resistance of cracked welds. It has been shown that, when the mismatch is high, and when the ligament size is small compared to the weld width, a classical J-based method using the softer material properties is very conservative. On the opposite the ARAMIS method provides a good estimate of J, because it predicts pretty well the shift of the cracked weld limit load, due to the presence of the weld. the influence of geometrical parameters such as crack size, weld width, or specimen length is property accounted for. (authors). 23 refs., 8 figs., 1 tab., 1 appendix.

  15. The application of the ISO 14001 environmental management system to small hydropower plants; L'application de l'ISO 14001 systeme environnemental de gestion aux petites centrales hydro-electriques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2010-07-01

    The ISO 14000 environmental management standards exist to help organisations minimise how their operations negatively affect the environment and to comply with applicable laws and regulations. More specifically, ISO 14001 is the international specification for an environmental management system (EMS). It specifies requirements for establishing an environmental policy, determining environmental aspects and impacts of products/activities/services, planning environmental objectives and measurable targets, implementation and operation of programs to meet objectives and targets, checking and corrective action, and management review. The overall idea is to establish an organized approach to systematically reduce the impact of the environmental aspects that an organization can control. Tools are available for the analysis of environmental aspects and for the generation of options for improvement. As with ISO 9000 (quality management), certification is performed by third-party organizations. Hydroelectricity enables to generate clean energy with no direct emissions of greenhouse gases and without consuming fossil fuels. However, this activity is implemented within a sensitive natural environment: the watercourses are shared with several users such as the fishermen, the kayakers, farmers and industry. Generating hydroelectricity induces very little discharges into the environment. Conversely, its implementation on the watercourses can alter the flow rates and the ecosystem: leading to disruption in the free passage of fish, change in the hydrodynamics of a watercourse, emission of noise, production of waste, pollution through oil leak, damage inflicted on the landscape, etc. These environmental impacts form the subject of several monitoring and control operations that are designed to limit and preserve the natural environment. Additionally, relations with the water users and the administrations are sometimes difficult and this would require a dialogue to be established to

  16. Near infrared thermography by CCD cameras and application to first wall components of Tore Supra tokamak; Thermographie proche infrarouge par cameras CCD et application aux composants de premiere paroi du tokamak Tore Supra

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Moreau, F.

    1996-06-07

    In the Tokamak TORE-SUPRA, the plasma facing components absorbs and evacuate (active cooling) high power fluxes (up to 10 MW/m{sup 2}). Their thermal behavior study is essential for the success of controlled thermonuclear fusion line. The first part is devoted to the study of power deposition on the TORE-SUPRA actively cooled limiters. A model of power deposition on one of the limiters is developed. It takes into account the magnetic topology and a description of the plasma edge. The model is validated with experimental calorimetric data obtained during a series of shots. This will allow to compare the surface temperature measurements with the predicted ones. The main purpose of this thesis was to evaluate and develop a new temperature measurement system. It works in the near infrared range (890 nm) and is designed to complete the existing thermographic diagnostic of TORE-SUPRA. By using the radiation laws (for a blackbody and the plasma) and the laboratory calibration one can estimate the surface temperature of the observed object. We evaluate the performances and limits of such a device in the harsh conditions encountered in a Tokamak environment. On the one hand, in a quasi ideal situation, this analysis shows that the range of measurements is 600 deg. C to 2500 deg. C. On the other hand, when one takes into account of the plasma radiation (with an averaged central plasma density of 6.10{sup 19} m{sup -3}), we find that the minimum surface temperature rise to 900 deg. C instead of 700 deg. C. In the near future, according to the development of IR-CCD cameras working in the near infrared range up to 2 micrometers, we will be able to keep the good spatial resolution with an improved lower limit for the temperature down to 150 deg. C. The last section deals with a number of computer tools to process the images obtained from experiments on TORE-SUPRA. A pattern recognition application was developed to detect a complex plasma iso-intensity structure. 87 refs.

  17. New modelling method for fast reactor neutronic behaviours analysis; Nouvelles methodes de modelisation neutronique des reacteurs rapides de quatrieme Generation

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jacquet, P.

    2011-05-23

    Due to safety rules running on fourth generation reactors' core development, neutronics simulation tools have to be as accurate as never before. First part of this report enumerates every step of fast reactor's neutronics simulation implemented in current reference code: ECCO. Considering the field of fast reactors that meet criteria of fourth generation, ability of models to describe self-shielding phenomenon, to simulate neutrons leakage in a lattice of fuel assemblies and to produce representative macroscopic sections is evaluated. The second part of this thesis is dedicated to the simulation of fast reactors' core with steel reflector. These require the development of advanced methods of condensation and homogenization. Several methods are proposed and compared on a typical case: the ZONA2B core of MASURCA reactor. (author) [French] Les criteres de surete qui regissent le developpement de coeurs de reacteurs de quatrieme generation implique l'usage d'outils de calcul neutronique performants. Une premiere partie de la these reprend toutes les etapes de modelisation neutronique des reacteurs rapides actuellement d'usage dans le code de reference ECCO. La capacite des modeles a decrire le phenomene d'autoprotection, a representer les fuites neutroniques au niveau d'un reseau d'assemblages combustibles et a generer des sections macroscopiques representatives est appreciee sur le domaine des reacteurs rapides innovants respectant les criteres de quatrieme generation. La deuxieme partie de ce memoire se consacre a la modelisation des coeurs rapides avec reflecteur acier. Ces derniers necessitent le developpement de methodes avancees de condensation et d'homogenisation. Plusieurs methodes sont proposees et confrontees sur un probleme de modelisation typique: le coeur ZONA2B du reacteur maquette MASURCA

  18. Partial combustion of a fuel cartridge in reactor G1; Combustion partielle d'une cartouche de combustible dans le reacteur G 1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    De, Rouville; Leduc,; Segot, [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    -devices, some null regulating tension systems, annealing the background due to continuous pollution. This event has been fruitful. A grid trap has been set right ahead the reactor. Stricter instructions have been given for rising power operations and automatic burst slug sy (already improved as said above) has been duplicated by a human control. At last, the fault has pointed out that the reactors with gap had the disadvantage of facilitating the contamination of channels from one to another. On the other hand, graphite stores the radioactive dusts and hinders an easy decontamination. (author) [French] Le 26 octobre 1956, le reacteur G1 etait remis en marche apres un arret de quelques jours. L'installation de detection de rupture de gaines donna un premier signal de prealerte a 19h07 cote chargement, un second a 19h13 cote dechargement, puis d'autres. Le chef de quart ordonna a 19h15 une baisse rapide de la puissance mais voulant reperer le canal fautif avec precision la fit remonter ensuite a 2 puis a 5 MW. Bientot, par crainte de contamination exterieure, on dut arreter l'exploration et c'est par detection {gamma} a l'exterieur des tuyaux de detection de rupture de gaine qu'on identifia la cartouche endommagee dans le canal 19-13. Les enregistrements des stations de sante montrerent que les pointes observees etaient restees notablement inferieures aux limites maxima admissibles. L'examen methodique et le degagement du canal accidente occuperent trois semaines. On put apercevoir cote chargement les billettes d'uranium nues sur un lit de poudre de magnesie; cote dechargement, la gaine etait intacte mais l'extremite de la cartouche 'pendait' a l'interieur de la fente d'arrivee d'air. Repoussee cote chargement d'environ 30 cm, la cartouche se bloqua. Apres des essais divers, toujours sous injection d'argon, et avec des protections severes du personnel, on mit en oeuvre un tube fraise, analogue a ceux utilises pour les forages. On nettoya le canal par aspiration, sans toutefois

  19. Thermodynamique des moteurs thermiques aux structures dissipatives

    CERN Document Server

    Prigogine, Ilya

    1999-01-01

    Ce livre constitue à la fois une présentation complète de la thermodynamique et une introduction scientifique à l'œuvre de Prigogine. Les auteurs innovent en montrant comment la thermodynamique du non-équilibre est un prolongement naturel de la thermodynamique de l'équilibre. Elle constitue ainsi la science des processus irréversibles - " la flèche du temps " - dont les structures dissipatives sont les témoignages les plus éclatants. Les développements historiques en font, non seulement un texte de référence, mais aussi un livre de culture. Les nombreux exemples et exercices, comme les programmes informatiques et les références aux sites Internet en font un outil de travail irremplaçable.

  20. Dynamic problems of power reactors and analogic devices; Les problemes dynamiques du reacteur de puissance et les machines analogiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Braffort, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1955-07-01

    The raise of the nuclear physics came with heavy mathematical developments. The analogical installations became especially useful for precise calculations of parameters which depend the running of a reactor. They permit between other to study of kinetic problems and especially ''cybernetics'' of nuclear reactors. It doesn't make a doubt that their use will become widespread, not only in the calculations laboratories, in services for servo-mechanisms study, but also in the control panels of the reactors themselves. (M.B.) [French] L'essor de la physique nucleaire s'est accompagne de lourds developpements mathematiques. Les montages analogiques sont devenus particulierement utiles pour les calculs precis des parametres dont depend le fonctionnement d'un reacteur. Elles permettent entre autre l'etude des problemes cinetiques et surtout ''cybernetiques'' des reacteurs nucleaires. Il ne fait pas de doute que leur usage se generalisera, non seulement dans les laboratoires de calculs, les services d'etudes de servomecanismes, mais aussi pres des tableaux de commande des reacteurs eux-memes. (M.B.)

  1. Empirical Calibration for Dolomite Stoichiometry Calculation: Application on Triassic Muschelkalk- Lettenkohle Carbonates (French Jura Calibration empirique pour le calcul de la stoechiométrie de la dolomite : application aux carbonates triasiques du Muschelkalk-Lettenkohle (Jura français

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Turpin M.

    2012-02-01

    Full Text Available This study concerns an approach for dolomite quantification and stoichiometry calculation by using X-ray diffractometry coupled with cell and Rietveld refinements and equipped with a newly substantial database of dolomite composition. A greater accuracy and precision are obtained for quantifying dolomite as well as other mineral phases and calculating dolomite stoichiometry compared to the classical “Lumsden line” and previous methods. The applicability of this approach is verified on dolomite reference material (Eugui and on Triassic (Upper Muschelkalk-Lettenkohle carbonates from the French Jura. The approach shown here is applicable to bulk dolostones as well as to specific dolomite cements and was combined with petrographical and isotopic analyses. Upper Muschelkalk dolomites were formed during burial dolomitization under fluids characterized by increased temperature and variable isotopic composition through burial. This is clear from their Ca content in dolomites which gradually approaches an ideal stoichiometry (from 53.16% to 51.19% through increasing dolomitization. Lettenkohle dolostones consist of near-ideal stoichiometric (51.06%Ca and well-ordered dolomites associated with anhydrite relicts. They originated through both sabkha and burial dolomitization. This contribution gives an improved method for the characterization of different dolomite types and their distinct traits in sedimentary rocks, which allows a better evaluation of their reservoir potential. Cette étude propose une approche pour la quantification de la dolomite et le calcul de sa stoechiométrie grâce à l’utilisation de la diffraction des rayons X couplée aux affinements de maille et de Rietveld et complétée par de nombreuses données issues de la littérature. Elle permet d’obtenir une meilleure justesse et précision pour la quantification de la dolomite (et des autres phases minérales ainsi que pour le calcul de sa stoechiométrie par rapport à l

  2. High-Temperature Gas-Cooled Reactor Critical Experiment and its Application to Thorium Absorption Rates; Experience Critique pour l'Etude d'un Reacteur a Haute Temperature, Refroidi par un Gaz et son Application a la Determination des Taux d'Absorption du Thorium; Kriticheskij opyt, postavlennyj na vysokotemperaturnom reaktore s gazovym okhlazhdeniem, i primenenie ego dlya opredeleniya stepeni pogloshcheniya toriya; Experimento Critico Efectuado en un Reactor de Elevada Temperatura Refrigerado por Gas y su Aplicacion para Calcular los Indices de Absorcion del Torio

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bardes, R. G.; Brown, J. R.; Drake, M. K.; Fischer, P. U.; Pound, D. C.; Sampson, J. B.; Stewart, H. B. [General Dynamics Corporation,San Diego, CA (United States)

    1964-04-15

    the fact that the thorium is dispersed in graphite and the usual cadmium-ratio technique is difficult to apply. Comparison of experimental and theoretical results shows excellent agreement over a range of variables. In addition, the results of both activation and reactivity measurements of Doppler coefficient are in agreement, a fact which is felt to be significant in view of the disparity between results from these two techniques in the literature. (author) [French] Lors de l'etude du reacteur HTGR a haute temperature refroidi par un gaz, et de son premier prototype a Peach Bottom, la General Atomic Division de la societe General Dynamics a decide qu'il fallait proceder a une experience critique pour obtenir certaines donnees d'entree necessaires pour l'analyse nucleaire. Aux fins de l'etude nucleaire theorique, les besoins particuliers en donnees d'entree relatives aux absorptions par le thorium ont amene les ingenieurs a concevoir un assemblage experimental critique compose d'un reseau central entoure d*une region tampon et d'une region de commande. Ce type.d'assemblage, dans lequel on peut creer le spectre a mesurer dans le reseau central relativement petit ayant la geometrie voulue, permet d'obtenir des donnees d'entree tres diverses pour les etudes de projets nouveaux, au point de vue de l'analyse nucleaire. Le memoire indique les avantages particuliers que presente cette methode par rapport a celle qiu consiste a construire une maquette, ainsi que le role de la theorie pour determiner quelles experiences sont le plus utiles et comment utiliser ensuite ces experiences dans la verification des procedes d'etude. Les auteurs ont mis au point deux methodes relativement nouvelles qui peuvent etre utilisees avec l'assemblage decrit ci-dessus: une methode d'oscillation de la reactivite pour determiner le coefficient Doppler pour le thorium; une methode d'activation pour determiner a la fois l'integrale de resonance pour le thorium disperse dans le graphite et ses

  3. Comparison Of The Worth Of Critical And Exponential Measurements For Heavy-Water-Moderated Reactors; Valeur Relative des Mesures Critiques et Exponentielles pour l'Etude des Reacteurs Ralentis a l'Eau Lourde; Sravnenie tsennosti kriticheskikh i ehksponentsial'nykh izmerenij dlya reaktorov s tyazhelovodnym zamedlitelem; Valor Relativo de las Mediciones Criticas y Exponenciales para los Reactores Moderados por Agua Pesada

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Graves, W. E.; Hennelly, E. J. [Savannah River Laboratory, E.I. Du Pont De Nemours and Co., Aiken, SC (United States)

    1964-02-15

    direct effects in mock-ups and as a test for heterogeneous and two-dimensional diffusion calculations. (6) Criticality studies of heavy-water lattice fuel in light water The SRL exponentials have proved particularly valuable for criticality studies to determine safe methods of handling enriched fuel in light water. High accuracy is not required in this case, and the generalized exponential buckling studies are definitely preferable to the more particularized critical studies. (author) [French] En regle generale, les experiences critiques et exponentielles sur des reseaux de reacteurs fournissent des renseignements qui font double emploi. Durant les dix dernieres annees, le Savannah River Laboratory (SRL) a fait fonctionner simultanement un ensemble critique a eau lourde (PDP) et un ensemble exponentiel (SE). Les auteurs exposent brievement l'experience acquise au SRL, indiquent les resultats obtenus et font des recommandations au sujet de la possibilite d'appliquer ces deux genres d'installations dans differentes experiences. Les auteurs examinent les six types d'experiences ci-apres: 1. Mesures du laplacien dans les reseaux isotropiques uniformes Le SRL a procede a de nombreuses comparaisons entre les mesures faites a l'aide d'ensembles critiques a une seule region, d'ensembles exponentiels, d'ensembles critiques a substitution et du reacteur d'essai des constantes physiques (PCTR). El semble que les seules difficultes que presentent les experiences exponentielles, resident dans les determinations du laplacien dans le sens radial. Si l'on reussit a faire ces determinations, les experiences exponentielles peuvent etre comparees favorablement aux experiences critiques. Les ensembles critiques a une seule region necessitent le plus de matieres; viennent ensuite les ensembles critiques a substitution et les ensembles exponentiels dont les besoins sont en gros comparables; enfin le PCTR ou les mesures en exigent le moins. 2. Effets anisotropiques et effets cavitaires Des

  4. Donner aux travailleurs du sexe les moyens de consigner les ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Dans la plupart des sociétés, le travail du sexe est fortement stigmatisé, et ceux qui le pratiquent sont en butte aux reproches, à la désapprobation et à la discrimination. Par conséquent, la violence faite aux travailleurs du sexe se voit peu, et dans certains contextes, elle est même tolérée. On dispose donc de très peu de ...

  5. Communications en cas de catastrophe faisant appel aux TIC pour ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Communications en cas de catastrophe faisant appel aux TIC pour les collectivités vulnérables des Caraïbes. De récents événements survenus dans les Caraïbes ont mis en relief les insuffisances des mesures régionales et nationales de préparation aux catastrophes. On manque particulièrement de systèmes d'alerte ...

  6. Alize 3 - first critical experiment for the franco-german high flux reactor - calculations; Alize 3 - premiere experience critique pour le reacteur a haut flux franco-allemand. Calculs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Scharmer, K [Commissariat a l' Energie Atomique, Dir. des Piles Atomiques, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1969-07-01

    The results of experiments in the light water cooled D{sub 2}O reflected critical assembly ALIZE III have been compared to calculations. A diffusion model was used with 3 fast and epithermal groups and two overlapping thermal groups, which leads to good agreement of calculated and measured power maps, even in the case of strong variations of the neutron spectrum in the core. The difference of calculated and measured k{sub eff} was smaller than 0.5 per cent {delta}k/k. Calculations of void and structure material coefficients of the reactivity of 'black' rods in the reflector, of spectrum variations (Cd-ratio, Pu-U-ratio) and to the delayed photoneutron fraction in the D{sub 2}O reflector were made. Measurements of the influence of beam tubes on reactivity and flux distribution in the reflector were interpreted with regard to an optimum beam tube arrangement for the Franco- German High Flux Reactor. (author) [French] Les resultats des experiences faites dans la maquette critique ALIZE III, refrigeree a l'eau legere et reflechie par l'eau lourde, ont ete compares aux calculs. On a utilise un modele de la theorie de diffusion a trois groupes rapides et epithermiques et deux groupes thermiques qui se recouvrent. Ce modele a permis de calculer la distribution de puissance dans le coeur en bon accord avec les mesures, meme dans le cas d'une forte variation du spectre des neutrons dans le coeur. L'erreur entre k{sub eff} calcule et mesure etait inferieure a 0,5 pour cent {delta}k/k. Le coefficient de vide et des materiaux de structure, la reactivite des barres 'noires', les variations du spectre (rapport Cd, rapport Pu/U) et la fraction des photo-neutrons retardes sont egalement calcules. Les mesures de reactivite et de perturbation de flux dans le reflecteur, dues aux canaux, ont ete interpretees du point de vue d'un arrangement optimum des canaux pour le Reacteur a Haut Flux Franco-Allemand. (auteur)

  7. Communication des risques reliés aux changements climatiques en ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    1 janv. 2012 ... Il incombe bien sûr aux gouvernements locaux et nationaux de prendre les décisions relatives à l'adaptation aux changements climatiques; ils doivent toutefois les communiquer aux ménages, aux groupes communautaires et aux entreprises privées afin que ceux-ci prennent les décisions qui s'imposent ...

  8. Aux limites de la physique les paradoxes quantiques

    CERN Document Server

    Rothen, François

    2012-01-01

    Dans l’esprit des pères fondateurs de la science moderne, les phénomènes matériels se déroulent selon un schéma unique. La cause précède nécessairement l’effet, et la connaissance de l’effet permet de remonter à la cause. Sur la scène de la nature, le hasard n’occupe qu’une place congrue. On ne fait appel à lui que pour pallier notre ignorance. Dans les années 1920, la révolution quantique bouleverse ce cadre rigide. Elle accorde une place de choix au hasard, si malmené jusqu’alors, puis elle met en scène une constellation de phénomènes inexplicables aux yeux de la science dite classique. Après une courte introduction historique, l’auteur met ses lecteurs au contact de certains de ces phénomènes si contraires à l’intuition. Refusant l’aide du langage mathématique, il les convie à pénétrer dans un monde quantique qui déconcerte le novice avant de l’éblouir par sa nouveauté et sa cohérence. Un accent particulier est mis sur une application nouvelle de la physiqu...

  9. Some fundamental aspects of boiling in nuclear reactors; Quelques aspects fondamentaux de l'ebullition dans les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mondin, H; Lavigne, P; Semeria, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    oscillation, the conditions of burnout are compared with those obtained under steady conditions. The burn-out flux following uniform 'stopped' heating has been studied in a channel containing still water. The flux shows a maximum as a function of unsaturation. The influence of the geometry and the nature of the metal was investigated. 4 - Output Oscillations: Using a low pressure (8 atm) loop, the influence of various parameters on the periods of output oscillations in a boiling channel on the thresholds at which they appear, was studied. Some new aspects of this complex phenomena were observed and are reported. (authors) [French] On indique les principaux resultats obtenus a Grenoble depuis quatre ans dans le domaine des mecanismes de l'ebullition et des phenomenes connexes dans les reacteurs nucleaires. 1 - OBSERVATION DE L'EBULLITION: Par photographie et cinematographie ultrarapide (8000 images par seconde maximum) on a observe l'ebullition en vase ou en canal jusqu'a 140 kg/cm{sup 2}. On a denombre les populations de germes (sites) generateurs de bulles et obtenu une correlation donnant leur nombre par unite de surface en fonction du flux thermique et de la pression. Le diametre des bulles se detachant de la paroi a ete etudie jusqu'a 140 kg/cm{sup 2}. On a mis en evidence trois types de bulles: - Les bulles en equilibre dont le diametre suit la formule de Fritz et Ende, - Les bulles d'ebullition dont le diametre diminue rapidement avec la pression (1/100 mm a 140 kg/cm{sup 2}), - Les coalescences apparaissant en liquide sature au-dessus de 15 W/cm{sup 2} et dont la proportion est independante de la pression. Par visualisation en strioscopie on observe les mouvements du film thermique associes a l'amorcage des germes, au depart et a la condensation des bulles; les mecanismes responsables de l'excellent transfert de chaleur ont pu ainsi etre precises. 2 - PERTES DE PRESSION EN ECOULEMENT DIPHASE: On a etabli un modele de variation continue du taux de vide dans un canal

  10. The use and evolution of the CEA research reactors; Utilisation et evolution des reacteurs de recherche du C.E.A

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rossillon, F; Chauvez, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    reacteurs en montrant ce qu'a ete jusqu'a present leur utilisation, et comment certaines modifications ont permis de les adapter a l'evolution des programmes. Ils precisent egalement les raisons qui ont conduit a l'elaboration du projet de la nouvelle pile OSIRIS, La pile ZOE, la plus ancienne du CEA, est en service au Centre de Fontenay-aux-Roses depuis 1948. Elle est principalement utilisee pour les mesures de section efficace d'absorption du graphite, et pour diverses irradiations de courte duree ne necessitant que des flux peu eleves. La Pile EL2, en service depuis 1952, a permis les premieres etudes liees au refroidissement par gaz. Elle a ete tres utilisee pour la production des radioisotopes et pour de nombreuses experiences de physique, de metallurgie et de physico-chimie - le vieillissement de certaines parties du reacteur a conduit a decider l'arret prochain de cette installation. La Pile EL. 3 a ete tres utilisee pour les experiences de physique et pour l'etude des combustibles. L'adoption d'une nouvelle structure pour le coeur (solution 'Cristal de neige') va permettre d'accroitre considerablement les possibilites de la pile pour les irradiations en neutrons rapides. La pile TRITON-I, piscine de 2 MW, est surtout utilisee pour les irradiations en neutrons rapides et en gamma. Certaines modifications, actuellement en cours, permettront d'accroitre la puissance du reacteur jusqu'a 4 ou 5 MW. Dans un compartiment voisin de TRITON-I est implantee la Pile TRITON-II, de meme structure generale, mais dont la puissance maximum est de 100 kW. TRITON-II est utilisee exclusivement pour les etudes de protections. MELUSINE, pile piscine de 2 MW est en fonctionnement au Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble depuis 1959. Elle a permis l'execution d'un programme important concernant surtout la physique du solide, l'etude fondamentale de combustibles refractaires et de graphites speciaux, et l'etude du comportement des liquides organiques sous radiations. Les installations de

  11. Molten salts in nuclear reactors; Les sels fondus dans les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dirian, J; Saint-James, [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1959-07-01

    Collection of references dealing with the physicochemical studies of fused salts, in particular the alkali and alkali earth halides. Numerous binary, ternary and quaternary systems of these halides with those of uranium and thorium are examined, and the physical properties, density, viscosity, vapour pressure etc... going from the halides to the mixtures are also considered. References relating to the corrosion of materials by these salts are included and the treatment of the salts with a view to recuperation after irradiation in a nuclear reactor is discussed. (author) [French] Bibliographie regroupant l'etude physico-chimique des sels fondus, en particulier des halogenures alcalins et alcalino-terreux. On etudie de nombreux systemes binaires, ternaires et quaternaires de ces halogenures avec des halogenures d'uranium, et de thorium. On etudie egalement les proprietes physiques des halogenures ou des melanges d'halogenures (densite, viscosite, tension de vapeur, etc...). On donne egalement des references quant a la corrosion des materiaux par ces sels, et le traitement de ceux-ci en vue de recuperation, apres irradiation dans un reacteur nucleaire. (auteur)

  12. Measurements of reactivity of reactor G1; Mesures de reactivite sur reacteur G1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernot, J; Koechlin, J C; Portes, L; Teste du Bailler, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    The various methods used during the physical study of the reactor G1 to determine the variations of the effective multiplication factor consecutive to a given change in the geometry of the multiplying medium, are presented and discussed. The comparison of the results obtained by these various methods has allowed their validity to be tested and precise conditions of use to be given. In the first part are presented the principles used and their ranges of validity. In the second part the experimental results are given, together with some indications on their comparison with theoretical estimations. (author) [French] Nous exposons et discutons diverses methodes utilisees, lors de l'etude physique du reacteur G1, pour determiner les variations du facteur de multiplication effectif consecutives a un changement donne dans la geometrie du milieu multiplicateur. La comparaison des resultats obtenus par diverses methodes nous a permis de tester leur validite et d'en preciser les conditions d'emploi. Dans une premiere partie, nous exposons les principes utilises et leurs domaines de validite. Dans une seconde partie nous donnons les resultats experimentaux obtenus avec quelques indications sur leur comparaison avec les estimations theoriques. (auteur)

  13. Operating Experience in Nuclear Power Plants with Boiling-Water Reactors; Experience acquise dans l'exploitation des reacteurs a eau bouillante; Opyt ehkspluatatsii kipyashchago reaktora; Experiencia adquirida con la explotacion de reactores de agua hirviente

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ascherl, R. J. [General Electric Company, San Jose, CA (United States)

    1963-10-15

    dans la centrale et aux alentours restent nettement au-dessous des limites fixees par les permis d'exploitation. La simplicite et la facilite d'exploitation des reacteurs a eau bouillante se sont confirmees. La rapidite de reponse du reacteur de Dresden aux variations de la demande est excellente. Aucun des travaux d'entretien et de reparation, quelle que soit leur importance, n'exige de qualification speciale ni ne comporte de risques de radioexposition excessifs. L'inspection generale et la revision de la turbine de la centrale de Dresden n'ont revele aucun probleme d'entretien apres 12 000 h de fonctionnement avec la vapeur en cycle direct. Or, on avait continue l'exploitation apres avoir constate que des cartouches de combustible etaient deteriorees. (author) [Spanish] El autor sefiala que la experiencia adquirida con la explotacion de centrales nucleoeleonicas que utilizan reactores de agua hirviente es ya bastante considerable. En efecto, al finalizar el aflo 1962 se habian generado mas de 2,2.10{sup 9} kWh en tres centrales nucleoelectricas integradas en redes de distribucion: la central nucleoelectrica de Dresden (Commonwealth Edison Company, Moriis, Illinois), la central nucleoelectrica de Vallecitos (Pacific Gas and Electric Company, Pleasanton, California) y la central nucleoelectrica de Kahl (Reinisch-Westfalisches Elektrizitatswerk y Bayernwerk A.G., Kahl-am-Main, Republica Federal de Alemania). El rendimiento de estas centrales explotadas en condiciones normales de produccion de electricidad es excelente. Los factores de disponibilidad y de capacidad de los reactores y de las plantas constituyen una base firme para prever que las centrales nucleoelectricas dotadas de reactores de agua hirviente funcionaran a regimen continuo en condiciones de seguridad. En 1963 entraran en servicio cuatro nuevas centrales equipadas con reactores de agua hirviente: la central nucleoelectrica de Big Rock Point (Consumere Power Company, Charlevoix, Michigan), la central

  14. Methods and experimental coefficients used in the computation of reactor shielding; Methodes et coefficients experimentaux pour le calcul des protections de reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bourgeois, J; Lafore, P; Millot, J P; Rastoin, J; Vathaire, F de [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1959-07-01

    1) The concept of an effective removal cross section has been developed in order more easily to compute reactor shielding thicknesses. We have built an experimental facility for the purpose of measuring effective removal cross sections, the value of which had not been published at that time. The first part of this paper describes the device or facility used, the computation method applied, and the results obtained. 2) Starting from this concept, we endeavoured to define a removal cross section as a function of energy. This enabled us to use the method for computations bearing on the attenuation of fast neutrons of any spectrum. An experimental verification was carried out for the case of fission neutrons filtered by a substantial thickness of graphite. 3) Finally, we outline a computation method enabling us to determine the sources of captured gamma rays by the age theory and we give an example of the application in a composite shield. (author) [French] 1) La notion de section efficace effective de deplacement a ete introduite pour calculer commodement les epaisseurs de protection des reacteurs. Nous avons construit un dispositif experimental destine a mesurer les sections efficaces effectives de deplacement dont la valeur n'avait pas ete publiee a cette epoque. La premiere partie de cette communication decrit le dispositif utilise, la methode de calcul employee et les resultats obtenus. 2) A partir de cette notion, nous avons essaye de definir une section efficace de deplacement fonction de l'energie. Ceci permet d'utiliser la methode du deplacement pour des calculs d'attenuation de neutrons rapides dont le spectre est quelconque. Une verification experimentale a ete faite dans le cas de neutrons de fission filtres par une epaisseur notable de graphite. 3) Enfin une methode de calcul permettant de determiner les sources de gamma de capture par la theorie de l'age est exposee et un exemple d'application donne dans une protection composite. (auteur)

  15. Methods and experimental coefficients used in the computation of reactor shielding; Methodes et coefficients experimentaux pour le calcul des protections de reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bourgeois, J; Lafore, P; Millot, J P; Rastoin, J; Vathaire, F de [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    1. The concept of an effective removal cross section has been developed in order more easily to compute reactor shielding thicknesses. We have built an experimental facility for the purpose of measuring effective removal cross sections, the value of which had not been published at that time. The first part of this paper describes the device or facility used, the computation method applied, and the results obtained. 2. Starting from this concept, we endeavored to define a removal cross section as a function of energy. This enabled us to use the method for computations bearing on the attenuation of fast neutrons of any spectrum. An experimental verification was carried out for the case of fission neutrons filtered by a substantial thickness of graphite. 3. Finally, we outline a computation method enabling us to determine the sources of captured gamma rays by the age theory and we give an example of the application in a composite shield. (author)Fren. [French] 1. La notion de section efficace effective de deplacement a ete introduite pour calculer commodement les epaisseurs de protection des reacteurs. Nous avons construit un dispositif experimental destine a mesurer les sections efficaces effectives de deplacement dont la valeur n'avait pas ete publiee a cette epoque. La premiere partie de cette communication decrit le dispositif utilise, la methode de calcul employee et les resultats obtenus. 2. A partir de cette notion, nous avons essaye de definir une section efficace de deplacement fonction de l'energie. Ceci permet d'utiliser la methode du deplacement pour des calculs d'attenuation de neutrons rapides dont le spectre est quelconque. Une verification experimentale a ete faite dans le cas de neutrons de fission filtres par une epaisseur notable de graphite. 3. Enfin une mde de calcul permettant de determiner les sources de gamma de capture par la theorie de l'age est exposee et un exemple d'application donne dans une protection composite. (auteur)

  16. Non-Destructive Testing in Reactor Pressure-Vessel Fabrication; Essais non Destructifs dans la Fabrication des Caissons Etanches de Reacteurs; Nedestruktivnoe ispytanie pri izgotovlenii reaktornykh bakov vysokogo davleniya; Ensayo no Destructivo Durante la Fabricacion de Recipientes de Presion para Reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    McGonnagle, W. J. [Fluids Dynamics Research, Iit Research Institute, Chicago, IL (United States)

    1965-09-15

    of the pressure vessel are discussed. (author) [French] Le memoire a pour objet d'exposer les grandes lignes d'un programme de controle de la qualite dans la fabrication d'un caisson etanche de reacteur qui satisfera a toutes les specifications du point de vue nucleaire et de la securite, et de mettre en evidence le role et l'importance des essais non destructifs dans ce programme. Les defauts constates dans les materiaux, les elements et leur assemblage montrent que les methodes actuelles de fabrication ne permettent pas en elles-memes d'assurer le maintien de la qualite des elements critiques. 11 se produit des pailles et des heterogeneites memes lorsque l'on utilise les meilleurs procedes de fabrication et que l'on applique des methodes et techniques dument controlees. C'est pourquoi, afin d'obtenir la qualite requise pour un caisson de reacteur, il faut executer un programme approprie et coherent d'essais non destructifs. Les principales methodes d'essais non destructifs appliquees par les fabricants de caissons de reacteurs sont les suivantes: inspection visuelle, radiographie par les rayons X ou gamma, ultrasons, particules magnetiques et penetration de liquides. Le programme d'essais non destructifs comporte le controle des materiau', du forgeage, du moulage, du gainage et des soudures. L'auteur etudie les problemes particuliers que posent les essais non destructifs des caissons etanches. Il decrit et discute les techniques speciales propres aux essais non destructifs des caissons et de leurs elements. Le memoire donne un apercu des reglements et specifications applicables, notamment du reglement de fabrication des bouilleurs et caissons etanches publie par la Societe americaine des ingenieurs mecaniciens. L'auteur etudie la mesure dans laquelle les essais non destructifs peuvent contribuer a repondre aux specifications imposees par les institutions de normalisation, ainsi que la mesure dans laquelle les normes admises pour ces essais sont appropriees et

  17. Changements à la tête du CERN - Robert Aymar aux commandes pour 5 ans.

    CERN Multimedia

    2003-01-01

    "Une nouvelle équipe prendra les rênes du CERN à partir du 1er janvier. Le Francais Robert Aymar, anciennement directeur du Projet de reacteur thermonucleaire experimental international (ITER), dirigera le centre de recherche pour la periode 2004-2008" (1 page).

  18. The behaviour of some polyatomic gases in nuclear reactors; Le comportement de quelques gaz polyatomiques dans les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dolle, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    The chemical effect of ionizing radiations on a certain number of gaseous systems is described. Under the influence of radiations from a reactor, NH{sub 3}, is decomposed to nitrogen and hydrogen in stoichiometric proportions. Formation of N{sub 2}H{sub 3}, particularly could not be detected. Under a slow neutron flux the reaction {sup 14}N (n, p) {sup 14}C constitutes the main source of decomposition energy. Direct recombination of H, and N, has been brought about under the influence of radiation. The radiolysis of NH{sub 3}, occurs by a complex mechanism; and the kinetics follow a law of the order of about 2.5 which increases with the decomposition rate. The decomposition of hydrogen sulphide is appreciably faster than that of NH{sub 3}. Hydrogen is the only gaseous product of the reaction. The sulphur, which is deposited on the walls of the ampoules, is clearly visible to the naked eye. Up to the present decompositions up to 84 per cent have been obtained. The influence of the reaction {sup 32}S (n, p) {sup 32}P is considered. Radiochemical decomposition of nitrous oxide N{sub 2}O takes place with high yields. The reaction is complicated from the beginning by the formation of higher oxides of nitrogen which we identify and measure. Radiochemical decomposition of methane gives quantities of higher hydrocarbons. Certain of these gaseous systems could find applications in the measurement of high doses of radiation. This problem is discussed in the conclusion. (author)Fren. [French] L'effet chimique des rayonnements ionisants sur un certain nombre de systemes gazeux est decrit. Sous l'influence des rayonnements d'un reacteur, NH{sub 3} se decompose en azote et hydrogene en proportions stoechiometriques. En particulier aucune formation de N{sub 2}H{sub 4}, n'a pu etre detectee. Sous flux de neutrons lents, la reaction {sup 14}N (n, p){sup 14}C constitue la principale source d'energie de decomposition. La recombinaison directe de H{sub 2} et N{sub 2} a ete realisous l

  19. Localized iron supply triggers lateral root elongation in Arabidopsis by altering the AUX1-mediated auxin distribution.

    Science.gov (United States)

    Giehl, Ricardo F H; Lima, Joni E; von Wirén, Nicolaus

    2012-01-01

    Root system architecture depends on nutrient availability, which shapes primary and lateral root development in a nutrient-specific manner. To better understand how nutrient signals are integrated into root developmental programs, we investigated the morphological response of Arabidopsis thaliana roots to iron (Fe). Relative to a homogeneous supply, localized Fe supply in horizontally separated agar plates doubled lateral root length without having a differential effect on lateral root number. In the Fe uptake-defective mutant iron-regulated transporter1 (irt1), lateral root development was severely repressed, but a requirement for IRT1 could be circumvented by Fe application to shoots, indicating that symplastic Fe triggered the local elongation of lateral roots. The Fe-stimulated emergence of lateral root primordia and root cell elongation depended on the rootward auxin stream and was accompanied by a higher activity of the auxin reporter DR5-β-glucuronidase in lateral root apices. A crucial role of the auxin transporter AUXIN RESISTANT1 (AUX1) in Fe-triggered lateral root elongation was indicated by Fe-responsive AUX1 promoter activities in lateral root apices and by the failure of the aux1-T mutant to elongate lateral roots into Fe-enriched agar patches. We conclude that a local symplastic Fe gradient in lateral roots upregulates AUX1 to accumulate auxin in lateral root apices as a prerequisite for lateral root elongation.

  20. Development and testing of the EDF-2 reactor fuel element; Essais et mise au point de l'element combustible pour le reacteur EDF-2

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Delpeyroux, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Furhmann, R [Societe Industrielle de Combustible Nucleaire (France)

    1964-07-01

    rassemble les etudes qui ont ete necessaires pour mener a bien la definition de l'element combustible EdF 2. Apres un bref rappel des caracteristiques du reacteur EdF 2 et des options preliminaires ayant permis de fixer un avant-projet d'element combustible, on aborde les etudes proprement dites: - Etudes uranium: essais de passage d'une couronne interne du tube en phase {beta}, flechage du tube sous l'action d'une force concentree, soudage des pastilles d'extremites et verification de leur etancheite. La tenue du tube a l'ecrasement et la resistance des pastilles a l'enfoncement sous l'action de la pression externe sont etudiees en detail dans un autre rapport CEA - Etudes gaine: rappel des conditions de fabrication et verification de l'etancheite de la gaine, tenue des ailettes au fluage sous l'action du courant gazeux - Etudes d'extremites: fluage en compression et soudage des bouchons a la gaine. - Etudes cartouche: determination des caracteristiques des gorges d'ancrage gaine-combustible et des conditions de gainage, verification de la tenue au cyclage thermique de l'element combustible, determination de la chute de temperature au contact gaine-combustible traitee en detail dans un autre rapport CEA, - Etudes de l'ensemble: les etudes se rapportant a la chemise de graphite, au support et aux vibrations de la cartouche ont ete traitees par le service des Etudes Mecaniques et Thermiques (Section de Mecanique), Dans ce domaine, la Section d'Etude d'Elements Combustibles a etudie la tenue des centreurs sous l'action du courant gazeux. L'aboutissement des etudes est constitue par le dessin de l'element combustible, le schema de fabrication et les normes de fabrication. La validite de l'ensemble de ces essais hors pile sera confirmee par des assais en pile qui sont en cours et par l'irradiation des elements dans le reacteur EdF 2 lui-meme. En conclusion, on donne l'orientation des etudes pour l'amelioration de l'element combustible et la definition d'un element combustible

  1. The cryogenic installations for irradiation in the reactors Melusine and Siloe; Les installations cryogeniques pour irradiations des reacteurs Melusine et Siloe

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bochirol, L; Le Calvez, J; Doulat, J; Verdier, J; Lacaze, A; Weil, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    vaporized in the atmosphere and without any pollution of the refrigerating circuit. Lastly, a few words are said about the liquid helium loop, a prototype of which has worked, and which is being rebuilt with an increased power. (authors) [French] L'etude des defauts crees par l'irradiation dans les solides est d'un interet theorique et pratique, considerable. L'irradiation a basse temperature permet d'obtenir les defauts dans leur etat le plus simple, leur etat 'primaire' sans que l'agitation thermique permette leur annihilation ou leur rearrangement. L'irradiation en pile a basse temperature pose un certain nombre de problemes techniques provenant de la puissance de refrigeration necessaire, qui est quelquefois considerable, des reactions chimiques possibles sous rayonnement et du manque d'espace dans un reacteur. Enfin, la necessite de faire toute l'irradiation et les mesures ulterieures sans rechauffer les; echantillons impose que le dispositif fonctionne en continu sans defaillance et qu'il soit equipe de facon a permettre la recuperation des echantillons froids, ou bien leur mesure et leur rechauffage controle 'in situ'. On decrit la facon dont ces problemes ont ete resolus a Grenoble, pour des dispositifs d'irradiation a 78 deg. K, 28 deg. K et 4 deg. K dans les deux piles piscines Melusine et Siloe. Quelques resultats d'exploitation sont donnes sur la boucle a azote liquide, dite type A, qui fonctionne depuis plusieurs annees dans Melusine. En particulier certaines observations sont faites sur les reactions chimiques qui peuvent se produire sous irradiation dans l'azote liquide impur. On decrit assez en detail la boucle a azote liquide, dite type A, qui vient d'etre installee dans le reacteur Siloe. Les traits essentiels de cet appareil sont: qu'il permet l'irradiation dans des flux plus eleves que le precedent et que son exploitation est grandement facilitee grace a un mode de realisation qui permet l'acces aux echantillons sans demontage ni deconnexion de l

  2. Concept of transfer functions for a nuclear reactor; Notion de fonction de transfert pour un reacteur nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dalfes, Abdi [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires. Departement d' Electronique Generale, Service d' Electronique des Reacteurs

    1966-07-01

    The solution to the correlation equations are expressed in terms of the eigenvalues and Eigen-matrices of the transport operator, for a subcritical zero power reactor. This allows to define, for each point of the reactor and for detectors detecting neutrons of given velocities, correlation and transfer functions driven by the same white-noise source. A precise meaning is also given to the importance operator, which is the adjoin of the transport operator. (author) [French] La solution des equations regissant les matrices de correlation est exprimee en fonction des valeurs et matrices propres de l'operateur de transport pour un reacteur sous-critique et de puissance nulle. Ceci permet de definir, en chaque point du reacteur et pour des detecteurs repondant a des neutrons de vitesse definie, des fonctions de correlation et de transfert dont les entrees sont attaquees par une meme source de bruit blanc. Le role joue par l'operateur importance, adjoint de l'operateur de transport, est aussi precise. (auteur)

  3. The physics design of EBR-II; Physique du reacteur EBR-II; Fizicheskij raschet ehksperimental'nogo reaktora - razmnozhitelya EVR-II; Aspectos fisicos del reactor EBR-II

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Loewenstein, W. B. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    ) [French] L'auteur presente les calculs du comportement d'EBR-II statique, dynamique et sous evolution a long terme de la reactivite ainsi que les resultats et l'analyse des experiences critiques seches faites sur EBR-II et en simulation sur ZPR-III. Il insiste particulieremen t sur les problemes de physique des reacteurs qui, dans l'elaboration du projet, suivent le choix du modele theorique et precedent la construction ou la mise en exploitation. L'auteur presente des analyses de la securite des reacteurs ainsi que diverses considerations sur l'evaluation des risques sous l'angle de leur influence sur le projet de reacteur. Il decrit la simulation d'EBR-II, a partir des renseignements fournis par le ZPR-III ainsi que les mesures critiques seches sur EBR-II. Ces experiences, leur analyse et les previsions des calculs servent de bases pour predire le comportement physique du reacteur. L'auteur approfondit quelque peu la validite intrinseque de l'application des donnees experimentales au fonctionnement du reacteur de puissance. Ceci comprend les donnees precises des dimensions du coeur et/ou de l'enrichissement de l'alliagne combustible, le choix convenable des valeurs de la reactivite prevues en exploitation et pendant l'arret, la determination des coefficients de reactivite a la temperature et a la puissance de fonctionnement, et la distribution precise de la puissance et du flux en fonction de la position dans l'ensemble du reacteur. L'auteur decrit le probleme de l'application des renseignements obtenus a partir d'une geometrie simple, ideale, analytique ou experimentale, a la geometrie reelle hexagonale du reacteur. Il compare le rendement nucleaire, y compris la surgeneration, du reacteur reel par rapport a celui du modele theorique. Il decrit la reactivite a long terme et le comportement energetique de la couche fertile du reacteur dans le cadre de l'etude du cyclage propose du combustible et de l'alliage fertile. L'auteur etudie les questions de securite considerant

  4. Prospects for the Use of Plutonium in Reactors; Prospective d'Utilisation du Plutonium dans les Reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fossoul, E.; Haubert, P. [BELGONUCLEAIRE (Belgium); Hirschberg, D.; Morlet, E. [International Business Machines of Belgium, Bruxelles (Belgium)

    1967-09-15

    The introduction, at an increasing rate, of power reactors using slightly enriched uranium will inevitably lead to the production of considerable quantities of plutonium over the next decade. Fast reactors will not be capable of absorbing this material before 1980. The question thus arises of whether one should store the plutonium far future use in fast reactors, recycle it in existing thermal reactors, or try to sell it. The problem has been studied for an electric power generating system that does not foresee selling the plutonium produced by its reactors and does not buy plutonium outside, which enables a good approximation to be made and eliminates the major unknown quantity represented by the future market price of plutonium. Assuming within this system a programme that provides for the construction of power reactors of a given type and capacity at specific dates, the utilization of the plutonium produced can be optimized by linear programming techniques so as to minimize the discounted total cost of the power generated over a given period. A later stage consists in optimizing, by various techniques, not only the utilization but also the production of plutonium by appropriate selection of the power reactor types to be constructed. (author) [French] L'implantation, a un rythme croissant, de centrales nucleaires a uranium legerement enrichi entrainera la production ineluctable d'une quantite importante de plutonium au cours de la prochaine decennie. Les reacteurs a neutrons rapides ne seront capables d'absorber cette production qu'apres 1980. La question se pose donc de savoir s'il est preferable de stocker le plutonium en vue de son utilisation ulterieure dans les reacteurs a neutrons rapides plutot que de le recycler dans les reacteurs actuels a neutrons thermiques ou d'essayer de le vendre. Ce probleme a ete etudie dans le cadre d'un systeme de production d'energie electrique qui ne prevoirait pas la vente du plutonium produit par ses reacteurs nucleaires ni

  5. Communication Received from Certain Member States Regarding Guidelines for Transfers of Nuclear-related Dual-use Equipment, Material, Software and Related Technology; Communication recue de certains Etats Membres concernant les directives applicables aux transferts d'equipements, de matieres et de logiciels a double usage dans le domaine nucleaire, ainsi que de technologies connexes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2010-09-09

    The Agency has received a Note Verbale from the Permanent Mission of Hungary, dated 14 June 2010, in which it requests that the Agency circulate to all Member States a letter of 7 May 2010 from the Chairman of the Nuclear Suppliers Group, Ambassador Ms. Gyorgyi Martin Zanathy, to the Director General, on behalf of the Governments of Argentina, Australia, Austria, Belarus, Belgium, Brazil, Bulgaria, Canada, China, Croatia, Cyprus, Czech Republic, Denmark, Estonia, Finland, France, Germany, Greece, Hungary, Iceland, Ireland, Italy, Japan, Kazakhstan, Republic of Korea, Latvia, Lithuania, Luxemburg, Malta, Netherlands, New Zealand, Norway, Poland, Portugal, Romania, Russian Federation, Slovakia, Slovenia, South Africa, Spain, Sweden, Switzerland, Turkey, Ukraine, the United Kingdom of Great Britain and Northern Ireland and the United States of America,1 providing further information on those Governments' Guidelines for Nuclear Transfers [French] L'Agence a recu une note verbale de la mission permanente de la Hongrie, en date du 14 juin 010, lui demandant de communiquer a tous les Etats Membres une lettre du 7 mai 2010 du president du Groupe des fournisseurs nucleaires, l'ambassadeur Gyorgyi Martin Zanathy, adressee au Directeur general au nom des gouvernements des Etats suivants : Afrique du Sud, Allemagne, Argentine, Australie, Autriche, Belarus, Belgique, Bresil, Bulgarie, Canada, Chine, Croatie, Chypre, Danemark, Espagne, Estonie, Etats-Unis d'Amerique, Federation de Russie, Finlande, France, Grece, Hongrie, Irlande, Islande, Italie, Japon, Kazakhstan, Lettonie, Lituanie, Luxembourg, Malte, Norvege, Nouvelle-Zelande, Pays-Bas, Pologne, Portugal, Republique de Coree, Republique tcheque, Roumanie, Royaume-Uni de Grande-Bretagne et d'Irlande du Nord, Slovaquie, Slovenie, Suede, Suisse, Turquie et Ukraine1. Cette lettre apporte des informations supplementaires sur les Directives de ces gouvernements applicables aux transferts nucleaires.

  6. Monte Carlo simulations for thermodynamical properties calculations of plasmas at thermodynamical equilibrium. Applications to opacity and equation of state calculations; Apport d'un code de simulation Monte Carlo pour l'etude des proprietes thermodynamiques d'un plasma a l'equilibre et application au calcul de l'elargissement des profils de raies ioniques emises dans les plasmas denses, aux opacites spectrales et aux equations d'etat de systemes fluides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gilles, D

    2005-07-01

    This report is devoted to illustrate the power of a Monte Carlo (MC) simulation code to study the thermodynamical properties of a plasma, composed of classical point particles at thermodynamical equilibrium. Such simulations can help us to manage successfully the challenge of taking into account 'exactly' all classical correlations between particles due to density effects, unlike analytical or semi-analytical approaches, often restricted to low dense plasmas. MC simulations results allow to cover, for laser or astrophysical applications, a wide range of thermodynamical conditions from more dense (and correlated) to less dense ones (where potentials are long ranged type). Therefore Yukawa potentials, with a Thomas-Fermi temperature- and density-dependent screening length, are used to describe the effective ion-ion potentials. In this report we present two MC codes ('PDE' and 'PUCE') and applications performed with these codes in different fields (spectroscopy, opacity, equation of state). Some examples of them are discussed and illustrated at the end of the report. (author)

  7. Study of problems arising from the use of thermal neutron detectors in a pulsed regime. Application to the development of a digital transferometer adapted to receive signals from these detectors; Etude des problemes poses par l'utilisation des detecteurs de neutrons thermiques fonctionnant en regime impulsionnel. Application a la realisation d'un transferometre numerique adapte aux signaux fournis par ces detecteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Le Tilly, Y [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1966-12-01

    The instantaneous value of the counting rate of the pulses given by a fission detector settled in a reactor follows the neutron flux, but it is shown that the counter adds a white noise to the measured signal. This report deals with some possibilities of on line numerical handling afforded by this kind of signals. One considers first the influence of a by N numerical divider and one shows that, acting like a quantifier, it adds to the signal a white noise with the power N{sup 2}/{sub 12}. One, studies afterwards the principle of a digital filter aimed to Fourier analyse the signal. The realization of this device is described. It can be used in transfer function measurements at frequencies below 125 kHz. Some examples of experiments performed with this apparatus are presented. One discusses finally the design, according to the same principle, of a power spectral density analyser in the frequency range 0,01 - 10 000 Hz for random signal of the same kind. (author) [French] La valeur instantanee de la frequence de recurrence des impulsions issues d'un detecteur a fission place dans un reacteur est proportionnelle au flux neutronique. Apres avoir montre que le detecteur ajoute un bruit blanc au signal mesure, on etudie clans ce rapport certaines possibilites de traitement numerique en temps reel offertes par ce type de signaux. On examine d'abord l'influence d'un diviseur numerique par N, et l'on montre que son action, semblable a une quantification, ajoute au signal un bruit blanc de puissance N{sup 2}/{sub 12}. On, etudie ensuite le principe d'un filtre numerique destine a effectuer l'analyse de Fourier du signal, et l'on decrit la realisation de cet appareil qui peut etre utilise pour mesurer des fonctions de transfert a une frequence quelconque inferieure a 10 kHz. Des exemples de mesures faites avec cet appareil sont presentes. On discute enfin la possibilite de realiser suivant le meme principe un analyseur de densite spectrale dans la bande de frequence 0,01 Hz

  8. Safeguards Implementation Guide for States with Small Quantities Protocols (French Edition); Guide d'application des garanties pour les Etats ayant des protocoles relatifs aux petites quantites de matieres

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2013-10-15

    The International Atomic Energy Agency (IAEA) works to enhance the contribution of nuclear energy for peace and prosperity around the world, while helping to ensure that nuclear material is not diverted to nuclear weapons or other nuclear explosive devices. In implementing safeguards, the IAEA plays an instrumental independent verification role, providing credible assurances that States' safeguards commitments are being respected. Most of the world's non-nuclear-weapon States (NNWSs) have concluded comprehensive safeguards agreements (CSAs) with the IAEA, pursuant to the Treaty on the Non- Proliferation of Nuclear Weapons (NPT). The IAEA and States are required to cooperate in the implementation of such agreements. Effective cooperation demonstrates a State's commitment to the peaceful use of nuclear energy and furthers the State's national interests by reducing the risk of unauthorized use of nuclear material. Over 100 NNWSs party to the NPT have very limited quantities of nuclear material and have concluded protocols to their CSAs which hold in abeyance many procedures in Part II of a CSA. These protocols are referred to as 'small quantities protocols' or 'SQPs' and remain in effect as long as the State meets certain eligibility criteria. The purpose of an SQP is to reduce the burden of safeguards implementation for States with little or no nuclear activities, while retaining the integrity of the safeguards system. States with SQPs have very important obligations they must fulfil under their CSAs. In 1997, as part of the IAEA's efforts to strengthen its safeguards system, the Model Additional Protocol to the Agreement(s) between State(s) and the International Atomic Energy Agency for the Application of Safeguards was developed to provide the IAEA with broader access to information and locations, thus significantly increasing the IAEA's ability to provide assurance of the absence of undeclared nuclear material and activities in States. Many States with SQPs have

  9. Appui aux transitions dans le monde arabe | IDRC - International ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    étudieront l'évolution du rôle de l'État face aux enjeux économiques et sociaux; - appuieront les ... ARI Centre pour une initiative arabe de réforme. Institution Country. France ... New funding opportunity for gender equality and climate change.

  10. Adaptation aux changements climatiques dans le bassin versant de ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    ... hydrologiques et agronomiques, les chercheurs étudieront l'évolution de la ... de coopération scientifique et technologique en appui aux projets de recherche ... de l'Institut d'étude du développement international de l'Université McGill.

  11. Recherche sur l'adaptation aux changements climatiques

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Corey Piccioni

    consortiums travaillent dans des zones vulnérables aux changements climatiques en Afrique et en Asie, notamment dans les bassins hydrographiques alimentés .... Le projet de recherche Pathways to Resilience in Semi-Arid Economies (PRISE) vise à réduire les risques et à opti- miser les possibilités de développement ...

  12. Inobservance therapeutique aux anti-retroviraux chez les personnes ...

    African Journals Online (AJOL)

    Buts : Rechercher les facteurs psychologiques ou psychosociaux responsables de l'inobservance thérapeutique (IBT) aux antiretroviraux (ARV) Méthodologie : Il s'agit d'une étude transversale sur 06 mois (mai - octobre 2008) menée au centre de promotion sociale à Lomé chez les personnes vivant avec le VIH (PVVIH) ...

  13. AUX: a scripting language for auditory signal processing and software packages for psychoacoustic experiments and education.

    Science.gov (United States)

    Kwon, Bomjun J

    2012-06-01

    This article introduces AUX (AUditory syntaX), a scripting syntax specifically designed to describe auditory signals and processing, to the members of the behavioral research community. The syntax is based on descriptive function names and intuitive operators suitable for researchers and students without substantial training in programming, who wish to generate and examine sound signals using a written script. In this article, the essence of AUX is discussed and practical examples of AUX scripts specifying various signals are illustrated. Additionally, two accompanying Windows-based programs and development libraries are described. AUX Viewer is a program that generates, visualizes, and plays sounds specified in AUX. AUX Viewer can also be used for class demonstrations or presentations. Another program, Psycon, allows a wide range of sound signals to be used as stimuli in common psychophysical testing paradigms, such as the adaptive procedure, the method of constant stimuli, and the method of adjustment. AUX Library is also provided, so that researchers can develop their own programs utilizing AUX. The philosophical basis of AUX is to separate signal generation from the user interface needed for experiments. AUX scripts are portable and reusable; they can be shared by other researchers, regardless of differences in actual AUX-based programs, and reused for future experiments. In short, the use of AUX can be potentially beneficial to all members of the research community-both those with programming backgrounds and those without.

  14. From chemical mapping to pressure temperature deformation micro-cartography: mineralogical evolution and mass transport in thermo-mechanic disequilibrium systems: application to meta-pelites and confinement nuclear waste materials; De l'imagerie chimique a la micro-cartographie Pression-Temperature-Deformation: evolution mineralogique et transport de matiere dans des systemes en desequilibre thermomecanique. Applications aux metapelites et aux materiaux de stockage de dechets radioactifs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Andrade, V. de

    2006-03-15

    The mineralogical composition of metamorphic rocks or industrial materials evolves when they are submitted to thermomechanical disequilibria, i.e. a spatial or temporal pressure and temperature evolution, or chemical disequilibria as variations in redox conditions, pH... For example, during low temperature metamorphic processes, rocks re-equilibrate only partially, and thus record locally thermodynamic equilibria increasing so the spatial chemical heterogeneities. Understanding the P-T evolution of such systems and deciphering modalities of their mineralogical transformation imply to recognize and characterize the size of these local 'paleo-equilibria', and so to have a spatial chemical information at least in 2 dimensions. In order to get this information, microprobe X-ray fluorescence maps have been used. Computer codes have been developed with Matlab to quantify these maps in view of thermo-barometric estimations. In this way, P-T maps of mineral crystallisation were produced using the multi-equilibria thermodynamic technique. Applications on two meta-pelites from the Sambagawa blue-schist belt (Japan) and from the Caledonian eclogitic zone in Spitsbergen, show that quantitative chemical maps are a powerful tool to retrieve the metamorphic history of rocks. From these chemical maps have been derived maps of P-T-time-redox-deformation that allow to characterize P-T conditions of minerals formation, and so, the P-T path of the sample, the oxidation state of iron in the chlorite phase. As a result, we underline the relation between deformation and crystallisation, and propose a relative chronology of minerals crystallisation and deformations. The Fe{sup 3+} content map in chlorite calculated by thermodynamic has also been validated by a {mu}-XANES mapping at the iron K-edge measured at the ESRF (ID24) using an innovative method. Another application relates to an experimental study of clay materials, main components of an analogical model of a nuclear

  15. Fundamental study of ionization and dissociation processes caused by electron impact in aromatic molecules; application of the quasi-equilibrium theory to phenanthrene and to methylphenanthrenes; Etudes fondamentales des processus d'ionisation et de dissociation des molecules aromatiques par impact electronique et application de la theorie du quasi-equilibre au phenanthrene et aux methyl-phenanthrenes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nounou, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1969-07-01

    The quasi-equilibrium theory has been applied only to the family of long chain aliphatic hydrocarbons. We have tried to extend it to phenanthrene and methyl-phenanthrenes molecules, i.e. to aromatic molecules possessing a great number of degrees of freedom. In a first part, we have attempted to give a method of interpretation of the ionization and dissociation processes of the phenanthrenic molecules. These preliminary experimental studies of the behaviour under electron impact of the compounds provide us a great wealth of information about important structural transformations of the molecular and fragment ions, and also about auto-ionization and excitation processes of the studied molecules. The experimental study of the metastable peaks has then confirmed the validity of the preceding dissociation processes, while it gave with more accuracy some thermodynamical values in connection with decomposition reactions. The three studies of the ionization, then dissociation processes and of the metastable peaks, represent the three phases of a general method of interpretation of the fragmentation in mass spectrometry. In order to give this method a theoretical basis, we have carried out the molecular diagrams of each of the studied, compounds, showing by this way the aid of Quantum Mechanics to the study of excited and ionic states. In a second part, we have carried out the mass spectra of the phenanthrene and methyl-phenanthrenes molecules by means of the rate constants expression given by ROSENSTOCK. We have proposed new methods of calculation of the frequency factors, for the aliphatic molecules as well as the aromatic ones. If the rather good agreement observed between the experimental and calculated results cannot be surely attributed to the validity of the theory, however it out-lines the interest presented by the application of this theory to large aromatic molecules. Furthermore, the results at which we arrived provide us with interesting information about the

  16. Safety Training: Sensibilisation aux gestes et postures de travail

    CERN Multimedia

    Laetitia Laddada

    2004-01-01

    If you wish to participate in one of the following courses, please discuss with your supervisor and apply electronically directly from the course description pages that can be found on the Web at: http://www.cern.ch/Training/ or fill in an 'application for training' form available from your Divisional Secretariat or from your DTO (Divisional Training Officer). Applications will be accepted in the order of their receipt. Nous vous proposons un nouveau cours de sécurité lié aux manutentions manuelles (durée 1 jour) : Sensibilisation aux gestes et postures de travail. Si vous êtes amené à manipuler régulièrement des charges lourdes ou volumineuses, cette formation peut vous aider à prévenir les lésions musculaires ou dorsales. A l'issue de cette formation, vous serez capable d'adopter et d'appliquer les principes de base de sécurité physique et d'économie d'efforts dans les manipulations...

  17. Modélisation du procédé de soudage hybride Arc / Laser par une approche level set application aux toles d'aciers de fortes épaisseurs A level-set approach for the modelling of hybrid arc/laser welding process application for high thickness steel sheets joining

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Desmaison Olivier

    2013-11-01

    Full Text Available Le procédé de soudage hybride Arc/Laser est une solution aux assemblages difficiles de tôles de fortes épaisseurs. Ce procédé innovant associe deux sources de chaleur : un arc électrique produit par une torche MIG et une source laser placée en amont. Ce couplage améliore le rendement du procédé, la qualité du cordon et les déformations finales. La modélisation de ce procédé par une approche Level Set permet une prédiction du développement du cordon et du champ de température associé. La simulation du soudage multi-passes d'une nuance d'acier 18MnNiMo5 est présentée ici et les résultats sont comparés aux observations expérimentales. The hybrid arc/laser welding process has been developed in order to overcome the difficulties encountered for joining high thickness steel sheets. This innovative process gathers two heat sources: an arc source developed by a MIG torch and a pre-located laser source. This coupling improves the efficiency of the process, the weld bead quality and the final deformations. The Level-Set approach for the modelling of this process enables the prediction of the weld bead development and the temperature field evolution. The simulation of the multi-passes welding of a 18MnNiMo5 steel grade is detailed and the results are compared to the experimental observations.

  18. Interaction fluide-structure souple et legere, application aux voiliers

    OpenAIRE

    Durand , Mathieu

    2012-01-01

    This thesis, devoted to simulations of sailboat sail, was initiated by K-Epsilon, acompany specialized in numerical computations for naval hydrodynamics, IRENav, the Frenchnaval academy laboratory and LHEEA from Ecole Centrale Nantes. In this context a finiteelement program was developed dedicated to computing sail membranes and sailboat structures.The program was coupled with an inviscid fluid solver. A more detailed modeling of the flow andinteraction was realized by implementing a coupling...

  19. Methodes de provision technique et applications aux donnees ...

    African Journals Online (AJOL)

    assurance. Un bref résumé des différentes méthodes a été donné ainsi que les hypothèses des modèles. Une étude plus approfondie montre des limites de ces méthodes dans l'approche actuelle dans le choix d'un Tail Factor. En effet, les valeurs ...

  20. Conditions de contrat applicables aux travaux de construction

    CERN Document Server

    1999-01-01

    Conditions of Contract for Construction, which are recommended for building or engineering works designed by the Employer or by his representative, the Engineer. Under the usual arrangements for this type of contract, the Contractor constructs the works in accordance with a design provided by the Employer. However, the works may include some elements of Contractor-designed civil, mechanical, electrical and/or construction works.

  1. Storage of plugs and experimental devices from reactors; Stockage des bouchons et dispositifs experimentaux en provenance des reacteurs (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cerre, P; Mestre, E [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-07-01

    - Within the general programme of storage and treatment of radioactive waste produced by the various operations carried out in an atomic center, it is useful to consider separately the problem of certain waste from reactors, which, because of its size and physical nature, has to be stored with a view to being later treated and finally evacuated. The solution which we propose for this storage problem is presented in this paper. (authors) [French] - Dans le cadre du stockage et du conditionnement des dechets radioactifs provenant des diverses manipulations effectuees dans un centre atomique, il y a lieu de considerer a part certains dechets des reacteurs qui, par leur dimension et leur nature physique doivent etre stockes en vue de leur reprise ulterieure pour un conditionnement et une evacuation definitifs. La solution que nous avons apportee a ce stockage fait l'objet de l'expose qui suit. (auteurs)

  2. Description of the french graphite reactor and of the experiments performed in 1956; Presentation du premier reacteur a graphite francais et des experiences effectuees en 1956

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bussac, J; Leduc, C; Zaleski, C P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    This paper is an introduction to the experiments performed on the G1 reactor, experiments fully described in the papers following (670 'B to P'). The main results are given together with some comments. The neutronic parameters of the core, a description of the most important structures, and a few words of the tests leading to normal operation of the reactor under load complete our survey. (author) [French] Ce rapport presente les experiences qui furent faites sur le reacteur G1 et dont la description en detail fait l'objet des rapports suivants (670 'B a P'). Les principaux resultats sont fournis ici et commentes. On trouvera en outre les caracteristiques neutroniques du coeur actif de la pile, une description des principales installations et une mention des essais qui ont conduit au fonctionnement normal du reacteur en puissance. (auteur)

  3. Reactor Physics Development for Advanced Gas-Cooled Reactors; Recherches en Physique des Reacteurs, pour des Reacteurs Perfectionnes Refroidis par un Gaz; Razrabotka metodov v oblasti reaktornoj fiziki dlya usovershenstvovannogo reaktora s gazovym okhlazhdeniem; Progresos de la Fisica de los Reactores de Tipo Avanzado Refrigerados por Gas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Moore, J. [United Kingdom Atomic Energy Authority (United Kingdom)

    1964-04-15

    effects in APEX, HERO and AGR and for determining fine structure data and power distribution in the complex fuel assemblies are of particular interest. Current and future theoretical work is concentrated primarily on development of an alternative method to hetrecontrol and FTD2 for dealing with reactor cores after considerable burn-up of the fuel. The experimental programme on HERO is designed to test these methods with complex cores including plutonium bearing fuel. Additional information on the effect of plutonium will be derived from operation of AGR and physics measurements on fuel after irradiation. (author) [French] Le memoire relate les recherches experimentales et theoriques auxquelles on a procede lois de l'etude, de la realisation et de la mise en service du reacteur perfectionne refroidi par un gaz (AGR) de Windscale et, d'une facon generale, pour la mise au point d'un filiere de ce type en vue de la production d'energie electrique industrielle. Il decrit l'important volume de travail qui a ete necessaire en vue d'elaborer les methodes theoriques voulues pour calculer: a) la repartition du flux et l'equilibre de la reactivite dans un coeur complexe; b) la repartition de la puissance dans des geometries de combustible complexes-, c) les effets de l'irradiation sur le cycle du combustible et la repartition de la puissance. A titre d'introduction, le memoire resume la documentation experimentale et les methodes theoriques qui sont le resultat des recherches sur la filiere a uranium gaine de magnox et decrit la documentation experimentale obtenue par le programme commun des industries britanniques (BICEP); toutes ces donnees ont servi de point de depart pour l'elaboration de methodes theoriques applicables a l'AGR. On s'est servi de l'ensemble critique APEX et du reacteur HERO de puissance zero avec des configurations de reseau regulieres et diverses combinaisons de perturbateurs (notamment des barres de commande) pour calculer les parametres de reseau de l'AGR et

  4. Sensibilisation aux gestes et postures de travail - French version only

    CERN Multimedia

    2004-01-01

    Nous vous proposons un nouveau cours de sécurité lié aux manutentions manuelles (durée 1 jour) : Sensibilisation aux gestes et postures de travail. Si vous êtes amené à manipuler régulièrement des charges lourdes ou volumineuses, cette formation peut vous aider à prévenir les lésions musculaires ou dorsales. A l'issue de cette formation, vous serez capable d'adopter et d'appliquer les principes de base de sécurité physique et d'économie d'efforts dans les manipulations d'objets. Les cours sont pris en charge par la Commission de Sécurité. L'inscription EDH est obligatoire. Pour plus d'information, veuillez consulter les pages Formation & Développement (Groupe Sécurité)

  5. La recherche-action participative facilite l'adaptation aux ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Ces travaux comprenaient un riche portefeuille de recherches sur l'adaptation aux changements climatiques dans le secteur de l'agriculture. La méthodologie privilégiée dans le cadre du programme, la recherche-action participative, s'est avérée fructueuse et a permis de mettre au point et de déployer des solutions ...

  6. Accroissement du recours aux politiques fiscales dans la lutte ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Incidence de la hausse des taxes sur le tabac et du prix des produits du tabac en Ukraine, en Russie et au Bélarus. La recherche destinée aux responsables des politiques de l'Ukraine, de la Russie et du Bélarus mettra en évidence la façon dont les mesures de taxation des produits du tabac peuvent contribuer.

  7. Foire aux questions: Bourse de recherche 2018 du CRDI | CRDI ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Vous remarquerez que d'importantes modifications ont été apportées aux critères d'admissibilité dans les deux dernières années. 2) Je suis étudiant à la maîtrise. Suis-je admissible à une bourse de recherche ? En principe oui. Toutefois, il est important de lire les spécifications du programme qui vous intéresse, car les ...

  8. Aspects Phenotypiques De La Resistance Aux Β- Lactamines Des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Conclusion: L'identification des phénotypes de résistance de P.aeruginosa par la technique d'antibiogramme en milieu gélosé constitue une alternative pour les laboratoires de bactériologie médicale dans les pays aux ressources limitées comme le Togo, où les techniques de biologie moléculaire ne sont pas disponibles ...

  9. Adaptation aux changements climatiques des bassins versants en ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Les résultats de recherche seront diffusés dans des publications scientifiques à comité de lecture, dans le cadre d'une interaction critique avec la sphère des politiques, ainsi qu'à l'occasion d'un institut d'été destiné aux chercheurs et ... The Trustees of Ashoka Trust for Research in Ecology and the Environment (ATREE).

  10. CRDI foire aux questions | CRDI - Centre de recherches pour le ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    1. Quels sont les éléments importants à mentionner dans ma demande d'emploi ? Il importe de démontrer, au moyen d'exemples concrets, de quelle façon vos qualifications correspondent aux exigences du poste en ce qui concerne les études, l'expérience et la langue. 2. Comment saurai-je si ma demande d'emploi a bel ...

  11. Aquaculture intérieure et adaptation aux changements climatiques ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Ce projet porte sur l'élevage du tilapia dans de petits étangs fermiers ou des cages flottantes dans les rivières et les réservoirs du nord de la Thaïlande. Les chercheurs exploreront des façons d'adapter les pratiques aquacoles aux changements climatiques et analyseront la valeur de l'aquaculture comme stratégie ...

  12. Adapter l'information climatique aux besoins des utilisateurs | IDRC ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    29 mars 2011 ... Cet exposé politique résume les leçons tirées du forum d'apprentissage du programme ACCA entitulé " Faciliter l'accès aux prévisions météorologiques saisonnières et savoir mieux les exploiter" qui a pris lieux à Nairobi, Kenya en mars 1010.

  13. Neutron flux determinations in the reactors G2 and G3 during operation; Releves du flux neutronique dans les reacteurs G2 et G3 en puissance

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boulinier, C; Faurot, P; Sagot, M; Teste du Bailler, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-07-01

    After demonstrating the sensitivity of the distribution of power in a production reactor to a deformation caused by dissymmetries of reactivity in the reactor, the authors describe the method of neutron flux determination devised for the reactors G2 and G3 under working conditions; the detector used is a tungsten or nickel wire, the {gamma} activity of which is measured with an ionisation chamber. Several flux determinations are given as examples to illustrate the sensitivity of the method. (author) [French] Apres avoir mis en evidence la sensibilite de la repartition de la puissance dans un reacteur de production a une deformation provoquee par de faibles dissymetries de reactivite dans le reacteur, les auteurs decrivent la methode de releve du flux neutronique mise au point pour les reacteurs G2 et G3 en puissance; le detecteur utilise est un fil de tungstene ou de nickel dont l'activite {gamma} est mesuree a l'aide d'une chambre d'ionisation. Quelques releves de flux illustrant la sensibilite de la methode sont donnes a titre d'exemple. (auteur)

  14. Caractérisation rhéologique et modélisation structurelle des systèmes argile-polymère. Application aux fluides de forage Rheometry and Structural Modelling of Clay-Polymer Systems. Application to Drilling Fluids

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Cartalos U.

    2006-12-01

    Full Text Available Le comportement rhéologique des systèmes argile-polymère couramment utilisés dans les formulations des fluides de forage est examiné dans cet article. Un protocole d'essai adapté à leur nature thixotrope qui permet d'effectuer des mesures reproductibles est mis au point. Les propriétés intrinsèques du matériau sont ainsi déterminées sur toute la gamme de sollicitations : du comportement solide aux faibles déformations au comportement fluide aux taux de déformations intenses. Il est montré que ces systèmes sont caractérisés par des temps de restructuration longs, par des rhéogrammes en régime permanent présentant un minimum de contrainte et par des dépassements importants de la contrainte lors des essais transitoires. Ces effets peuvent être complètement masqués par des procédures d'essai préconisés par les normes en vigueur dans le forage. Une loi de comportement structurelle récente qui relie les propriétés thixotropes et viscoélastiques du matériau aux mécanismes de création et de rupture des flocs peut reproduire l'ensemble des phénomènes observés. Sa capacité de décrire le changement de structure au sein du fluide sous écoulement ou au repos et les variations associées de la contrainte permet d'envisager une meilleure modélisation de l'hydraulique du forage. The rheological behaviour of clay-polymer systems that are currently used in the formulation of drilling fluids was studied. A specific experimental procedure was used to account for thixotropic effects and obtain, thus, reproducible results. In this way it was possible to determine intrinsic properties in the whole range, from solid behaviour below the yield stress to liquid behaviour at very high shear. These systems are shown to be characterised by very long time scales of structure recovery, by the existence of a minimum shear stress in the steady state flow curve and by important stress overshoots in transient flows. These effects can be

  15. Rational Formulation of Alternative Fuels using QSPR Methods: Application to Jet Fuels Développement d’un outil d’aide à la formulation des carburants alternatifs utilisant des méthodes QSPR (Quantitative Structure Property Relationship: application aux carburéacteurs

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Saldana D.A.

    2013-06-01

    éveloppement et l’application de méthodes QSPR (Quantitative Structure Property Relationship permettant de relier la structure aux propriétés d’une molécule. Les produits étudiés sont les hydrocarbures (normal et iso-paraffines, naphtènes, aromatiques, etc. et les oxygénés du type alcools et esters. Les propriétés ciblées sont celles figurant dans les spécifications carburants telles que le point d’éclair, l’indice de cétane, la masse volumique et la viscosité. Les modèles prédictifs des propriétés des corps purs ont été établis à partir de données expérimentales de référence provenant en grande partie de la littérature. L’utilité de tels modèles dans la sélection de composés d’intérêt peut être montrée par exemple pour trouver le meilleur compromis pour satisfaire les critères de tenue à froid et de masse volumique des paraffines. Ainsi, si la chaîne carbonée est trop longue alors le critère de tenue à froid risque de ne pas être satisfait. Il est alors nécessaire de favoriser la ramification ou d’ajouter des bases ayant une bonne tenue à froid comme certains naphtènes ou monoaromatiques alkylés. Cependant, cela entraîne bien souvent une masse volumique trop basse par rapport à la spécification. Là encore l’ajout de naphtènes ou de monoaromatiques alkylés issus de la biomasse peut être intéressant.

  16. Study of the retention of fission products by a few common minerals. Application to the treatment of medium activity effluents (1962); Etude de la retention des produits de fission par quelques mineraux usuels. Application aux traitements d'effluents de moyenne activite specifique (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Auchapt, J M [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre de Production de Plutonium, Marcoule (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1962-07-01

    The conditions in which strontium is fixed on calcite (the object of the Geneva report P/395 - USA - 1958) are more closely studied and the work is extended to five fission products present in the effluents, and to 17 common rocks and minerals. Although as it turns out this fixation is not suitable as a method of treating the S.T.E. effluents (i.e. those from the Effluent Treatment plant at Marcoule), the study shows that all the crystals considered are strongly contaminated by simple contact with the effluents. (author) [French] Les conditions de fixation du strontium sur la calcite (objet du rapport de Geneve P/395 - USA - 1958) sont approfondies et l'etude est etendue aux cinq produits de fission presents dans les effluents et a 17 roches et minerais courants. Bien qu'en definitive cette fixation se revele inutilisable comme procede de traitement d'effluents S.T.E. (Station de Traitement des Effluents, Marcoule), l'etude montre que tous les cristaux consideres se contaminent fortement par simple contact avec les effluents. (auteur)

  17. Preliminary studies leading to a conceptual design of a 1000 MWe fast neutron reactor; Etudes preliminaires conduisant a un concept de reacteur a neutrons rapides de 1000 MWe

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vendryes, G.; Zaleski, C.P. [Association Euratom-CEA Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    This report presents the results of studies which seemed important to undertake in connexion with the development of fast neutron reactors. - It points out the advantage of high internal breeding ratios ({approx}1, 1) which are necessary in order to get a small change in time both in power distribution and reactivity (less: than 0.005 {delta}k/k in 18 months). - It shows how to achieve this goal, when simultaneously power distribution flattening is obtained. These results in a higher mean specific power (which is an economic gain) and therefore in a smaller doubling time (about 10 years). - It attempts to find criteria concerning the specific power that should be used in future reactor designs -It presents a conceptional design of a 1000 MWe fast neutron reactor, for the realisation of which no technological impossibility appears. - It shows that the dynamic behaviour seems satisfactory despite a positive total isothermal sodium coefficient. - It tries to predict the development of fast reactors within the future total nuclear program. It does not appear that fissile materials supply problems should in France slow down the development of fast neutron reactors, which will be essentially tied up to its economical ability to produce cheap electric power. (authors) [French] Ce rapport presente les etudes qu'il nous a paru important d'aborder dans le cadre du developpement des reacteurs a neutrons rapides. - Il met en evidence l'interet des taux de regeneration internes eleves ({approx}1, 1) pour obtenir une bonne evolution dans le temps de la distribution de puissance et de la reactivite (moins de 0,005 {delta}k/k pour 18 mois). - Il montre la possibilite d'y parvenir tout en applatissant la distribution des fissions, ce qui se traduit par une puissance specifique moyenne plus elevee (gain economique), et donc un temps de doublement plus faible de l'ordte de 10 ans - Il tente de definir un optimum de la puissance specifique valable pour les

  18. Preliminary studies leading to a conceptual design of a 1000 MWe fast neutron reactor; Etudes preliminaires conduisant a un concept de reacteur a neutrons rapides de 1000 MWe

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vendryes, G; Zaleski, C P [Association Euratom-CEA Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    This report presents the results of studies which seemed important to undertake in connexion with the development of fast neutron reactors. - It points out the advantage of high internal breeding ratios ({approx}1, 1) which are necessary in order to get a small change in time both in power distribution and reactivity (less: than 0.005 {delta}k/k in 18 months). - It shows how to achieve this goal, when simultaneously power distribution flattening is obtained. These results in a higher mean specific power (which is an economic gain) and therefore in a smaller doubling time (about 10 years). - It attempts to find criteria concerning the specific power that should be used in future reactor designs -It presents a conceptional design of a 1000 MWe fast neutron reactor, for the realisation of which no technological impossibility appears. - It shows that the dynamic behaviour seems satisfactory despite a positive total isothermal sodium coefficient. - It tries to predict the development of fast reactors within the future total nuclear program. It does not appear that fissile materials supply problems should in France slow down the development of fast neutron reactors, which will be essentially tied up to its economical ability to produce cheap electric power. (authors) [French] Ce rapport presente les etudes qu'il nous a paru important d'aborder dans le cadre du developpement des reacteurs a neutrons rapides. - Il met en evidence l'interet des taux de regeneration internes eleves ({approx}1, 1) pour obtenir une bonne evolution dans le temps de la distribution de puissance et de la reactivite (moins de 0,005 {delta}k/k pour 18 mois). - Il montre la possibilite d'y parvenir tout en applatissant la distribution des fissions, ce qui se traduit par une puissance specifique moyenne plus elevee (gain economique), et donc un temps de doublement plus faible de l'ordte de 10 ans - Il tente de definir un optimum de la puissance specifique valable pour les projets de reacteurs futurs

  19. Integral physics data for fast-reactor design; Donnees de physique integrale intervenant dans les etudes de reacteur a neutrons rapides; Integral'nye fizicheskie dannye dlya raschetov reaktorov na bystrykh nejtronakh; Datos fisicos integrales para el diseno de reactores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Loewenstein, W B; Meneghetti, D [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    examinent ces donnees et decrivent leurs domaines d'application. Ils montrent que dans certaines analyses de spectre et d'etat critique, les resultats experimentaux et analytiques sont limites. Ils font des suggestions sur l'orientation des recherches experimentales et analytiques a venir. Elles combleraient le fosse entre la theorie et l'experience qui existe dans les systemes 'connus'. Ces propositions comprennent egalement des suggestions en vue de 'consolider' la physique de modeles theoriques de grands reacteurs surgenerateurs a neutrons rapides. (author) [Spanish] La preparacion del capitulo dedicado a la fisica de los reactores rapidos, en la segunda edicion de la publicacion 'Reactor Physics Constants' que aparecera en breve, exigio la recopilacion de los datos disponibles sobre experimentos integrales. La eleccion de los datos integrales de fisica de los reactores rapidos que se ha de incluir en esa seccion se baso en los dos criterios siguientes: a) que los datos provengan de sistemas relativamente simples que se presten para un analisis teorico sencillo; y b) que se trate de sistemas complejos que representan prototipos o maquetas que ofrecen interes general para el estudio de los reactores de potencia rapidos. Se fijo el primer criterio con la intencion de registrar los datos integrales de aquellos sistemas que tienen una utilidad mas general en la verificacion de los parametros y los procedimientos de calculo de las secciones eficaces. El segundo criterio se basa en la presentacion de los datos corrientes sobre sistemas reales de reactores de potencia reproductores rapidos. Estos son demasiado complicados para permitir un analisis teorico sencillo. Constituyen una demostracion de la complejidad del reactor real si se compara con la instalacion critica de experimentacio n mas esquematica y mas facil de analizar. Los datos fisicos integrales que intrevienen en el diseno de reactores constituyen el resultado de mediciones efectuadas en conjuntos criticos o

  20. Foire aux questions: Bourse de recherche 2017 du CRDI | CRDI ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    1) Si l'on décide de m'attribuer une bourse de recherche, aurai-je besoin d'un permis de travail ? Veuillez lire les détails sur ce sujet sous la rubrique Admissibilité à la page Web de l'appel. Vous remarquerez que d'importantes modifications ont été apportées aux critères d'admissibilité cette année. 2) Je suis étudiant à la ...

  1. Some physics aspects of cermet and ceramic fast systems; Quelques aspects de la physique des reacteurs a neutrons rapides utilisant des cermets et des ceramiques comme combustibles; Nekotorye fizicheskie aspekty kermetnykh i keramicheskikh sistem na bystrykh nejtronakh; Algunos aspectos fisicos de los sistemas rapidos a base de combustibles cermet y ceramicos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Codd, J; James, M F; Mann, J E [United Kingdom Atomic Energy Authority, Reactor Group (United Kingdom)

    1962-03-15

    The characteristics of a system using an iron-based oxide cermet as fuel material are discussed. A transport theory investigation to develop methods of predicting the effect of core heterogeneity on reactivity and flux distribution is described. Some preliminary calculations are also given of resonance self-shielding and Doppler temperature effects in a cermet system. (author) [French] Les auteurs etudient les caracteristique s d'un reacteur utilisant comme combustible un cermet d'oxydes a armature de fer. Ils exposent une application de la theorie du transport a la mise au point des methodes permettant de prevoir l'effet de l'heterogeneite du coeur sur la reactivite et sur la distribution du flux. Ils donnent egalement quelques calculs preliminaires d'effets d'autoprotection due a la resonance et d'effet Doppler du a la chaleur dans un reacteur utilisant un cermet. (author) [Spanish] La memoria discute las caracteristicas de un sistema que emplea como combustible un oxido tipo cermet a base de hierro. Describe una investigacion de la teoria de transporte con miras a desarrollar metodos para evaluar el efecto de la heterogeneidad del cuerpo sobre la reactividad y la distribucion de flujo. Tambien da algunos calculos preliminares de los efectos del autoblindaje por resonancia y de la temperatura de Doppler en un sistema de tipo cermet. (author) [Russian] Obsuzhdayutsya kharakteristiki sistemy, ispol'zuyushchej v kachestve toplivnogo materiala oksidnye kermety, razrabotannye na osnove zheleza. Opisyvaetsya issledovanie teorii perenosa, chtoby razvit' metody predskazaniya vliyaniya geterogennosti aktivnoj zony na reaktivnost' i raspredelenie potoka. Dayutsya takzhe nekotorye predvaritel'nye raschety ehffektov rezonansnoj samozashchity i temperaturnogo ehffekta Dopplera v kermetnoj sisteme. (author)

  2. Localized Iron Supply Triggers Lateral Root Elongation in Arabidopsis by Altering the AUX1-Mediated Auxin Distribution[C][W][OA

    Science.gov (United States)

    Giehl, Ricardo F.H.; Lima, Joni E.; von Wirén, Nicolaus

    2012-01-01

    Root system architecture depends on nutrient availability, which shapes primary and lateral root development in a nutrient-specific manner. To better understand how nutrient signals are integrated into root developmental programs, we investigated the morphological response of Arabidopsis thaliana roots to iron (Fe). Relative to a homogeneous supply, localized Fe supply in horizontally separated agar plates doubled lateral root length without having a differential effect on lateral root number. In the Fe uptake-defective mutant iron-regulated transporter1 (irt1), lateral root development was severely repressed, but a requirement for IRT1 could be circumvented by Fe application to shoots, indicating that symplastic Fe triggered the local elongation of lateral roots. The Fe-stimulated emergence of lateral root primordia and root cell elongation depended on the rootward auxin stream and was accompanied by a higher activity of the auxin reporter DR5-β-glucuronidase in lateral root apices. A crucial role of the auxin transporter AUXIN RESISTANT1 (AUX1) in Fe-triggered lateral root elongation was indicated by Fe-responsive AUX1 promoter activities in lateral root apices and by the failure of the aux1-T mutant to elongate lateral roots into Fe-enriched agar patches. We conclude that a local symplastic Fe gradient in lateral roots upregulates AUX1 to accumulate auxin in lateral root apices as a prerequisite for lateral root elongation. PMID:22234997

  3. Self-assembly of bimetallic AuxPd1-x alloy nanoparticles via dewetting of bilayers through the systematic control of temperature, thickness, composition and stacking sequence

    Science.gov (United States)

    Kunwar, Sundar; Pandey, Puran; Sui, Mao; Bastola, Sushil; Lee, Jihoon

    2018-03-01

    Bimetallic alloy nanoparticles (NPs) are attractive materials for various applications with their morphology and elemental composition dependent optical, electronic, magnetic and catalytic properties. This work demonstrates the evolution of AuxPd1-x alloy nanostructures by the solid-state dewetting of sequentially deposited bilayers of Au and Pd on sapphire (0001). Various shape, size and configuration of AuxPd1‑x alloy NPs are fabricated by the systematic control of annealing temperature, deposition thickness, composition as well as stacking sequence. The evolution of alloy nanostructures is attributed to the surface diffusion, interface diffusion between bilayers, surface and interface energy minimization, Volmer-Weber growth model and equilibrium configuration. Depending upon the temperature, the surface morphologies evolve with the formation of pits, grains and voids and gradually develop into isolated semi-spherical alloy NPs by the expansion of voids and agglomeration of Au and Pd adatoms. On the other hand, small isolated to enlarged elongated and over-grown layer-like alloy nanostructures are fabricated due to the coalescence, partial diffusion and inter-diffusion with the increased bilayer thickness. In addition, the composition and stacking sequence of bilayers remarkably affect the final geometry of AuxPd1‑x nanostructures due to the variation in the dewetting process. The optical analysis based on the UV–vis-NIR reflectance spectra reveals the surface morphology dependent plasmonic resonance, scattering, reflection and absorption properties of AuxPd1‑x alloy nanostructures.

  4. Safety Training: Sensibilisation aux gestes et postures de travail

    CERN Multimedia

    Laetitia Laddada

    2004-01-01

    Nous vous proposons un nouveau cours de sécurité lié aux manutentions manuelles (durée 1 jour) : Sensibilisation aux gestes et postures de travail. Si vous êtes amené à manipuler régulièrement des charges lourdes ou volumineuses, cette formation peut vous aider à prévenir les lésions musculaires ou dorsales. A l'issue de cette formation, vous serez capable d'adopter et d'appliquer les principes de base de sécurité physique et d'économie d'efforts dans les manipulations d'objets. Les cours sont pris en charge par la Commission de Sécurité. L'inscription EDH est obligatoire. Pour plus d'information, veuillez consulter les pages Formation & Développement (Groupe Sécurité). FORMATION EN SECURITE SAFETY TRAINING Laetitia Laddada 73811 - 79236 safety.training@cern.ch

  5. The control equipment of the Melusine II reactor; L'equipement de controle du reacteur Melusine II

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cordelle, M; Delcroix, V; Denis, P; Gariod, R

    1963-07-01

    Melusine II, low-power reactor, used for the study of Siloe core has diverged at the CEA Grenoble, the 23. May 1962; its monitoring board studied and carried out in this center is the first in France to be entirely transistorized. The first months of running have justified the hope put in the new electronics to improve the stability and the safety of running. The article describes the design of the control and gives the main characteristics of the measurement chains and of the actions on reactivity. (O.M.) [French] Melusine II, reacteur de faible puissance destine a l'etude du coeur de Siloe a diverge au Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble, le 23 mai 1962, son tableau de controle etudie et realise dans ce Centre est le premier en France a etre entierement transistorise. Les premiers mois de fonctionnement ont justifie l'espoir mis dans la nouvelle electronique pour ameliorer la stabilite et la surete de fonctionnement. L'article decrit la conception du controle et donne les principales caracteristiques des chaines de mesure et des actions sur la reactivite. (auteurs)

  6. A pulsed fast reactor; Un reacteur pulse a neutrons rapides; Impul'snyj reaktor na bystrykh nejtronakh; Reactor rapido pulsado

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Blokhin, G. E.; Blokhintsev, D. I.; Blyumkina, Yu. A.; Bondarenko, I. I.; Deryagin, B. N.; Zajmovskij, A. S.; Zinov' ev, V. P.; Kazachkovskij, O. D.; Krasnoyarov, N. V.; Lejpunskij, A. I.; Malykh, V. A.; Nazarov, P. M.; Nikolaev, S. K.; Stavisskij, Yu. Ya.; Ukraintsev, F. I.; Frank, I. M.; Shapiro, F. Ji.; Yazvitskij, Yu. S. [Akademiya Nauk, Moscow, SSSR (Russian Federation)

    1962-03-15

    A pulsed fast reactor (IBR) has been operating at rated capacity since December 1960 in the Joint Institute for Nuclear Research. This reactor is used as a pulsed neutron source for physical experiments carried out by the time-of-flight method. It is used for total cross-section and intermediate neutron capture cross- section measurements, for studying the interaction between slow neutrons and solids and liquids, and for measuring neutron spectra produced in various media. The paper describes the basic structural features of the reactor and the results of the experiments for which it has been used. The reactor's operating system is based on recurrent pulses. Power pulses are produced when the mobile part of the reactor core moves swiftly through the stationary part of the core. The mobile part of the core is fastened to a rotating disc and travels at a speed of 230 m/s. The frequency of power pulses can be altered by means of an auxiliary mobile zone which has a range of 2.3-88 pulses per second. The mean power of the reactor is 1 kW, and the half-width of the power pulse in 36 {mu}s. The reactor is provided with a control and safety system which ensures automatic maintenance of mean power and swift shutdown in the event of any operational irregularity. It is fitted with a system of evacuated-neutron-flight tubes used in time-of-flight experiments. The main tube is 1000 m in length. In the start-up process and during physical experiments carried out on the reactor, the influence on reactivity of displacing the controls and the mobile parts of the core was studied ; the length of the pulse was measured under various operating conditions, and power pulse amplitude fluctuations were studied. Further measurements were made to establish the lifetime of prompt neutrons, the effective fraction of delayed neutrons, and coefficients of reactivity. (author) [French] L'Institut unifie de recherches nucleaires dispose d'un reacteur puise a neutrons rapides (IBR), qui

  7. Change of I-V characteristics of SiC diodes upon reactor irradiation; Modification des caracteristiques I-V de jonctions p-n au SiC du fait d'une irradiation dans un reacteur; Izmeneniya kharakteristik I-V vyrashchennogo v SiC perekhoda tipa p-n posle oblucheniya ego v reaktore; Modificaciones que sufren por irradiacion en un reactor las caracteristicas I-V de uniones p-n en SiC

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Heerschap, M; De Coninck, R [Solid State Physics Dept., SCK-CEN, Mol (Belgium)

    1962-04-15

    In search for semiconductors, which can be used in high-flux reactors in order to measure flux distributions, we irradiated SiC p-n junctions in the Belgium BR-1 reactor. Two types of SiC-diodes of different origin have been irradiated. These junctions are grown in the Lely-furnace. The change in forward and reverse characteristics have been measured during and after irradiation up to temperatures of 150{sup o}C, while measurements up to a temperature of 500{sup o}C are in progress. It has been found that one type resists BR-1 neutrons up to an integrated flux of 10{sup 15} n/cm{sup 2}, while the other resists irradiation up to a flux of 10{sup 17} n/cm{sup 2}. The changes in characteristics are given as well as the result of some annealing experiments. (author) [French] En recherchant des semi-conducteurs pouvant servir a mesurer les distributions de flux dans les reacteurs a haut flux de neutrons, les auteurs ont irradie des jonctions p-n au SiC dans le reacteur belge BR-1. Deux types de diodes a SiC d'origines differentes ont ete ainsi irradies. Les jonctions en question sont preparees par etirage dans le four Lely. Les auteurs ont mesure les modifications subies par les caracteristiques I-V apres et pendant l'irradiation a des temperatures allant jusqu'a 150{sup o}C; ils poursuivent leurs mesures dans la gamme des temperatures allant de 150{sup o}C a 500{sup o}C. Us ont constate que l'un des types de diode a SiC resiste aux neutrons du reacteur BR-1 jusqu'a 10{sup 15} n/cm{sup 2}, tandis que l'autre type resiste a l'irradiation jusqu'a 10{sup 17} n/cm{sup 2}. Les auteurs indiquent les modifications subies par les caracteristiques, ainsi que le resultat de certaines experiences de recuit. (author) [Spanish] Los autores estan tratando de encontrar semiconductores con los que sea posible medir distribuciones de flujo en reactores de flujo elevado, y con este fin irradiaron uniones p-n del SiC en el reactor BR-1 de Belgica. Irradiaron dos tipos de diodos de SiC de

  8. Maladies reliées aux loisirs aquatiques

    Science.gov (United States)

    Sanborn, Margaret; Takaro, Tim

    2013-01-01

    Résumé Objectif Passer en revue les facteurs de risque, la prise en charge et la prévention des maladies reliées aux loisirs aquatiques en pratique familiale. Sources des données Des articles originaux et de synthèse entre janvier 1998 et février 2012 ont été identifiés à l’aide de PubMed et des expressions de recherche en anglais water-related illness, recreational water illness et swimmer illness. Message principal Il y a un risque de 3 % à 8 % de maladies gastrointestinales (MGI) après la baignade. Les groupes à risque élevé de MGI sont les enfants de moins de 5 ans, surtout s’ils n’ont pas été vaccinés contre le rotavirus, les personnes âgées et les patients immunodéficients. Les enfants sont à plus grand risque parce qu’ils avalent plus d’eau quand ils nagent, restent dans l’eau plus longtemps et jouent dans l’eau peu profonde et le sable qui sont plus contaminés. Les adeptes des sports dans lesquels le contact avec l’eau est abondant comme le triathlon et le surf cerf-volant sont aussi à risque élevé et même ceux qui s’adonnent à des activités impliquant un contact partiel avec l’eau comme la navigation de plaisance et la pêche ont un risque de 40 % à 50 % fois plus grand de MGI par rapport à ceux qui ne pratiquent pas de sports aquatiques. Il y a lieu de faire une culture des selles quand on soupçonne une maladie reliée aux loisirs aquatiques et l’échelle clinique de la déshydratation est utile pour l’évaluation des besoins de traitement chez les enfants affectés. Conclusion Les maladies reliées aux loisirs aquatiques est la principale cause de MGI durant la saison des baignades. La reconnaissance que la baignade est une source importante de maladies peut aider à prévenir les cas récurrents et secondaires. On recommande fortement le vaccin contre le rotavirus chez les enfants qui se baignent souvent.

  9. La fonction logistique, un outil performant d'analyse et de prévision à moyen terme. Application à la production de pétrole et de gaz aux Etats-Unis, en URSS et dans d'autres pays The Logistic Function, an Efficient Medium-Range Analysis and Forecasting Method

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Seguret J.

    2006-11-01

    Full Text Available A partir de la similitude observée entre l'évolution de la production pétrolière d'un pays et celle de la pénétration d'un produit dans un marché (fonction logistique, l'auteur expose le principe d'une méthode originale qui permet, sous certaines conditions, de prévoir quelle sera la production annuelle probable d'un pays producteur à un horizon de 10 à 15 ans. La validité de cette méthode est d'abord démontrée sur l'exemple de la production pétrolière aux Etats-Unis. Elle est ensuite illustrée par les résultats obtenus pour un certain nombre de pays : production future de gaz aux Etats-Unis, production pétrolière future du Canada, de l'URSS, du Venezuela et de l'ensemble du monde hors Moyen-Orient. On the basis of the similarity observed between the variation in the petroleum production of a country and that of the penetration of a product into the market (logistic function, this article describes the principle of an original method that can be used, under certain conditions, to forecast the probable annual production of a producing country in 10 to 15 years. The validity of this method is first demonstrated for the example of oil production in the United States. It is then illustrated by results obtained for various other countries, i. e. future gas production in the United States, future oil production of Canada, the Soviet Union, Venezuela and the world as a whole outside of the Middle East.

  10. L’ethnologue aux prises avec les archives - Introduction

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Marie-Dominique Mouton

    2008-08-01

    Full Text Available Les textes présentés ici invitent à une réflexion sur les matériaux de terrain et plus largement sur la relation qui unit l’ethnologue aux archives, qu’il s’agisse des siennes, données vivantes, inspiratrices de sa recherche, de celles de ses aînés, devenues objets d’étude après leur dépôt dans une institution, ou de toutes les autres archives, constituées et rassemblées, à différentes époques, dans des perspectives administratives, juridiques, historiques ou religieuses, envisagées ici au tr...

  11. Results from the Tokamak Fontenay-aux-Roses

    International Nuclear Information System (INIS)

    Ginot, P.

    1975-01-01

    It became clear in 1969 that confinement and heating in Tokomaks offered great possibilities and the Fontenay-aux-Roses Tokamak (TFR) was built for research on their improved efficiency. A plasma of mean density 4.5.10 13 cm -3 and of maximum electron and ion temperatures 2.5 and 1 keV respectively was obtained. The current induced in the gas reached 0.4MA and discharges were maintained for more than 0.5s. The ion assembly seems to behave according to the mechanism predicted by theory, that of electrons suffers an abnormal energy loss. These results confirm and add to those obtained earlier. The machine is now being used for the detailed study of an energy balance and of the most plausible loss mechanisms (turbulence, impurities) and for the development of new heating methods [fr

  12. R and D relative to the serious accidents in the PWR type reactors: assessment and perspectives; R and D relative aux accidents graves dans les reacteurs a eau pressurisee: bilan et perspectives

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bentaib, A.; Bonneville, H.; Caroli, H.; Chaumont, B.; Clement, B.; Cranga, M.; Koundy, V.; Laurent, B.; Micaelli, J.C.; Meignen, R.; Pichereau, F.; Plassart, D.; Van-Dorsselaere, P. [Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN), 92 - Clamart (France); Ducros, G.; Journeau, Ch.; Magallon, D. [CEA Cadarache, 13 - Saint Paul lez Durance (France); Durin, M.; Studer, E. [CEA Saclay 91 - Gif sur Yvette (France); Seiler, J.M. [CEA Grenoble, 38 (France); Ranval, W. [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

    2006-07-01

    This document presents the current state of the research relative to the grave accidents realized in France and abroad. It aims at giving the most exhaustive possible and objective vision of this original field of research. He allows to contribute to the identification and to the hierarchical organization of the needs of R and D, this hierarchical organization in front of, naturally, to be completed by a strong lighting on needs in terms of safety analyses associated with the different risks and the physical phenomena, in particular with the support of probability evaluations of safety level 2, whose the level of sharpness must be sufficient not to hide, by construction, physical phenomena of which the limited knowledge leads to important uncertainties. Let us note that neither the safety analyses, nor the E.P.S. 2 are presented in this document. This report presents the physical phenomena which can arise during a grave accident, in the reactor vessel and in the reactor containment, their chain and the means allowing to ease the effects. The corresponding scenarios are presented to the chapter 2. The chapter 3 is dedicated to the progress of the accident in the reactor vessel; the degradation of the core in reactor vessel (3.1), the behavior of the corium in bottom of reactor vessel (3.2) the break of the reactor vessel (3.3) and the fusion in pressure (3.4) are thus handled there. The chapter 4 concerns the phenomena which can lead to a premature failure of the containment, namely the direct heating of gases of the containment (4.1), the hydrogen risk (4.2) and the vapor explosion (4.3). The phenomenon which can lead to a delayed failure from the containment, namely the interaction corium-concrete, is approached on the chapter 5. The chapter 6 is dedicated to the problems connected to the keeping back and to the corium cooling in reactor vessel and out of reactor vessel, namely the keeping back in reactor vessel by re-flooding of the primary circuit or by re-flooding of the well of reactor vessel (6.1), the cooling of the corium under water in the course of interaction corium-concrete (6.2), the spreading of the corium (6.3) and the recuperator out of reactor vessel (6.4). The chapter 7 concerned the release and the transport of the fission products (P.F.); it thus approaches the subjects of the release of the P.F. in reactor vessel (7.1) and out of reactor vessel (7.3), of the transport of the P.F. in the primary and secondary circuits (7.2), the behavior of aerosols in the reactor containment (7.4) and the chemistry of the P.F. (7.5). Finally, the chapter 8 presents a state of the developments and the validation of the main codes 'grave accidents': A.S.T.E.C., M.A.A.P. and M.E.L.C.O.R.. In chapters 3 - 7, for each of the reserved subjects, the involved phenomena are reminded. The main experiments realized on the subject, recent, current and foreseen, as well as the main models and the specific codes are described then briefly (except complete codes) used to simulate the phenomena in question. A state of the acquired knowledge at the moment is established and the perspectives in terms notably of experimental programs and development of modelling tools are presented. (N.C.)

  13. Initial Operating Experience with the ''NPD'' Reactor; Experience recueillie pendant les premiers mois de fonctionnement du reacteur NPD; Pervyj opyt po ehkspluatatsii reaktora NPD; Experiencia inicial de funcionamiento del reactor NPD

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    McConnell, L. G. [Hydro-Electric Power Commission of Ontario, Toronto, Ontario (Canada)

    1963-10-15

    'y apporter des perfectionnements pendant les periodes d'arret complet. Les resultats obtenus jusqu'a present ont ete positifs; la premiere experience de fonctionnement, qui a dure six semaines, a permis d'obtenir un facteur de puissance de 70%. Les perfectionnements deja apportes ont permis d'augmenter la securite, d'ameliorer les performances et ont montre en meme temps qu*il etait possible de reduire les depenses d'investissement pour les centrales futures. On a, par exemple, modifie les joints d'arbre des pompes du circuit primaire de refroidissement pour obtenir de meilleures performances; les appareils de recuperation de la vapeur, a congelation', ont ete remplaces par des colonnes d'absorption de facon a reduire les pertes de vapeur d'eau lourde; des regulateurs de debit sont installes en certains points pour reduire les pertes d'eau lourde pour le cas ou des joints cederaient. En decembre 1962, deux fuites simultanees dans l'appareil de rechargement en puissance ont entraihe une serie inhabituelle d'incidents; une quantite importante d'eau lourde a haute pression et haute temperature a ete projetee dans l'enceinte du reacteur ou sa purete isotopique a ete legerement alteree. On a redonne a l'eau lourde la purete voulue et le reacteur a pu recommencer a fonctionner a la fin du mois. Touslesdispositift de securite, notamment ceux destines a parer aux fuites d'eau lourde, ont fonctionne correctement pendant l'accident. (author) [Spanish] La primera central nucleoelectrica del Canada, NPD, constituye una instalacion de demostracion, destinada a comprobar el funcionamiento de los reactores alimentados con uranio natural y moderados y refrigerados por agua pesada. Alcanzo su regimen normal de potencia el 28 de junio de 1962. Aunque ha sido disenada como central para la carga basica, en las primeras fases funcionara en parte como central para la carga de cresta, lo que permitira introducir mejoras durante los periodos de paro. Los resultados obtenidos hasta el presente

  14. Monsieur Etienne Blanc Premier vice-président de la Région Auvergne-Rhône-Alpes Délégué aux finances, à l'administration générale, aux économies budgétaires et aux politiques transfrontalières

    CERN Multimedia

    Bennett, Sophia Elizabeth

    2017-01-01

    Monsieur Etienne Blanc Premier vice-président de la Région Auvergne-Rhône-Alpes Délégué aux finances, à l'administration générale, aux économies budgétaires et aux politiques transfrontalières

  15. The Application of Various Nondestructive Testing Methods to Fuel Elements of the Orgel Type; Application des Differentes Methodes d'Essais Non Destructifs aux Elements Combustibles du Type Orgel; Primenenie razlichnykh nedestruktivnykh metodov ispytanij k toplivnym ehlementam tipa ''orgel''; Aplicacion de Distintos Metodos de Ensayo No Destructivo a los Elementos Combustibles de Tipo Orgel

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bonnet, P.; Jansen, J. [EURATOM, C.C.R., Ispra (Italy)

    1965-09-15

    . There is a device making it possible to examine four or six fuel elements simultaneously, or two or three separately. Standard radiographic tests. Particular stress is laid on the study of welds, and the limits of the experimental conditions in order to obtain good definition are given. In conclusion, the authors present a plan for a semi-industrial inspection system, describing the various possibilities for treatment, and try to define a general policy of non-destructive tests applied to fuel elements. (author) [French] Le memoire presente les differentes methodes employees pour la detection des defauts dans les tubes de gaine des elements combustibles (defauts de type dimensionnel ou defauts structuraux). Les auteurs evoquent egalement les tests finaux sur elements combustibles complets, en particulier: radiographie des soudures et tests d'etanchete. Ce sujet a deja ete partiellement traite. La recherche des caracteristiques dimensionnelles sur tube de gaine lisse en poudre d'aluminium frittee (SAP) a fait l'objet de recherches assez poussees. En particulier: 1. Mesures des diametres internes et externes par utilisation de capteurs pneumatiques et enregistrement des resultats; 2. Mesures des epaisseurs par utilisation, soit des ultrasons en methode de resonance, soit des rayons y (contrat EURATOM - Istituto Sperimentale Metalli Leggeri); 3. Controle de la fleche; 4. Tests sur tubes a ailettes. La detection des defauts sur tube de gaine lisse a egalement fait l'objet de travaux et un critere de rejet a ete adopte suivant l'utilisation future des tubes de gaines. a) La creation de defauts artificiels en fonction de la nocivite des defauts reels dans la poudre d'aluminium frittee est expliquee dans le memoire. Cette etude a montre, en effet, une grande sensibilite aux defauts du type longitudinal crees generalement lors de la transformation par de grosses inclusions. b) Tests par ultrasons. Defauts longitudinaux: Une comparaison entre la methode a deux capteurs et la

  16. Experience gained in two years operation of G1; Experience acquise au cours de deux ans de fonctionnement du reacteur G1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    de, Rouville; Pascal, [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Scalliet, [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

    1958-07-01

    Technical specifications in respect of the first plutonium generating graphite reactor, the G1 at Marcoule, were stated in a paper read at the first Geneva Conference in 1955. We shall not therefore deal further with the technical characteristics of G1 in the present note, but rather propose to define - in the characteristic fields we think will be of major interest to foreign specialists - the results obtained in two and a half years operation since G1 first became critical on january 7, 1956. (author)Fren. [French] Les caracteristiques techniques du premier reacteur plutonigene, au graphite, de Marcoule, G1, ont ete donnees dans une communication presentee a la premiere conference de Geneve, en 1955. Nous n'y reviendrons donc pas dans la presente note qui a pour objet de faire le point, dans quelques domaines caracteristiques, qui nous ont paru les plus susceptibles d'interesser les specialistes etrangers, des resultats obtenus et des experiences faites au cours des deux annees et demi de fonctionnement du reacteur qui ont suivi sa divergence, le 7 janvier 1956. (auteur)

  17. Preliminary handling studies in large size fast piles; Etudes preliminaires de manutention dans les reacteurs a neutrons rapides de grande taille

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Leduc, J; Marmonier, P [Association Euratom-CEA Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    This report examines the various fuel handling systems which presently seem feasible for a fast power reactor. It tries to point out the advantages and / or the the disadvantages and the fabrication problems for each solution involved and makes, a tentative to evaluate the time required for a fuel loading and / or unloading operation. One has investigated the influence of the maximum allowable irradiation, the number of of shut-downs, the power distribution shape within the core on the storage capacity needed, the load factor expected and the average irradiation obtained. (authors) [French] On a examine dans ce rapport les differents systemes de manutention, qui semblent actuellement realisables pour un reacteur a neutrons rapides de puissance, en essayant de faire ressortir les avantages, les inconvenients et les difficultes de realisation de chaque systeme, et de chiffer les temps de manutention auxquels ils conduisent. On a aussi regarde l'influence des variations du taux d'irradiation maximal,de la cadence des arrets ou de la forme du flux dans le coeur du reacteur, sur la capacite du stockage, le taux de disponibilite et le taux d'irradiation moyen. (auteurs)

  18. Preliminary handling studies in large size fast piles; Etudes preliminaires de manutention dans les reacteurs a neutrons rapides de grande taille

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Leduc, J.; Marmonier, P. [Association Euratom-CEA Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    This report examines the various fuel handling systems which presently seem feasible for a fast power reactor. It tries to point out the advantages and / or the the disadvantages and the fabrication problems for each solution involved and makes, a tentative to evaluate the time required for a fuel loading and / or unloading operation. One has investigated the influence of the maximum allowable irradiation, the number of of shut-downs, the power distribution shape within the core on the storage capacity needed, the load factor expected and the average irradiation obtained. (authors) [French] On a examine dans ce rapport les differents systemes de manutention, qui semblent actuellement realisables pour un reacteur a neutrons rapides de puissance, en essayant de faire ressortir les avantages, les inconvenients et les difficultes de realisation de chaque systeme, et de chiffer les temps de manutention auxquels ils conduisent. On a aussi regarde l'influence des variations du taux d'irradiation maximal,de la cadence des arrets ou de la forme du flux dans le coeur du reacteur, sur la capacite du stockage, le taux de disponibilite et le taux d'irradiation moyen. (auteurs)

  19. Contribution to the study of the stability of water-cooled reactors; Contribution a l'etude de la stabilite des reacteurs refroidis par de l'eau

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Coudert, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1969-06-01

    This work is devoted to the study of the stability of reactors cooled by water subjected only to natural convection. It is made up of two parts, a theoretical study and experimental work, each of these parts being devoted to a consideration of linear and non-linear conditions: - calculation of the transfer function of the reactor using neutronic and hydrodynamic linear equations with the determination of the instability threshold; - demonstration of the existence of the limiting oscillation cycle in the case of a linear feedback using MALKIN'S method; - measurement and interpretation of the reactor's transfer functions and of the hydrodynamic transfer functions; and - analysis of the noise due to boiling. (author) [French] Dans ce travail on etudie la stabilite des piles refroidies par de l'eau circulant en convection naturelle. Cette etude se divise en deux parties: un travail theorique et un travail experimental, chacune de ces parties comportant une etude lineaire et une etude non-lineaire: - calcul de la fonction de transfert du reacteur a partir des equations lineaires de la neutronique et de l'hydrodynamique avec determination du seuil d'instabilite; - demonstration de l'existence du cycle limite des oscillations dans le cas d'une retroaction lineaire en utilisant la methode de MALKIN; - mesure et interpretation de la fonction de transfert du reacteur et des fonctions de transfert hydrodynamiques; et - analyse du bruit d'ebullition. (auteur)

  20. G2 - G3 inventive properties, the first french nuclear plants; Caracteristiques generales et aspects originaux des reacteurs G2 et G3

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pascal,; Horowitz,; Bussac,; Joatton,; de Meux, De Lagge; Martin, [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    This paper points out the inventive properties of the frenchctors G2 and G3. These are dual purpose reactors, i.e. designed for the production of both plutonium and energy (30 electrical MW); in this respect, they can be considered as the start point of the french electrical energy produced from nuclear fuel. The following points are specially discussed in this paper: the choice of the prestressed concrete pressure vessel, the horizontal arrangement of the channels, the interest of neutron flux flattening, the advantages of the charging and discharging device working during pile operation. (author)Fren. [French] Les caracteres originaux des reacteurs fran is G2 et G3 sont decrits dans ce rapport. Ce sont des reacteurs a double fin, plutonigenes et aussi producteurs d'energie (30 MW electriques); ils constituent a ce titre le point de depart de la production fran ise d'electricite d'origine nucleaire. Sont discutes, en particulier, dans ce rapport: le choix du caisson en beton precontraint pour tenir la pression, la disposition horizontale des canaux, l'interet de l'aplatissement du flux neutronique, les avantages de l'appareil permettant le chargement et le dechargement du combustible sans arreter la pile. (auteur)

  1. Apports et limites des programmes de recherche aux sciences de gestion

    OpenAIRE

    Jeanjean, Thomas; Tixier, Julie

    2001-01-01

    Dans cet article, nous étudions la méthodologie des programmes de recherche de Lakatos (1978) et ses apports aux sciences sociales et en particulier à la recherche en gestion. Notre objectif est triple. Il s'agit d’abord de préciser la nature des programmes de recherche, de les critiquer et de les situer par rapport aux thèses défendues par Popper, Feyerabend et Kuhn. Par ailleurs, nous étudions la transférabilité de la méthodologie de Lakatos aux sciences sociales. Enfin, nous analysons l’in...

  2. DREAM IT, un programme de recherche aux fins d'autonomisation ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    DREAM IT, un programme de recherche aux fins d'autonomisation de tous les Mongols grâce aux TIC ... Plus précisément, la recherche visera l'amélioration de la prestation des services d'éducation dans les régions éloignées grâce aux téléphones mobiles, à la télévision et à Internet; la conception d'un système ...

  3. Improved Techniques for Low-Flux Measurement of Prompt Neutron Lifetime, Conversion Ratio and Fast Spectra; Methodes Perfectionnees de Mesure de la Duree de Vie des Neutrons Instantanes, du Rapport de Conversion et des Spectres de Neutrons Rapides, dans un Reacteur a Bas Flux; Usovershenstvovannye metody izmereniya vremeni zhizni mgnovennykh nejtronov, koehffitsienta konversii i spektra bystrykh nejtronov pri slabykh potokakh nejtronov; Tecnicas Perfeccionadas para la Determinacion del Periodo de los Neutrones Inmediatos, la Razon de Conversion y los Espectros de Neutrones Rapidos, con Flujos Reducidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Armani, R. J.; Bennett, E. F.; Brenner, M. W.; Bretscher, M. M.; Cohn, C. E.; Huber, R. J.; Kaufmann, S. G.; Redman, W. C. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1964-02-15

    feuilles d'enrichissements differents pour etablir la contribution des fissions dans la matiere fertile a l'activite des produits de fission et des feuilles exposees a differents'spectres pour distinguer les coups dus a des fissions dans la determination des captures; emploi du comptage par coiencidence pour la detection de la decroissance de {sup 239}Np. Pour obtenir une valeur exprimant le rapport de conversion, a partir des donnees relatives a l'activation, il faut connaitre le rapport entre les captures et les fissions dans le combustible. Il n'existe pas a l'heure actuelle de methodes experimentales precises pour mesurer ce rapport dans un reacteur a bas flux; plusieurs methodes qui pourraient etre utilisees a cette fin sont en cours d'etude. Les auteurs decrivent trois des methodes qui offrent les perspectives les plus favorables. Pour construire un petit spectrometre a neutrons rapides, ayant une bonne stabilite, un bon pouvoir de resolution et une bonne sensibilite en vue de la mesure en pile des spectres neutroniques compris dans la gamme d'energies des dizaines et des centaines de kV, les auteurs ont concentre leurs efforts sur l'utilisation de l'analyse de la forme des impulsions - afin d'eliminer les evenements produits par les rayons gamma dans les compteurs proportionnels fondes sur des protons de recul de l'hydrogene - et sur l'introduction de la collimation dans les 'sandwiches' {sup 6}LiF-semi-conducteurs - afin d'augmenter le pouvoir de resolution. Ils ont construit un certain nombre de ces appareils et etudie leur reponse aux neutrons monocinetiques et aux neutrons produits dans un reacteur. En utilisant la technique d'elimination des rayons gamma, ils ont pu reduire de plusieurs centaines de fois la sensibilite du compteur de recul aux rayons gamma et de cette maniere abaisser la limite inferieure d'application de l'instrument a 30 keV. Pour les appareils {sup 6}Li-semi-conducteurs, ils ont observe des pouvoirs de resolution de 70 keV ( largeur entiere

  4. Criteria for Special Nuclear Materials Inventory and Control Procedures; Criteres a Suivre Pour Proceder a l'Inventaire des Matieres Nucleaires Speciales et aux Mesures de Controle; Kriterii dlya inventarizatsii spetsial'nykh yadernykh materialov i metody ucheta; Criterios a Que Deben Ajustarse los Procedimientos de Inventario y Control de los Materiales Nucleares Especiales

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kinderman, E. M.; Tarrice, R. R. [Stanford Research Institute, Menlo Park, CA (United States)

    1966-02-15

    and the total inventory of these special nuclear materials. A matrix of solutions to the management and inventory control of special nuclear materials will be presented. The multiplicity and relative effectiveness of varied techniques at key stages of the materials supply, utilization and recovery are assessed. (author) [French] L'un des plus importants problemes qui, dans le domaine nucleaire et notamment dans l'exploitation commerciale de l'energie d'origine nucleaire, se posera aux societes d'investissement, aux directeursetaux exploitants est celui du controle efficace de l'inventaire des matieres nucleaires dont la valeur depassera, d'ici 1980, 5 milliards de dollars des Etats-Unis. Comparativement a la plupart des matieres utilisees commercialement, les matieres nucleaires speciales sont couteuses; aux Etats-Unis par exemple, l'uranium enrichi a 90%, l'uranium enrichi a 3% sous forme d'hexa- fluorure et l'eau lourde coutent respectivement 10808 dollars, 254 dollars et 61,60 dollars le kilo. En outre, ces matieres sont frequemment soumises, pour des raisons de protection sanitaire et de securite, a des controles gouvernementaux speciaux sans rapport direct avec leur valeur monetaire. En depit de leur prix eleve, ces matieres sont destinees a etre utilisees en grandes quantites; par exemple, on utilisera de 50 a 75 t de combustible enrichi a 3{sup o}{r_brace}o dans un reacteur de 500 MW modere a l'eau ordinaire et 200 a 300 reacteurs de cette puissance fonctionneront vraisemblablement dans le monde en 1980. L'experience acquise a permis la mise au point et l'application de methodes speciales pour le controle commercial de grandes quantites de matieres de faible valeur comme le charbon ou le minerai de fer ou de petites quantites de matieres de grande valeur comme les metaux precieux. Tout en ayant des prix comparables a ces derniers, les matieres nucleaires speciales sont de nature differente et seront utilisees en quantites beaucoup plus importantes que les

  5. La fabrique des sciences des institutions aux pratiques

    CERN Document Server

    Benninghoff, Martin; Crettaz von Roten, Fabienne; Merz, Martina

    2006-01-01

    Aujourd'hui, les façons de produire, d'organiser, d'évaluer et d'utiliser les savoirs sont en profond débat. De plus en plus, l'Etat, la société civile et l'économie tentent d'influencer les activités des universités et des laboratoires de recherche. Ces développements mettent à l'épreuve tout à la fois les fondements des systèmes d'enseignement supérieur et de recherche, l'autonomie des institutions scientifiques, la définition des frontières des savoirs et l'acceptation des sciences. Dans des contextes suisses et européens, cet ouvrage s'intéresse aux manières dont les sciences et les technologies sont fabriquées, en analysant leurs institutions et les pratiques. A partir d'une approche relationnelle, les sciences et les technologies sont conçues comme des phénomènes profondément sociaux, culturels et politiques. Une telle démarche déstabilise les visions parfois idéalisées et stéréotypées de la construction des savoirs. Des études de cas détaillées décrivent des phénomè...

  6. Introduction aux études sur le genre. - 2e éd. revue et augm.

    NARCIS (Netherlands)

    Bereni, L.; Chauvin, S.; Jaunait, A.; Revillard, A.

    2012-01-01

    Pourquoi offre-t-on des poupées aux filles et des voitures aux garçons ? Pourquoi les femmes gagnent-elles moins que les hommes ? Comment expliquer qu’elles effectuent les deux tiers du travail domestique ? Pourquoi est-ce si mal vu pour un homme d’être efféminé ? Le pouvoir est-il intrinsèquement

  7. Aux/IAA Gene Family in Plants: Molecular Structure, Regulation, and Function

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Jie Luo

    2018-01-01

    Full Text Available Auxin plays a crucial role in the diverse cellular and developmental responses of plants across their lifespan. Plants can quickly sense and respond to changes in auxin levels, and these responses involve several major classes of auxin-responsive genes, including the Auxin/Indole-3-Acetic Acid (Aux/IAA family, the auxin response factor (ARF family, small auxin upregulated RNA (SAUR, and the auxin-responsive Gretchen Hagen3 (GH3 family. Aux/IAA proteins are short-lived nuclear proteins comprising several highly conserved domains that are encoded by the auxin early response gene family. These proteins have specific domains that interact with ARFs and inhibit the transcription of genes activated by ARFs. Molecular studies have revealed that Aux/IAA family members can form diverse dimers with ARFs to regulate genes in various ways. Functional analyses of Aux/IAA family members have indicated that they have various roles in plant development, such as root development, shoot growth, and fruit ripening. In this review, recently discovered details regarding the molecular characteristics, regulation, and protein–protein interactions of the Aux/IAA proteins are discussed. These details provide new insights into the molecular basis of the Aux/IAA protein functions in plant developmental processes.

  8. Reactive turbulent flow CFD study in supercritical water oxidation process: application to a stirred double shell reactor; Etude par simulation numerique des ecoulements turbulents reactifs dans les reacteurs d'oxydation hydrothermale: application a un reacteur agite double enveloppe

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Moussiere, S

    2006-12-15

    Supercritical water oxidation is an innovative process to treat organic liquid waste which uses supercritical water properties to mix efficiency the oxidant and the organic compounds. The reactor is a stirred double shell reactor. In the step of adaptation to nuclear constraints, the computational fluid dynamic modeling is a good tool to know required temperature field in the reactor for safety analysis. Firstly, the CFD modeling of tubular reactor confirms the hypothesis of an incompressible fluid and the use of k-w turbulence model to represent the hydrodynamic. Moreover, the EDC model is as efficiency as the kinetic to compute the reaction rate in this reactor. Secondly, the study of turbulent flow in the double shell reactor confirms the use of 2D axisymmetric geometry instead of 3D geometry to compute heat transfer. Moreover, this study reports that water-air mixing is not in single phase. The reactive turbulent flow is well represented by EDC model after adaptation of initial conditions. The reaction rate in supercritical water oxidation reactor is mainly controlled by the mixing. (author)

  9. Resonant ionization by laser beams: application to ions sources and to study the nuclear structure of radioactive tellurium isotopes; Ionisation resonante par faisceaux laser: application aux sources d'ions et a l'etude de la structure des noyaux radioactifs de tellure

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sifi, R

    2007-07-15

    The radioactive ion beams that are produced through current isotope separators are well separated according to the A mass but not according to the Z parameter. The resonant ionization through laser beams applied to ion sources allows the production of radioactive ion beam in a very selective and efficient way by eliminating the isobaric contamination. The first chapter is dedicated to the resonant ionization by laser beams, we describe the principle, the experimental setting, the lasers used, the ionization schemes and the domain of application. The second chapter deals with the application of resonant ionization to laser ion sources for the production of radioactive ion beams. We present experimental tests performed for getting copper ion beams. Resonant ionization through laser is also used in the spectroscopy experiments performed at the Isolde (isotope separation on-line device) installation in CERN where more than 20 elements are ionized very efficiently. The technique is based on a frequency scanning around the excitation transition of the atoms in order to probe the hyperfine structure. Laser spectroscopy allows the determination of the hyperfine structure as well as the isotopic shift of atoms. In the third chapter the method is applied to the spectroscopy of tellurium atoms. First, we define the 2 parameters on which the extraction is based: charge radius and nuclear moments, then we present several theoretical models that we have used to assess our experimental results. (A.C.)

  10. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Elleman, T. S.; Townley, C. W.; Sunderman, D. N. [Battelle Memorial Institute, Columbus, OH (United States)

    1963-03-15

    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

  11. Cours Sécurité : Sensibilisation aux gestes et postures de travail

    CERN Multimedia

    DGS Unit

    2010-01-01

    Prochaine session le 21 octobre 2010. 12 places disponibles. Ce cours concerne toutes les personnes appelées à réaliser des manutentions manuelles dans le cadre de leurs activités. Contenu du cours : Théorie - Présentation des objectifs du programme ; - L'accident du travail (définition, coûts) ; - Statistiques CNAM ; - Notion d'anatomie (mécanique humaine) ; - Les différentes pathologies (lumbago, sciatique, hernie discale) ; - Discussion sur les problèmes particuliers rencontrés dans la vie courante. Pratique - Les efforts mécaniques sur la colonne dus aux mauvaises postures ; - Les principes de base de l'utilisation de la mécanique humaine ; - Exercices pratiques d'application (sur objets divers standards) ; - Prises de vues au caméscope des positions de chacun. Pour vous inscrire : https://edh.cern.ch/Document/Personnel/TRN?new=YES&...

  12. Des tables pascales aux tables astronomiques et retour.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Max Lejbowicz

    2006-05-01

    Full Text Available L’article étudie la naissance et le développement du calendrier ecclésiastique chrétien, i. e. le comput, depuis les premiers témoignages de la célébration annuelle de la résurrection de Jésus jusqu’aux traductions des tables astronomiques arabes au xiie siècle. Il privilégie les procédures qui aboutissent à la détermination des dates pascales et à leur mise en forme tabulaire. Les analyses sont conduites à partir d’un double point de vue. L’un est scientifique. Il s’appuie sur les données astronomiques retenues par Ptolémée et sur l’apport de la tradition mathématique grecque au calcul par approximations. Les cycles soli-lunaires sont posés à partir des fractions continues et le cycle soli-hebdomadaire à partir du plus petit commun multiple. Le second point de vue est social : l’unification du comput participe à celle de la chrétienté comprise comme une configuration politico-religieuse. Deux conclusions s’imposent. Quelle que soit l’importance que la civilisation médiévale a attribuée au comput, il reste que : 1 / les Pâques sont porteuses de significations irréductibles aux techniques chronométriques qui inscrivent cette fête dans le déroulement de l’année ; 2 / ces techniques ont toutefois marqué profondément les curiosités intellectuelles des Latins et les ont préparé à accueillir avec ferveur les zīj et la numération de position.The article studies the birth and development of the Christian ecclesiastical calendar, i.e. the computus, from the first witnesses to the yearly celebration of the resurrection of Jesus to the translations of arabic astronomical tables in the 12th century. It focuses on the procedures which resulted in determinig the dates of Easter and their being put into tabular form. These analyses were undertaken from two perspectives. One was scientific, relying on the astronomical data preserved by Ptolemy and on the contribution of the Greek mathematical

  13. A study of switch circuits for use as safety devices in nuclear reactors; Etude de circuits de commutation destines a la securite des reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hantcherian, V [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1960-12-15

    The author reviews briefly a few basic assemblies using electromagnetic relays for safety circuits in nuclear reactors; he then studies the use of static relays with a shorter time of response, based on impedance changes in a self-inductance consisting of a coil with a magnetic core having a rectangular hysteresis cycle. The author examines in particular the way in which it functions and the method of determining the parameters. (author) [French] L'auteur apres avoir examine sommairement en revue quelques montages de base des circuits de securite des reacteurs nucleaires utilisant des relais electromecaniques, etudie l'emploi des relais statiques a plus grande vitesse de reponse bases sur la variation d'impedance que presente une self-inductance realisee a l'aide d'une bobine enroulee autour d'un noyau magnetique a cycle d'hysteresis rectangulaire. En particulier, il en examine le mode de fonctionnement et la determination des parametres. (auteur)

  14. Spatial flux instabilities, and their control in the graphite gas power reactors; Les instabilites spatiales du flux et leur controle dans les reacteurs de puissance graphite-gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cailly, J L [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    Radial-azimuthal and axial spatial flux instabilities in graphite-gas reactors are studied by means of an analytical approach. Results are checked with those which are given by two dimensional (r, z and r, {theta}) kinetic models programmed for an IBM 7094 computer. At least, conclusions on the control of instabilities obtained from these models are reported. (author) [French] Les instabilites spatiales du flux dans les reacteurs graphite-gaz, radiales et azimutales d'une part, axiales d'autre part, sont etudiees au moyen d'une formulation analytique. Les resultats sont confrontes avec ceux que fournissent des modeles cinetiques a deux dimensions (r, z et r, {theta}) programmes sur IBM 7094. On donne enfin les conclusions relatives au controle de ces instabilites que ces modeles ont permis de degager. (auteur)

  15. Void Reactivity Effects in the Second Charge of the Halden Boiling Water Reactor; Effets Cavitaires dans la Deuxieme Charge du Reacteur a Eau Lourde Bouillante de Halden (HBWR); Ehffekty pustotnoj reaktivnosti vo vtoroj zag HBWR; Effectos de Cavitacion en la Segunda Carga del Reactor de Agua Pesada Hirviente de Halden (HBWR)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lunde, J. E. [OECD Halden Reactor Project (Norway)

    1964-02-15

    calculation of void effects. Preliminary theoretical comparisons are made for these experiments. Two-group diffusion theory is applied, and the conclusion can be drawn that fair agreement is obtained between theory and experiment for the perturbations in the lattice parameters for a void fraction equal to one, both at low and high temperatures. For intermediate void fractions, however, somewhat less satisfactory agreement is found. (author) [French] L'auteur a mesure, aussi bien lors d'experiences avec vide simule a puissance nulle que dans les conditions normales de puissance, l'effet cavitaire, provoque par l'ebullition qui se produit a l'interieur des canaux du refroidisseur, dans la deuxieme charge de HBWR. Les experiences avec vide simule ont consiste a mesurer les effets que produit sur la reactivite le fait d'enfoncer a des profondeurs differentes des tubes plus ou moins vides a paroi mince. Les tubes ont ete places en plusieurs endroits entre les barres, dans une seule cartouche formee de sept barres en grappe et pratiquement identique aux cartouches de combustible de la deuxieme charge. Cette experience permet de determiner comment la reactivite varie en fonction du volume cavitaire relatif et de l'emplacement des bulles dans le canal du refroidisseur. L'experience a ete effectuee dans le reacteur NORA de puissance zero, avec un coeur compose de 36 cartouches de la deuxieme charge de HBWR et dans une geometrie de reseau identique a celle de ce reacteur. L'auteur a observe comment l'effet cavitaire variait avec la temperature dans un ensemble de puissance zero avec le cceur a 100 cartouches de HBWR. Dans une seule cartouche, il a abaisse le niveau de l'eau a l'interieur du canal de refroidissement a des niveaux differents et mesure l'effet de cette perturbation sur la reactivite a differentes temperatures comprises entre 50 et 220 Degree-Sign C. L'auteur a mesure l'effet cavitaire, a l'interieur de HBWR et dans les conditions de puissance, en fonction de la puissance

  16. Study of deuterons induced nuclear reactions on light elements (N, Al and Si): Application to containment materials of radioactive wastes; Etude des reactions nucleaires induites par des deuterons sur des elements legers (N, Al, Si): application aux materiaux de confinement des dechets radioactifs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pellegrino, St

    2004-03-01

    Nuclear reaction analysis is well adapted to the quantification of light element. Profiles of concentration in order to follow elements migration into materials can be undertaken. This technique is used to study the behavior of the future matrices for nuclear waste containment. This technique is isotopic, characterized by a good signal-to-background ratio and a very low detection limit. The probability of a nuclear reaction is linked to a parameter called 'cross section' we have to know in order to carry out quantitative analysis. We have determined excitation curves for nitrogen, aluminium and silicon. These experiments were done with deuterons from 0.5 to 2 MeV. Two methods for the cross section characterization are presented and are in agreement with each other. The second one reduces uncertainty. Data are incorporated in the simulation software SIMNRA. We have compared the results obtained on different samples when we use data in literature or data of the study. We have noticed a great fit improvement with the data of this study. The new cross sections of this work will be integrated in the general data base SIGMABASE. Applications on materials such as Si{sub 3}N{sub 4}, nano-metric powders, WCN and nuclear glass YLaMgSiAlON studied for radioactive waste containment are also presented. (author)

  17. Measurement of the {pi}{sup +} p and {pi}{sup -} p total cross-section from 700 to 1700 MeV, and applications to the dispersion relationships; Mesure des sections efficaces totales {pi}{sup +} p et {pi}{sup -} p entre 700 a 1700 MeV et applications aux relations de dispersion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Stirling, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1966-07-01

    The {pi}{sup +} P and {pi}{sup -} P total cross sections have been measured between 500 and 1700 MeV to eliminate discrepancies in the experimental data. These new values have permitted a more precise calculation of the forward dispersion relation. These relations are well satisfied by the experimental data up to 18 GeV for charge exchange scattering. The dispersion relation for the spin-flip amplitude gives an efficient test for the phase-shift analysis solutions. (author) [French] Les sections efficaces totales {pi}{sup +} P et {pi}{sup -} P ont ete mesurees entre 500 et 1700 MeV pour eliminer les divergences qui existaient entre les resultats experimentaux anterieurs. Ces nouvelles valeurs ont permis de preciser le calcul des relations de dispersion vers l'avant. Dans le cas de la diffusion avec echange de charge ces relations sont en bon accord avec les resultats experimentaux entre 0 et 18 GeV. L'application des relations de dispersion vers l'avant a l'amplitude de spin-flip fournit une methode tres sensible pour comparer differentes series de dephasages en fonction de l'energie. (auteur)

  18. Detection of burst cans in the reactors cooled by gaseous phase; Detection des ruptures de gaine dans les reacteurs refroidis par phase gazeuse

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Labeyrie, J; Roguin, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1955-07-01

    In a nuclear reactor including the bars or plates cooled by a gaseous fluid, burst risks to occur in the sheath assuring the tightness separation between the cooling gas and the fissile materials. It is necessary to be able to detect the formation of these cracks as possible in order to avoid all risk of fission products release or any reaction of uranium to the contact of the refrigerating gas. It is however the increase of the radioactivity in the cooling gas due to the scattering of the fission products that permits to signal the apparition of a crack or to follow its evolution. It is possible to detect cracks of the order of the square millimeter. In this report, we will detail the principle and the realization of a device used for the surveillance of a natural uranium reactor cooled by air circulation. (M.B.) [French] Dans un reacteur nucleaire comportant des barres ou des plaques refroidies par un fluide gazeux des fissures risquent de se produire dans les gaines assurant la separation etanche entre le gaz de refroidissement et les materiaux fissiles. II est necessaire de pouvoir detecter la formation de ces fissures des que possible afin d'eviter tout risque de liberation de produits de fission ou de reaction de l'uranium au contact du gaz refrigerant. C'est cependant l'augmentation de la radioactivite du gaz de refroidissement due a la dispersion des produits de fission qui permet de signaler l'apparition d'une fissure ou de suivre son evolution. On peut ainsi detecter des fissures de l'ordre du millimetre carre. Dans ce rapport, nous detaillerons le principe et la realisation d'un appareil utilise pour la surveillance d'un reacteur a uranium naturel refroidi par circulation d'air. (M.B.)

  19. Occasions et difficultés associées aux activités commerciales dans ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    intégreront des reportages photo aux observations sur le terrain; - examineront les résultats à la lumière des Principes directeurs relatifs aux entreprises et aux droits de l'homme de l'ONU, de la théorie du droit, de la théorie du développement et des codes de conduite en matière de responsabilité sociale de l'entreprise.

  20. [Present conceptions of the C.E.A. concerning] the development of fast neutron reactors in France; [Les conceptions actuelles du C.E.A. concernant] la filiere des reacteurs a neutrons rapides en France

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vendryes, G; Gaussens, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Pasquer, R [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

    1964-07-01

    . (authors) [French] 1 - Situation des reacteurs a neutrons rapides dans le programme d'energie nucleaire francais. En developpant un programme base sur l'uranium naturel, la France se trouvera dotee d'un stock important de plutonium riche on isotopes superieurs. L'existence de ce plutonium et de l'uranium appauvri provenant des memes reacteurs a pour consequence logique leur emploi dans des reacteurs a neutrons rapides. Justifiee par cet interet a court terme, la mise au point de reacteurs a neutrons rapides repond par ailleurs a une necessite pour l'avenir. 2 - Enonce des caracteristiques d'une centrale a neutrons rapides de 1000 MW el. Nous indiquons les caracteristiques d'une future centrale a neutrons rapides chargee au plutonium et refroidie au sodium. Si incertaines qu'elles soient, elles constituent un guide necessaire a l'orientation de nos travaux. 3 - Etudes effectuees a ce jour: Nous donnons un apercu des etudes souvent tres preliminaires qui ont permis de retenir les caracteristiques citees plus haut. Les principaux domaines techniques abordes sont les suivants: - Neutronique (masses critiques, taux de regeneration, enrichissements, aplatissement du flux de neutrons, coefficients de reactivite, evolution de la reactivite en fonction de l'irradiation), - Dynamique, controle et surete, - Combustible, - Technologie (conception du bloc-pile, des circuits de sodium, des dispositifs pour la manutention des assemblages). Ces etudes techniques se completent de considerations economiques. Le choix de caracteristiques optimales est lie a l'existence de programmes de production d'electricite et, dans ces programmes, a celle des reacteurs a neutrons thermiques producteurs de plutonium. On montre comment il y a lieu de tenir compte de l'existence du plutonium dans ce contexte, et quels sont les mecanismes qui rattachent l'economie de ce plutonium au choix des parametres essentiels des reacteurs surgenerateurs. 4 - Reacteur prototype: On justifie l'interet d'une etape

  1. Presence of Tritium in the Cooling Circuits of the Reactors G2 and G3; Presence de tritium dans les circuits de refroidissement des reacteurs G2 et G3

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Estournel, R [Commissariat a l' Energie Atomique. Centre de Production de Plutonium de Marcoule, 30 - Chusclan (France)

    1962-07-01

    In a reactor of the G 2-G 3 type, tritium can be formed by the neutronic bombardment of many elements present in the core. Tritium was found to be present in the cooling circuits of the reactors G 2 and G 3 in the water coming from the regeneration of the CO{sub 2} dehydrating columns. (author) [French] Dans un reacteur du type G 2 - G 3, le tritium peut etre forme par le bombardement. neutronique de nombreux elements existant dans le c r. La presence de tritium dans les circuits de refroidissement des reacteurs G 2 - G 3 a ete mis en evidence dans l'eau provenant de la regeneration des colonnes de deshydratation du CO{sub 2}. (auteur)

  2. Advanced epithermal thorium reactor (AETR) physics; Physique d'un reacteur au thorium, a neutrons epithermiques, de type perfectionne (AETR); Fizika usovershenstvovannog o nadteplovogo torievogo reaktora; Fisica del reactor epitermico de tipo avanzado, alimentado con torio (AETR)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Campise, A. V. [Atomics International, Canoga Park, CA (United States)

    1962-03-15

    'etude de cet ensemble a mis en relief l'importance des donnees relatives aux sections efficaces et de l'interpretation theorique des resultats experimentaux pour l'etude d'un reacteur au thorium de type perfectionne. La precision des methodes analytiques employees a ete demontree lors de l'analyse des resultats experimentaux obtenus avec le ZPR-III. L'auteur compare trois configurations pour le transfert de chaleur, en utilisant le temps de doublement comme parametre d'optimisation. Les effets de la production de {sup 233}Pa et d'isotopes de l'uranium sur le bilan neutronique, les taux possibles de surgeneration et les caracteristiques de la combustion sont evalues en tenant compte de l'imprecision des sections efficaces nucleaires. (author) [Spanish] El autor estudia la concepcion del reactor AETR desde el punto de vista de la teoria actual de los parametros nucleares y del balance neutronico. En los sistemas moderados por grafito examina el efecto de la captura por resonancia en el torio para energias medias de absorcion del orden de 0,10 a 100 keV. Aplica formulas de resonancia angosta y de resonancia ancha para obtener la integral de resonancia efectiva en funcion de la temperatura, correspondiente a las barras de torio, y dicho parametro se expresa como secciones eficaces equivalentes de varios grupos. Se ha disenado y construido un conjunto critico para obtener datos nucleares indispensables en la gama de energias intermedias. En el diseno nuclear de dicho conjunto, se ha tenido particularmente en cuenta la importancia de los datos relativos a secciones eficaces y la interpretacion teorica de estos resultados experimentales, cosas ambas relacionadas con el diseno del reactor AETR. La precision de los metodos analiticos ha quedado demostrada por el estudio de los resultados experimentales obtenidos con el reactor ZPR-III. Se comparan tres sistemas de transmision de calor utilizando el tiempo de duplicacion como parametro optimo. Se estudia el efecto de la formacion

  3. Mixed approach (numerical modeling / equilibrium analysis) for slope stability analysis: development and application to the dams and open pit mining; Une approche mixte (numerique/equilibre limite) pour le calcul de stabilite des ouvrages en terre: developpement et application aux barrages et talus miniers

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kourdey, A.

    2002-09-15

    The determination of the sliding surface of slope (dam, slope natural..) is one of the important and complicated problems in geotechnics. The Analyze of stability by the methods of Limit Equilibrium like the method of slices are the most used methods. They are able to determine a safety factor for a geometrically defined failure surface. These methods well adapted to the homogeneous mediums, have been developed a lot but they do not integrate the basic relations of mechanics (stress-strain). The numerical methods are better adapted to mediums having more complexity (effect of water, seismicity, fracturing,..). But, they are seldom used to determine a sliding surface and a safety factor. Each family offers appreciable advantages in the analysis of slope stability. For that purpose, we have developed a method that combines the advantages of the numerical methods as well as those of Limit Equilibrium allowing obtaining a slip surface determined by the calculated constraints. This slip surface may be imposed or better optimized, thus providing a minimal safety factor. Methods of operation research are used to obtain this surface. They are search methods by level, dynamic research.. or both at the same time. We integrated these developments in an existing computer code based on the method of Finite Differences known as FLAC. The stresses are determined for a linear behavior and for nonlinear. Interfaces and graphic tools are also produced to facilitate the analysis of stability. The validity of this approach was carried out for a standard case of slope, we analyzed and compared the results with the methods of Limit Equilibrium. The parametric study shows that this approach takes account of different parameters, which influences stability. We also kept a particular place for the application on real cases presenting slopes of different nature (dams, mining slops,...). (author)

  4. Detection and location of can rupture in reactors cooled by a flow of water; Detection et localisation des ruptures de gaines sur les reacteurs refroidis par circulation d'eau

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Le Meur, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1968-07-01

    This report brings together the principal methods of fission-product detection used for water reactors. The position, type and method of adjustment is given for each detector. The methods for localizing the defective elements are explained, in particular those using water sampling or decreases in the flux. A few installations are briefly described. They correspond to particular types of reactors using boiling, pressurized or cold water. Amongst the many methods used, it can be noted that when the fuel is resistant, the installations are fairly compact. In nuclear super-heated reactors on the other hand, the study of fuel behaviour calls for larger installations. An identification of defective elements exists when the reactor structure allows it. If this is not possible, a localization in a group of elements is obtained by a flux depression. (author) [French] Ce rapport rassemble les principales methodes de detection de produits de fission utilisees pour des reacteurs a eau. On indique pour les detecteurs leurs emplacements, leurs types, leurs reglages. On explique quelles sont les methodes de localisation des elements defectueux, en particulier celles utilisant des prelevements d'eau ou des depressions de flux. Quelques installations sont decrites sommairement. Elles correspondent a des types particuliers de reacteurs a eau bouillante, pressurisee ou froide. Parmi les nombreuses methodes utilisees, on constate que les installations sont peu importantes, lorsque le combustible est resistant. Par contre dans les reacteurs a surchauffe nucleaire l'etude du comportement du combustible necessite des installations plus importantes. Une identification d'elements defectueux existe lorsque la structure du reacteur le permet. A defaut une localisation dans un groupe d'elements est obtenue par depression de flux. (auteur)

  5. Study of the consequences of the rupture of a pressure tube in the tank of a gas-cooled, heavy-water moderated reactor; Etude des consequences de la rupture d'un tube de force dans la cuve d'un reacteur modere a l'eau lourde et refroidi au gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hareux, F; Roche, R; Vrillon, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    Bursting of a pressure tube in the tank of a heavy water moderated-gas cooled reactor is an accident which has been studied experimentally about EL-4. A first test (scale 1) having shown that the burst of a tube does not cause the rupture of adjacent tubes, tests on the tank resistance have been undertaken with a very reduced scale model (1 to 10). It has been found that the tank can endure many bursts of tube without any important deformation. Transient pressure in the tank is an oscillatory weakened wave, the maximum of which (pressure peak) has been the object of a particular experimental study. It appears that the most important parameters which affect the pressure peak are; the pressure of the gas included in the bursting pressure tube, the volume of this gas, the mass of air included in the tank and the nature of the gas. A general method to calculate the pressure peak value in reactor tanks has been elaborated by direct application of experimental data. (authors) [French] L'eclatement d'un tube de force dans la cuve d'un reacteur de puissance modere a l'eau lourde et refroidi par un gaz sous pression est un accident qui a ete etudie experimentalement a propos d'EL-4. Un premier essai a l'echelle 1 ayant montre que l'eclatement d'un tube ne provoque pas celui des tubes voisins, des essais relatifs a la tenue de la cuve ont ete effectues sur maquettes a echelle tres reduite (l/lO). Il a ete trouve que la cuve peut supporter plusieurs eclatements de tubes sans deformations notables. La pression transitoire dans la cuve a une allure oscillatoire amortie dont le maximum (pression de pic) a fait l'objet d'une etude experimentale detaillee. Il apparait que les parametres essentiels influant sur cette pression sont: la pression du gaz contenu dans le tube de force, le volume du gaz qui participe a l'eclatement, la flexibilite de la cuve, la masse d'air empoisonnee dans la cuve, la nature du gaz explosant. Une methode generale d'estimation des pics de pression dans

  6. The Pulsed Neutron Technique Applied to Fast Non-Multiplying Assemblies; Application de la Methode des Neutrons Pulses aux Assemblages Non Multiplicateurs a Neutrons Rapides; Primenenie metoda impul'snykh nejtronov pri izuchenii povedeniya bystrykh nejtronov v nerazmnozhayushchikh sborkakh; Aplicacion de la Tecnica de los Neutrones Pulsados a Conjuntos Rapidos de Materiales No Multiplicadores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Beghian, L. E.; Wilensky, S. [Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, MA (United States)

    1965-10-15

    Graaff a impulsions de l'ordre de la nanoseconde pour etudier le comportement de neutrons rapides dans des assemblages metalliques non multiplicateurs. Ils ont mesure les sections efficaces non elastiques du fer pour les neutrons rapides. La methode employee est semblable a celle qu'on utilise pour mesurer les sections efficaces d'absorption dans des assemblages a neutrons thermiques, avec cette difference que les temps de decroissance pour les neutrons rapides sont de l'ordre de la nanoseconde et non de la microseconde. Des bouffees de neutrons monoenergetiques d'une nanoseconde sont introduites dans des assemblages en fer de dimensions diverses. On remarque que dans ces assemblages le flux de neutrons decroit exponentiellement avec une constante de decroissance caracteristique. La constante de decroissance est composee d'une somme de termes qui representent la perte de neutrons due aux fuites et a la degradation en energie. La degradation en energie represente une perte de neutrons, car un detecteur de neutrons dont les donnees sont entachees d'une erreur systematique est utilise. On peut determiner le terme correspondant a la diffusion elastique et inelastique en mesurant la constante de decroissance consideree comme une fonction des dimensions de l'assemblage. Suit un developpement theorique pour le calcul de la fraction de ce terme qui est due a la diffusion elastique et, par consequent, pour la determination de la section efficace non elastique. Le procede theorique de calcul de cette fraction a fait l'objet de verifications experimentales. Les auteurs ont mesure la section efficace non elastique du fer par cette methode pour des energies de neutrons primaires comprises entre 0,8 et 1,5 MeV. La methode de la source puisee decrite ci-dessus a ete utilisee pour mesurer des constantes de decroissance pour des plaques de plomb. Les conditions de l'experience sont approximativement conformes aux hypotheses generalement admises lorsqu'on resout l'equation de transport de

  7. Formation en TIC destinée aux personnes handicapées en ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Formation en TIC destinée aux personnes handicapées en Amérique latine. En Amérique latine et dans les Caraïbes, les personnes handicapées représentent environ 10 % de la population. La population de cette région affiche des taux de pauvreté et de chômage élevés; assurer des moyens de subsistance décents aux ...

  8. Pourquoi la philosophie indienne ne doit pas être laissée aux seuls philosophes

    OpenAIRE

    Bronkhorst, Johannes

    2017-01-01

    Des historiens de l’astronomie, de la linguistique ou de la médecine indiennes anciennes, on attend généralement qu’ils soient familiers des contreparties occidentales modernes de ces disciplines. Mais qu’en est-il de la philosophie ? Et tout d’abord, existe-t-il en Inde ancienne quelque chose comme une philosophie dont on pourrait faire l’histoire ? Et si oui, qui en sera le meilleur exégète ? Le philosophe attentif aux enjeux systématiques, ou l’historien sensible aux contextes de productio...

  9. Practical guide to dosimetry as applied in the research reactors of the Saclay and Grenoble nuclear research centers; Guide pratique de la dosimetrie mise en oeuvre dans les reacteurs de recherche du C.E.N./G et du C.E.N./S

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

    Since the problems concerning neutron and gamma flux measurements which arise during irradiation experiments in the reactors in the Grenoble and Saclay Centres are of the same type, and since the solutions found are very often adopted in common, we have attempted to describe the methods we use at the present time. A brief description is given of the production of the detectors, the electronic apparatus; the formulae usually used for the interpretation of the measurements are given. A series of technical data cards give the most commonly used detector characteristics. These cards give the physical characteristics of the detectors, their nuclear constants, if any, the most suitable counting methods and the field of application. (authors) [French] Les problemes de mesures de flux de neutrons et de flux gamma qui se posent pour les experiences irradiees dans les reacteurs des Centres de Grenoble et de Saclay etant du meme type et les solutions trouvees, tres souvent adoptees en commun, nous avons cherche a decrire les methodes que nous pratiquons actuellement. On decrit tres brievement la fabrication des detecteurs, l'appareillage electronique; on rappelle les formules usuelles qui servent dans l'interpretation des mesures. Une serie de fiches techniques rassemble les caracteristiques des detecteurs les plus couramment utilises. Ces fiches indiquent les caracteristiques physiques des detecteurs, leurs constantes nucleaires s'il y a lieu, les methodes de comptage les mieux adaptees et le domaine d'utilisation. (auteurs)

  10. Thermal modeling. Application to lithium batteries; Modelisation thermique. Application aux accumulateurs lithium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Alexandre, A. [Ecole Nationale Superieure de Mecanique et d`Aerotechnique (ENSMA), 86 - Poitiers (France); Flament, P. [SAFT, 33 - Bordeaux (France); Marolleau, T. [SAFT, Advanced and Industrial Battery Group, 86 - Poitiers (France); Guiot, T.; Lefriec, C. [TSR Futuropolis, 86 - Chasseneuil du Poitou (France)

    1996-12-31

    The thermal modeling of electrochemical batteries is today an integral part of the design and validation operations of new products. The Li-ion pair allows to increase the power density of batteries but leads to higher heat fluxes during charging-output cycles. Thus, the thermal control has become more crucial and requires the use of modeling. SAFT and TSR companies are involved in this approach and use the ESACAP software. This paper presents this software which uses a nodal method for the modeling of the coupled thermal and electrical processes that take place inside elementary cells and batteries. (J.S.)

  11. Discrete modelling of rock-fill: Application to dams; Modelisation discrete des enrochements: Application aux barrages

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Deluzarche, R

    2004-12-15

    In this study, a discrete numerical model for rock-fill is built up and validated. This model is based upon the definition of bidimensional clusters that can break in different ways. The resistance of the inner bonds of the clusters are calibrated by reproducing the size-dependant resistance of rock blocks submitted to crushing tests. Numerical simulations of laboratory tests are performed on samples made of the different clusters. Tests on crushable clusters emphasize the utmost importance of particle crushing on the behaviour. A dam is modelled. The role of the placed-rock face on the stabilisation is underlined. The deformation of the dam during reservoir filling, as well as its good seismic behaviour is well reproduced by the model. The model makes it possible to show the influence of particle breakage on the settlements. (author)

  12. Thermal modeling. Application to lithium batteries; Modelisation thermique. Application aux accumulateurs lithium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Alexandre, A [Ecole Nationale Superieure de Mecanique et d` Aerotechnique (ENSMA), 86 - Poitiers (France); Flament, P [SAFT, 33 - Bordeaux (France); Marolleau, T [SAFT, Advanced and Industrial Battery Group, 86 - Poitiers (France); Guiot, T; Lefriec, C [TSR Futuropolis, 86 - Chasseneuil du Poitou (France)

    1997-12-31

    The thermal modeling of electrochemical batteries is today an integral part of the design and validation operations of new products. The Li-ion pair allows to increase the power density of batteries but leads to higher heat fluxes during charging-output cycles. Thus, the thermal control has become more crucial and requires the use of modeling. SAFT and TSR companies are involved in this approach and use the ESACAP software. This paper presents this software which uses a nodal method for the modeling of the coupled thermal and electrical processes that take place inside elementary cells and batteries. (J.S.)

  13. Report of transparency and nuclear safety 2007 CEA Fontenay aux Roses; Rapport transparence et securite nucleaire 2007 CEA Fontenay aux Roses

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2007-07-01

    This report presents the activities of the CEA Center of Fontenay aux roses for the year 2007. After many years of decommissioning and dismantling of nuclear installations, the Center is now devoted (since 2005) to the development of research programmes on biology and biomedical technologies. The actions concerning the safety, the radiation protection, the significant events, the release control and the environmental impacts and the wastes stored on the center are discussed. (A.L.B.)

  14. Adaptation aux répercussions de l'élévation du niveau de la mer ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    , la pollution, l'utilisation intensive des terres, la croissance démographique et la dégradation des écosystèmes. Elles sont par ailleurs exposées aux répercussions de la hausse du niveau de la mer et notamment aux inondations. Réduire la ...

  15. Identification and gene expression analysis of AUX1 influencing adventitious root induction in olive cuttings (Olea europaea L.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Seyed Mehdi Hosseini Mazinani

    2014-12-01

    Full Text Available Olive is one of the most important fruit crops throughout the Mediterranean Basin, mainly propagated by cuttings. The adventitious root development is a key stage in vegetative propagation however the low rooting capacity of some cultivars severely affects the efficiency of olive clonal propagation. Auxin Influx Carrier gene (AUX1, plays a key role in lateral root formation in many plant species promoting the export of IAA from newly developing leaves to lateral root primordia. Putative olive homologues were amplified by using degenerate primers designed on the conserved regions of AUX1 transcripts identified in other plants. Transcript and amino acid sequences in root (OeAUX1R and base of cutting (OeAUX1B were different causes of polymorphisms relating to possible distinct roles in these tissues. In order to investigate the gene expression patterns, Real-time PCR was performed on cuttings during the rooting stage collected from genotypes characterized by high and low rooting ability. Moreover, the gene expression was investigated on different olive tissues. Preliminary results showed that the expression of OeAUX1B and OeAUX1R in base of cuttings and roots of the high-rooting genotype were higher which suggests the hypothesis of the involvement of OeAUX1 in olive rooting. Bioinformatics analysis revealed that AUX1 gene had 8 exons in olive and the sequence of this gene in plant was conserved during evolution.

  16. La responsabilité comme mode de gouvernement néolibéral : l’exemple des programmes d’aide aux familles aux États-Unis de 1980 à nos jours

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Philippe Fournier

    2015-01-01

    Full Text Available Le point de départ de ma proposition est que la responsabilité est un terme plus approprié que la vertu pour désigner les exhortations au devoir civique dans l’ère contemporaine. De même, à défaut de voir l’implication citoyenne comme l’expression de la rationalité individuelle ou de la conscience morale dans la sphère publique, je propose de comprendre la responsabilité comme une matrice discursive et gouvernementale qui perpétue des modèles comportementaux bien spécifiques. J’entends ainsi démontrer que la responsabilité est devenue une modalité indispensable du « gouvernement de la conduite » au sein d’une rationalité néolibérale. En plus de constituer une série de dispositions morales qui remédierait aux failles et aux lacunes de l’individualisme (néolibéral, la responsabilité se matérialise dans les incitations à une citoyenneté active et participe de ce fait à la rationalisation du retranchement de l’État de la sphère sociale. Comme l’illustrent des courants aussi divers que le néoconservatisme, le communautarisme et l’économie sociale, la responsabilité se présente moins comme une solution de rechange aux créneaux du néolibéralisme qu’une série de techniques et de standards comportementaux visant à compléter et renforcer l’application élargie d’une logique micro-économique. Je montrerai que le recours à la notion de responsabilité est particulièrement visible dans les politiques d’aide sociale et au sein des nouveaux partenariats entre l’État, le milieu communautaire et les communautés locales. En effet, l’aide étatique est de plus en plus conditionnelle à la démonstration de certaines dispositions morales et psychologiques comme la volonté, la ténacité et la probité. L’article se divise en quatre parties. La première s’attarde à définir brièvement la « gouvernementalité », concept initialement développé par Michel Foucault. La deuxième se

  17. Evolution Analysis of the Aux/IAA Gene Family in Plants Shows Dual Origins and Variable Nuclear Localization Signals

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Wentao Wu

    2017-10-01

    Full Text Available The plant hormone auxin plays pivotal roles in many aspects of plant growth and development. The auxin/indole-3-acetic acid (Aux/IAA gene family encodes short-lived nuclear proteins acting on auxin perception and signaling, but the evolutionary history of this gene family remains to be elucidated. In this study, the Aux/IAA gene family in 17 plant species covering all major lineages of plants is identified and analyzed by using multiple bioinformatics methods. A total of 434 Aux/IAA genes was found among these plant species, and the gene copy number ranges from three (Physcomitrella patens to 63 (Glycine max. The phylogenetic analysis shows that the canonical Aux/IAA proteins can be generally divided into five major clades, and the origin of Aux/IAA proteins could be traced back to the common ancestor of land plants and green algae. Many truncated Aux/IAA proteins were found, and some of these truncated Aux/IAA proteins may be generated from the C-terminal truncation of auxin response factor (ARF proteins. Our results indicate that tandem and segmental duplications play dominant roles for the expansion of the Aux/IAA gene family mainly under purifying selection. The putative nuclear localization signals (NLSs in Aux/IAA proteins are conservative, and two kinds of new primordial bipartite NLSs in P. patens and Selaginella moellendorffii were discovered. Our findings not only give insights into the origin and expansion of the Aux/IAA gene family, but also provide a basis for understanding their functions during the course of evolution.

  18. Evolution Analysis of the Aux/IAA Gene Family in Plants Shows Dual Origins and Variable Nuclear Localization Signals.

    Science.gov (United States)

    Wu, Wentao; Liu, Yaxue; Wang, Yuqian; Li, Huimin; Liu, Jiaxi; Tan, Jiaxin; He, Jiadai; Bai, Jingwen; Ma, Haoli

    2017-10-08

    The plant hormone auxin plays pivotal roles in many aspects of plant growth and development. The auxin/indole-3-acetic acid (Aux/IAA) gene family encodes short-lived nuclear proteins acting on auxin perception and signaling, but the evolutionary history of this gene family remains to be elucidated. In this study, the Aux/IAA gene family in 17 plant species covering all major lineages of plants is identified and analyzed by using multiple bioinformatics methods. A total of 434 Aux/IAA genes was found among these plant species, and the gene copy number ranges from three ( Physcomitrella patens ) to 63 ( Glycine max ). The phylogenetic analysis shows that the canonical Aux/IAA proteins can be generally divided into five major clades, and the origin of Aux/IAA proteins could be traced back to the common ancestor of land plants and green algae. Many truncated Aux/IAA proteins were found, and some of these truncated Aux/IAA proteins may be generated from the C-terminal truncation of auxin response factor (ARF) proteins. Our results indicate that tandem and segmental duplications play dominant roles for the expansion of the Aux/IAA gene family mainly under purifying selection. The putative nuclear localization signals (NLSs) in Aux/IAA proteins are conservative, and two kinds of new primordial bipartite NLSs in P. patens and Selaginella moellendorffii were discovered. Our findings not only give insights into the origin and expansion of the Aux/IAA gene family, but also provide a basis for understanding their functions during the course of evolution.

  19. Application de la gestion intégrale de l'innovation dans les petites et ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    'application d'un cadre de gestion intégrale de l'innovation destiné exclusivement aux PME. Les capacités de recherche et de mise en oeuvre seront améliorées au moyen d'une formation aux cycles supérieurs ou d'une autre nature.

  20. La largeur de bande pourrait permettre aux universités africaines de ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    2 févr. 2011 ... La meilleure politique une recherche en télécommunication dans une ... Toutefois, l'utilisation de HINARI exige un accès Internet fiable et assez .... à la conférence d'Internet2, qui a eu lieu aux États-Unis en septembre, et à ...

  1. Le marche aux fetiches (lantassime) d'Akodessewa a Lome (Togo ...

    African Journals Online (AJOL)

    ) est célèbre par les marchandises qui y sont vendues. Une démarche méthodologique basée sur la recherche documentaire, l'observation et les enquêtes par questionnaires a permis de montrer que le marché aux fétiches occupe des ...

  2. Monitoring the performance of Aux. Feedwater Pump using Smart Sensing Model

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    No, Young Gyu; Seong, Poong Hyun [Korea Advanced Institute of Science and Technology, Daejeon (Korea, Republic of)

    2015-10-15

    Many artificial intelligence (AI) techniques equipped with learning systems have recently been proposed to monitor sensors and components in NPPs. Therefore, the objective of this study is the development of an integrity evaluation method for safety critical components such as Aux. feedwater pump, high pressure safety injection (HPSI) pump, etc. using smart sensing models based on AI techniques. In this work, the smart sensing model is developed at first to predict the performance of Aux. feedwater pump by estimating flowrate using group method of data handing (GMDH) method. If the performance prediction is achieved by this feasibility study, the smart sensing model will be applied to development of the integrity evaluation method for safety critical components. Also, the proposed algorithm for the performance prediction is verified by comparison with the simulation data of the MARS code for station blackout (SBO) events. In this study, the smart sensing model for the prediction performance of Aux. feedwater pump has been developed. In order to develop the smart sensing model, the GMDH algorithm is employed. The GMDH algorithm is the way to find a function that can well express a dependent variable from independent variables. This method uses a data structure similar to that of multiple regression models. The proposed GMDH model can accurately predict the performance of Aux.

  3. Monitoring the performance of Aux. Feedwater Pump using Smart Sensing Model

    International Nuclear Information System (INIS)

    No, Young Gyu; Seong, Poong Hyun

    2015-01-01

    Many artificial intelligence (AI) techniques equipped with learning systems have recently been proposed to monitor sensors and components in NPPs. Therefore, the objective of this study is the development of an integrity evaluation method for safety critical components such as Aux. feedwater pump, high pressure safety injection (HPSI) pump, etc. using smart sensing models based on AI techniques. In this work, the smart sensing model is developed at first to predict the performance of Aux. feedwater pump by estimating flowrate using group method of data handing (GMDH) method. If the performance prediction is achieved by this feasibility study, the smart sensing model will be applied to development of the integrity evaluation method for safety critical components. Also, the proposed algorithm for the performance prediction is verified by comparison with the simulation data of the MARS code for station blackout (SBO) events. In this study, the smart sensing model for the prediction performance of Aux. feedwater pump has been developed. In order to develop the smart sensing model, the GMDH algorithm is employed. The GMDH algorithm is the way to find a function that can well express a dependent variable from independent variables. This method uses a data structure similar to that of multiple regression models. The proposed GMDH model can accurately predict the performance of Aux

  4. Élaboration de politiques nationales sur l'accès aux ressources ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Ce projet amènera des équipes de recherche expérimentées en provenance de ... des articles scientifiques, un livre et des documents de formation en anglais et ... Centre international de recherche agricole dans les zones arides ... de coopération scientifique et technologique en appui aux projets de recherche conjoints.

  5. Prévention du crime grâce aux pratiques communautaires au ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Selon les chiffres compilés par la police et l'ombudsman des droits de la personne, ... L'Association internationale de ressources en eau (IWRA), en étroite ... un accord de coopération scientifique et technologique en appui aux projets de ...

  6. Partenariat Canada-Caraïbes sur l'adaptation des collectivités aux ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Mettre en place des réseaux scientifiques et professionnels qui font progresser la ... climatiques en consolidant les structures institutionnelles et de gouvernance. ... ont conclu un accord de coopération scientifique et technologique en appui aux ... de l'Institut d'étude du développement international de l'Université McGill.

  7. De la recherche aux politiques - Établissement de liens entre l ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    La recherche sur les changements climatiques et leurs effets sur les populations vulnérables est assez avancée en Afrique australe. Toutefois, il y a peu de transfert des connaissances des scientifiques aux responsables des politiques. Ce projet vise à faciliter la traduction des résultats de la recherche en politiques de ...

  8. Mettre un terme à la violence faite aux femmes | CRDI - Centre de ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    13 nov. 2012 ... Asia Justice and Rights (AJAR) ... La violence contre les femmes ne se résume pas aux gestes posés. ... Dans une culture admettant la violence à l'endroit des femmes, ce fait est important; ... Indian Institute of Management

  9. Saine diversification des repas servis dans les écoles grâce aux ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Saine diversification des repas servis dans les écoles grâce aux innovations en agriculture. 03 janvier 2018. Wendy-Ann Isaac, Gaius Eudoxie, Patrick Cortbaoui, Wayne Ganpat et Sylvia Borucki. Des élèves qui mangent un repas à l'école. Photo : Arne Hoel / Banque mondiale ...

  10. Vulnérabilité des troupeaux transhumants aux mutations climatiques ...

    African Journals Online (AJOL)

    Vulnérabilité des troupeaux transhumants aux mutations climatiques : analyse des perceptions et adaptations locales dans le bassin de la Sota à Malanville. S Zakari, BAH Tente, I Yabi, IT Imorou, T Tabou, F Afouda, B n'Bessa ...

  11. Prévalence et susceptibilité aux antibiotiques des souches de ...

    African Journals Online (AJOL)

    Cette étude a pour but de déterminer la prévalence et la susceptibilité des souches de Salmonella ... Les résultats des tests de sensibilité aux antibiotiques ont montré que : 92,68% des Salmonella ...... Kariuki S, Holt KE, Gordon MA, Harris.

  12. Le coût du crédit aux entreprises.

    OpenAIRE

    PARMENTIER, P.; THOMAS, J.

    2006-01-01

    La remontée des taux moyens des crédits aux entreprises amorcée au quatrième trimestre 2005 s’est poursuivie entre janvier et avril 2006 pour toutes les catégories de concours autres que l’escompte.

  13. Offrir un choix aux agriculteurs pauvres: Harsha de Silva (Sri Lanka ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    ans de nombreux pays en développement, les téléphones mobiles permettent aux pauvres de profiter des avantages des technologies de l'information et de la communication (TIC). Des travaux de recherche appuyés par le CRDI et dirigés par Learning Initiatives on Reforms for Network Economies (LIRNEasia), ...

  14. Tirer des connaissances de la recherche locale et les utiliser aux ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    gs

    La Carnegie Corporation of New York (CCNY) et le Centre de recherches pour le développement international (CRDI) annoncent le lancement d'une initiative de recherche concertée intitulée Tirer des connaissances de la recherche locale et les utiliser aux fins de la consolidation de la paix et du renforcement de l'État.

  15. Mise en place d'un réseau d'adaptation aux changements ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Ce projet a pour objectif de concevoir un mécanisme de gestion des risques accrus liés aux changements climatiques en appliquant le principe reconnu des ... Adaptation to Climate Change: Stakeholder engagement and understanding impacts - International Council for Local Environment Initiatives (ICLEI) (Section 21).

  16. Etude comparative de la flore aux abords des cours d'eau dans les ...

    African Journals Online (AJOL)

    Etude comparative de la flore aux abords des cours d'eau dans les zones hypo et hyper endémiques d'ulcère de Buruli en Côte d'Ivoire. C. Cisse Boni, E. Ehouman, D. Soro, M.W. Kone, A. Bakayoko, F. Dembele, K. Bauthire, M Dosso ...

  17. Penser aux/les limites de nos limites

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Jacques Lévy

    2010-12-01

    Full Text Available Le mot « frontière » a beaucoup de succès, dans son sens propre mais plus encore comme métaphore d’une multitude de réalités qui ont à voir avec les limites, c’est-à-dire avec notre propension à découper le monde en objets séparables. Mais on constate une grande indétermination entre concept et métaphore et un usage trop facile de mélanges entre ceux-ci. Il faut donc d’abord admettre que la matérialité n’est qu’une des composantes de notre monde, mais que l’immatériel n’est pas l’irréel, le simulé ou le métaphorique. Après un détour par une théorie des limites et ses limites et une distinction entre le topographique (continu et le topologique (discontinu appliquée à l’intérieur et aux limites d’une aire, deux exemples sont développés qui visent à montrer que, si l’on trouve des frontières, ce n’est pas forcément là où on les attend et que l’appréciation juste de la place des frontières suppose la prise en compte de bien d’autres considérations que la seule limitation volontaire et brutale du franchissement d’une ligne imaginaire tracée au sol.Think about limits and the limits of our limitsThe word “boundary” has been very successful in its literal sense but even more so as a metaphor of a multitude of realities involving limits, that is, with regards to our tendency to divide the world into separable objects. However, one can observe a considerable uncertainty between the concept and the metaphor and an utilisation too easy of various mixtures of them. It becomes necessary therefore to first admit that materiality is only one of the components of our world whilst the immaterial is not unreal, simulated or metaphoric. After a detour consisting of examining a theory of limits and its limits and making the distinction between the topographic (continuous and the topologic (discontinuous applied to the interior and the limits of an area, two examples are developed which aim to

  18. Space-time dependent impulse response of a subcritical cylindrical reactor; Reponse impulsionnelle spatio-temporelle d'un reacteur cylindrique en regime sous-critique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cazemajou, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1965-07-01

    In this paper, a new formulation of the spatial dependent impulse response of a subcritical reactor in a cylindrical geometry is proposed. An expression of the transfer function between a point source at the center of coordinates and the flux at a given point (r,z) is obtained by solving: by means of Laplace transform, the one group diffusion equation. In this transfer function, variables r and p (p being the Laplace variable) remain linked within a modified Bessel function. Taking the inverse Laplace transform is done by two different ways: - using the Mellin-Fourier method which separates variables r and t. This method makes it possible to establish that there is identity between the classical formulation and the new one. - using an inverse Laplace transform which keeps variables r and t linked. This method requires to approximate the inverse Laplace transform of the end factor. It is then possible to replace the radial harmonics modes series of the classical expression by a single function. This new formulation seems to be of particular interest when dealing with reactors of large size and lifetime. It is also interesting each time the harmonics play an important role. (author) [French] Dans le present rapport, on propose une nouvelle formulation de la reponse impulsionnelle spatio-temporelle d'un reacteur sous-critique, en geometrie cylindrique. Une expression de la fonction de transfert entre une source ponctuelle placee au centre des coordonnees et le flux au point courant (r,z) est obtenue en resolvant, par transformation de Laplace, l'equation de la diffusion a un seul groupe d'energie. Dans cette fonction de transfert, les variables r et p (variable de Laplace) demeurent groupees dans une fonction de Bessel modifiee. Le retour a l'original est effectue de deux manieres: - la methode de Mellin-Fourier qui separe les variables r et t, permet d'etablir l'identite entre la nouvelle formulation et la formulation classique. - un original conservant les variables

  19. Economic aspects of electricity and industrial heat generating reactors; Aspect economique des reacteurs produisant de l'electricite et de la chaleur industrielle

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gaussens, J; Moulle, N; Dutheil, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Aldebert, J [Institut National des Sciences et Techniques Nucleaires (INSTN), CEA Saclay, 91 - Gif sur Yvette (France)

    1964-07-01

    The economic advantage of electricity-generating nuclear stations decreases when their size decreases. However, when a counter-pressure turbine is joined on to a reactor and the residual heat can be properly used, it can be shown that fairly low capacity nuclear equipment may compete with conventional equipment under certain realistic enough conditions. The aim of this paper is to define these special conditions under which nuclear energy can be profitable. They are connected with the location and the general economic environment of the station, the pattern of the electricity and heat demands it must meet, the level of fuel and specific capital costs, nuclear and conventional. These conditions entail certain technical and economic specifications for the reactors used in this way otherwise they are unlikely to be competitive. In addition, these results are referred to the potential steam and electricity market, which leads us to examine certain uses for the heat generated by double purpose power stations; for example, to supply combined industrial plants, various types of town heating and for removal of salt from sea water. (authors) [French] L'interet economique de centrales nucleaires productrices d'electricite decroit lorsque la puissance decroit. Cependant, lorsqu'on associe une turbine a contrepression a un reacteur et qu'il est possible d'utiliser dans de bonnes conditions la chaleur residuelle, on peut montrer que dans certaines conditions assez realistes, des equipements nucleaires d'une puissance unitaire peu elevee peuvent etre competitifs avec des equipements conventionnels. Cette communication a donc pour but de mettre en evidence quelles sont ces conditions particulieres de rentabilite de l'energie nucleaire. Elles sont liees a la localisation de la centrale et a son contexte economique general, a la structure de la demande d'energie electrique et thermique a laquelle elle doit satisfaire, au niveau des couts des combustibles et des investissements

  20. Operating Experience with the BR-5 Reactor; Experience acquise aupres du reacteur BR-5; Opyt ehkspluatatsii reaktora BR-5; Experiencia practica con el reactor BR-5

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lejpunskij, A. I.; Kazachkovskij, O. D.; Pinkhasik, M. S.; Aristarkhov, N. N.; Karpov, A. V.; Larin, E. P.; Efimov, I. A.

    1963-10-15

    The paper discusses the carrying-out of repair and maintenance work on the radioactive liquid-metal circuit of the BR-5 fast neutron reactor. Attention is also given to problems of reactor operation after achievement of the planned 2% fuel burn-up with some disturbance of leak-tightness in individual fuel elements. An account is given of experience in discharging the active section, examining the condition and leak-tightness of the fuel elements, and decontaminating the equipment and piping of the first radioactive circuit after reaching 5% fuel burn-up. (author) [French] Dans ce memoire les auteurs decrivent l'execution des reparations et des travaux d'entretien dans le circuit radioactif liquide-metal du reacteur a neutrons rapides BR-5. Ils etudient egalement les problemes lies au fonctionnement du reacteur au taux de combustion de 2% prevu avec quelques defauts d'etancheite dans des elements combustibles particuliers. Ils decrivent le dechargementen zone active et examinent les conditions d'etancheite des elements combustibles. Ainsi que la decontamination de l'appareillage et des tuyauteries du premier circuit radioactif apres avoir atteint un taux de combustion de 5%. (author) [Spanish] En la memoria se examinan los problemas planteados por el mantenimiento del circuito radiactivo de metal liquido del reactor de neutrones rapidos BR-5. Se tratan cuestiones relacionadas con la explotacion del reactor una vez alcanzado el grado de combustion de 2%, previsto en el proyecto y luego de producirse ciertas alteraciones de la densidad de determinados elementos combustibles. Se describen la experiencia adquirida durante la descarga del cuerpo del reactor, las investigaciones del estado general y de la hermeticidad de los elementos combustibles y las operaciones de descontaminacion de la instalacion y de las tuberias del circuito radiactivo primario despues de alcanzado un grado de combustion de 5%. (author) [Russian] V doklade rassmatrivayutsya voprosy proizvodstva

  1. Economic aspects of electricity and industrial heat generating reactors; Aspect economique des reacteurs produisant de l'electricite et de la chaleur industrielle

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gaussens, J.; Moulle, N.; Dutheil, F. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Aldebert, J. [Institut National des Sciences et Techniques Nucleaires (INSTN), CEA Saclay, 91 - Gif sur Yvette (France)

    1964-07-01

    The economic advantage of electricity-generating nuclear stations decreases when their size decreases. However, when a counter-pressure turbine is joined on to a reactor and the residual heat can be properly used, it can be shown that fairly low capacity nuclear equipment may compete with conventional equipment under certain realistic enough conditions. The aim of this paper is to define these special conditions under which nuclear energy can be profitable. They are connected with the location and the general economic environment of the station, the pattern of the electricity and heat demands it must meet, the level of fuel and specific capital costs, nuclear and conventional. These conditions entail certain technical and economic specifications for the reactors used in this way otherwise they are unlikely to be competitive. In addition, these results are referred to the potential steam and electricity market, which leads us to examine certain uses for the heat generated by double purpose power stations; for example, to supply combined industrial plants, various types of town heating and for removal of salt from sea water. (authors) [French] L'interet economique de centrales nucleaires productrices d'electricite decroit lorsque la puissance decroit. Cependant, lorsqu'on associe une turbine a contrepression a un reacteur et qu'il est possible d'utiliser dans de bonnes conditions la chaleur residuelle, on peut montrer que dans certaines conditions assez realistes, des equipements nucleaires d'une puissance unitaire peu elevee peuvent etre competitifs avec des equipements conventionnels. Cette communication a donc pour but de mettre en evidence quelles sont ces conditions particulieres de rentabilite de l'energie nucleaire. Elles sont liees a la localisation de la centrale et a son contexte economique general, a la structure de la demande d'energie electrique et thermique a laquelle elle doit satisfaire, au niveau des couts des

  2. Development of the control assembly pattern and dynamic analysis of the generation IV large gas-cooled fast reactor (GFR); Developpement du design d'un assemblage de controle et analyse dynamique des reacteurs a neutrons rapides de quatrieme generation refroidis au gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Girardin, G.

    2009-07-09

    Among the systems selected by the GIF, the Gas-cooled Fast Reactor (GFR) is a highly innovative system with advanced fuel geometry and materials. It is in the context of the large, 2400 MWth reference GFR design that the present doctoral research has been conducted, the principal aim having been to develop and qualify the control assembly (CA) pattern and corresponding CA implementation scheme for this system. The work has been carried out in three successive and complementary phases: (1) validation of the neutronics tools, (2) the CA pattern development and related static analysis, and (3) dynamic core behavior studies for hypothetical CA driven transients. During the first phase of the thesis, the reference PROTEUS test lattice from these experiments has been analyzed with ERANOS-2.0 and its associated, adjusted nuclear data library ERALIB1. Additionally, benchmark calculations were performed with the Monte Carlo code MCNPX, allowing one to both check the deterministic results and to analyze the sensitivity to different modern data libraries. It has been found that, for the main reaction rate ratios, the new analysis of the GCFR-PROTEUS reference lattice generally yields good agreement - within 1{sigma} measurement uncertainty - with experimental values and with the Monte Carlo simulations. As shown by the analysis, the predictions were in somewhat better agreement in the case of the adjusted ERALIB1 library. The applicability of ERANOS-2.0/ERALIB1 as the reference neutronics tool for the GFR analysis could thus be demonstrated. Furthermore, neutronics aspects related to the novel features of the GFR, for which new experimental investigations are needed, were highlighted. In the second phase of the research, the CA pattern was developed for the GFR, based on iterative neutronics and thermal-hydraulics calculations, 2D and 3D neutronics models for the reactor core having first been set up using the reference ERANOS-2.0/ERALIB1 computational scheme. For the thermal

  3. Un outil de prise de données sur une image numérisée et son utilité dans les études relatives aux poissons : exemple d'une application concrète en morphométrie

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    SAGNES P.

    1995-04-01

    Full Text Available Une configuration informatique polyvalente en analyse d'images est présentée. L'accent est mis sur une application morphométrique par l'intermédiaire d'un exemple concret chez les poissons, d'où ressortent les principales qualités du dispositif, soit la précision et la rapidité de collecte et de stockage des données. Des applications possibles de cet outil à des domaines d'étude précis sont également suggérées.

  4. Measurements with a Pulsed and Modulated Source in a Reactor; Mesures au Moyen d'une Source Pulsee et Modulee dans un Reacteur; Izmereniya v reaktore s pomoshch'yu impul'snogo i moduliruemogo is tochnika; Mediciones Efectuadas en Reactor con una Fuente Pulsada y Modulada

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rotter, W. [Centre d' Etude de l' Energie Nucleaire, Mol (Belgium)

    1965-10-15

    a digital computer [French] Un generateur dont le debit neutronique est variable selon une fonction du temps quelconque a ete mis au point par les Laboratoires de recherches Philips. Son utilite pratique dans le domaine de la physique des reacteurs a ete demontree par une serie de mesures effectuees dans le reacteur BRO2 a fotat sous-critique. Sa bonne stabilite, la possibilite de faire varier brusquement l'intensite neutronique, de puiser le debit ou de le moduler sinusoldalement, rend ce generateur tres souple. Il permet de determiner la reactivite ({rho} = {Delta}k/{beta}) et le temps de vie des neutrons ( Script-Small-L /{beta}) d'apres differentes methodes independantes. Une comparaison exacte de ces methodes est possible puisqu'elles peuvent etre employees sans modifier les conditions de mesure. On a determine: a) {rho} sur la base des neutrons retardes, par une reduction instantanee du debit de neutrons; b) {rho} sur la base des neutrons instantanes par des bouffees de neutrons; c) Script-Small-L /{beta} par combinaison de a) et b) pour 0,5 $ < {rho} <2 $; d) Script-Small-L /{beta} sur la base de la fonction de transfert du reacteur pour une source modulee. Les fonctions de transfert pour un oscillateur de reactivite et pour une source modulee sinusoldalement sont discutees. Il est montre que la mesure de Script-Small-L /{beta} est possible pour 0,1 $ < {rho} < 10 $ en utilisant une source modulee. La meme methode fournit aussi la reactivite a l'aide du rapport des neutrons instantanes aux neutrons retardes pour une frequence optimale, pratiquement independamment des donnees relatives aux neutrons retardes et de la valeur de f Script-Small-L /{beta}. Par accumulation d'un grand nombre de cycles dans l'analyseur multicanal, la statistique peut etre amelioree pour chaque methode. Le debit du generateur etant bien sinusoiedal, la reponse du reacteur peut etre integree sur chaque quart d'une periode, etant donne que la chafhe de mesure est pilotee par le

  5. [Project for] a high-flux extracted neutron beam reactor [for physicists]; Un [projet de] reacteur a haut flux et faisceaux sortis [pour physiciens

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ageron, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    tubes and the experimental equipment which can support doses much higher than the ones which are biologically permissible. The final part of the communication describes the studies carried out on the realization of a liquid hydrogen cold sink, one of the most important experimental devices envisaged. (authors) [French] Les besoins francais en canaux pour sortie de neutrons de differentes energies sont brievement indiques. L'interet bien connu des neutrons froids (plus de 4 Angstroem) est souligne. Les grandes lignes d'un reacteur permettant de satisfaire les physiciens sont esquissees. Ce sont les suivantes: 1 - Flux dans l'eau lourde du reflecteur de l'ordre de 7. 10{sup 14} thermiques. 2 - Souplesse d'emploi maximum obtenue par: - separation physique du coeur et du reflecteur, - independance des experiences entre elles, - possibilite de modification, sans interruption notable du fonctionnement de la pile, des experiences physiques jusqu'a - et y compris - la nature du reflecteur utilise, - reduction au minimum des protections fixes; emploi largement generalise des protections liquides (eau) et fluidisees (sables). 3 - Continuite technologique aussi grande que possible avec les reacteurs de recherche francais existant ou en construction (SILOE, PEGASE, OSIRIS). 4 - Surete de fonctionnement recherche par la simplicite de conception. 5 - Minimisation des frais de construction. La reduction des frais d'exploitation est recherchee plutot indirectement par la simplicite des solutions et la reduction du personnel d'exploitation, que directement par la minimisation des consommations d'elements combustibles et d'energie. La solution preconisee peut etre decrite comme un reacteur de type piscine a coeur clos, non pressurise, tres sous modere par l'eau legere de refroidissement. Entourant le reacteur, se trouvent un certain nombre de 'canaux boucles' comprenant chacun: - une portion du reflecteur (eau lourde dans l'exemple decrit), - une portion de canal d'extraction de neutrons

  6. Measurement and regulation of the level of a homogeneous plutonium reactor; Mesure et regulation du niveau d'un reacteur homogene au plutonium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Berger, F; Bertrand, J

    1958-12-01

    Reactivity depends strongly on disturbances of the level of the plutonium solution In the homogeneous reactor. Proserpine has a small cylindrical core, 250 mm diameter, and 10 liters volume. With a view to reducing the dangers due to corrosion and contamination, the solution level in the core is raised by pneumatic pressure. The level is stabilized by means of a regulating system. During critical experiments the variations of the level are less than one hundredth part of a millimeter. (author) [French] Les variations du niveau de la solution de plutonium dans le reacteur homogene Proserpine ont une grosse influence sur la reactivite, car le coeur est petit (10 litres de solution dans un cylindre de diametre 250 mm). En vue de reduire les dangers dus a la corrosion et a la contamination, la commande du volume liquide est pneumatique. Nous avons realise la stabilite du niveau par une regulation qui, dans les essais en regime critique, limite les variations du plan liquide a une fraction de centieme de millimetre. (auteur)

  7. Fast flux measurements by means of threshold detectors on the reactor 'Melusine'; Mesures de flux rapides a l'aide de detecteurs a seuil sur le reacteur 'Melusine'

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Leger, P; Sautiez, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1959-07-01

    Using existing data on the (n,p) and (n,{alpha}) threshold reactions we have carried out fast flux measurements on the swimming pool type reactor 'Melusine'. Four common elements: P, S, Mg, Al were chosen because from the point of view of fast spectrum analysis they represent a fairly good energy range from 2.4 MeV to 8 MeV. The fission flux value found in the central element at a power of 1 MW is 1.4 x 10{sup 13} n/cm{sup 2}/s {+-} 0.14. (author) [French] A l'aide des donnees actuelles sur les reactions a seuil (n,p) et (n,{alpha}) nous avons realise des mesures de flux rapide dans le reacteur du type piscine 'Melusine'. Quatre corps courants: P, S, Mg, Al, ont ete choisis parce qu'ils constituent au point de vue de l'analyse du spectre rapide un assez bon etalement en energie de 2,4 MeV A 8 MeV. La valeur du flux de fission trouve dans l'element central a une puissance de 1 MW est de 1,4.10{sup 13} n/cm{sup 2}/s {+-} 0,14. (auteur)

  8. Measurement of the thermal utilisation factor of the reactor G1; Mesure du facteur d'utilisation thermique du reacteur G1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Roullier, F; Schmitt, A P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    The thermal utilisation factor of the lattice of the reactor G1 has been measured by applying the autoradiographic technique to thin detectors irradiated in the cell. The experimental apparatus is described, and the results compared with those obtained by calculation based on various formulae. The results of the study of the thermal flux distribution in a cell containing a thorium rod of the same diameter as the uranium rods in the lattice are also given. The precision of the measurements is discussed. Value found: f diameter 26 = 0.8949 {+-} 0,005. (author) [French] Le facteur d'utilisation thermique du reseau du reacteur G1 a ete mesure en appliquant la technique de l'autoradiographie a des detecteurs minces irradies dans la cellule. Les dispositifs experimentaux sont decrits et les resultats sont compares a ceux obtenus par le calcul a partir de diverses formules. Les resultats de l'etude de la distribution du flux thermique dans une cellule contenant une barre de thorium de meme diametre que les barres d'uranium du reseau sont egalement indiques. La precision des mesures est discutee. Valeur trouvee: f diametre 26 = 0,8949 {+-} 0,005. (author)

  9. Adaptation aux changements climatiques en ce qui concerne l ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    2012-01-31

    First [1st] Country†Wise Inception Workshop of Stakeholders †Sudan, January 31, 2012, Sharija Conference Hall, Khartoum, Sudan. Download PDF. Journal articles. Maize cultivar specific parameters for decision support system for agrotechnology transfer (DSSAT) application in Tanzania. Download PDF. Studies.

  10. Handling Uncertainty in Accessing Petroleum Exploration Data Traitement de l'incertain dans l'accès aux données d'exploration pétrolière

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Chung P. W. H.

    2006-11-01

    Full Text Available This paper discusses the role of uncertainty in accessing petroleum exploration databases. Two distinct forms of uncertainty are identified : the uncertainty in the user's requirements, and the uncertainty in the data held. A general mechanism is described which is applicable to both. Cet article traite du rôle de l'incertitude dans l'accès aux bases de données d'exploration pétrolière. Deux sortes distinctes d'incertitudes sont identifiées : l'incertitude au niveau des requêtes de l'utilisateur et l'incertitude attachée aux données stockées. Nous décrivons un mécanisme général qui s'applique à ces deux types d'incertitude.

  11. Contribution to the study on the flow rate adjustment for gas cooled power reactors (1964); Contributiom a l'etude de reglage du debit pour les reacteurs industriels refroidis par gaz (1964)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Milliot, B. [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-06-15

    1. This original study firstly defines the problem of the adjustment of the coolant flow rate in a reactor channel as a function of the corresponding heat transfer equations and of the local and temporal neutron flux. The necessity of such an adjustment is pointed out and the modifying parameters are studied. An adjustment study using the envelope of the possible flux curves is developed. A short study on the technology and the economical advantage of this adjustment is presented. Some measurements, made on G-1 and G-2, show the precision one can obtain from adjustment apparatus itself as well as from the complete reactor adjustment system. 2. Evolution of nuclear properties of fuel in an heterogeneous thermal reactor. In the first port of this paper, the phenomena of fuel evolution have been mainly pointed out. Now a bibliographical study more qualitatively than quantitatively has been done. This survey specifies the present theories and relates to a real effective cross section and also yields to the bases of such a nuclear calculation. (author) [French] 1. Cette etude originale definit d'abord le probleme du reglage du debit de refrigerant dans un canal de reacteur en fonction de la formulation du calcul des performances thermodynamiques de ce canal et des variations du flux neutronique dans l'espace et le temps. La necessite du reglage est ensuite mise en evidence et les parametres le modifiant sont etudies. Une methode de reglage, basee sur l'emploi d 'une courbe enveloppe des courbes de flux possibles, est donnee. Une breve etude de la technologie et des incidences economiques du reglage est presentee. Des mesures effectuees sur les reacteurs G-1 et G-2 montrent la precision que l'on peut attendre des dispositifs de reglage comme du reglage d'ensemble du reacteur lui-meme. 2. Evolution des proprietes nucleaires du combustible dans un reacteur heterogene a neutrons thermiques. Les phenomenes d'evolution du combustible

  12. Contribution to the study on the flow rate adjustment for gas cooled power reactors (1964); Contributiom a l'etude de reglage du debit pour les reacteurs industriels refroidis par gaz (1964)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Milliot, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-06-15

    1. This original study firstly defines the problem of the adjustment of the coolant flow rate in a reactor channel as a function of the corresponding heat transfer equations and of the local and temporal neutron flux. The necessity of such an adjustment is pointed out and the modifying parameters are studied. An adjustment study using the envelope of the possible flux curves is developed. A short study on the technology and the economical advantage of this adjustment is presented. Some measurements, made on G-1 and G-2, show the precision one can obtain from adjustment apparatus itself as well as from the complete reactor adjustment system. 2. Evolution of nuclear properties of fuel in an heterogeneous thermal reactor. In the first port of this paper, the phenomena of fuel evolution have been mainly pointed out. Now a bibliographical study more qualitatively than quantitatively has been done. This survey specifies the present theories and relates to a real effective cross section and also yields to the bases of such a nuclear calculation. (author) [French] 1. Cette etude originale definit d'abord le probleme du reglage du debit de refrigerant dans un canal de reacteur en fonction de la formulation du calcul des performances thermodynamiques de ce canal et des variations du flux neutronique dans l'espace et le temps. La necessite du reglage est ensuite mise en evidence et les parametres le modifiant sont etudies. Une methode de reglage, basee sur l'emploi d 'une courbe enveloppe des courbes de flux possibles, est donnee. Une breve etude de la technologie et des incidences economiques du reglage est presentee. Des mesures effectuees sur les reacteurs G-1 et G-2 montrent la precision que l'on peut attendre des dispositifs de reglage comme du reglage d'ensemble du reacteur lui-meme. 2. Evolution des proprietes nucleaires du combustible dans un reacteur heterogene a neutrons thermiques. Les phenomenes d'evolution du combustible tiennent une place importante dans l

  13. First-principles study of the structural and elastic properties of AuxV1-x and AuxNb1-x alloys

    Science.gov (United States)

    Al-Zoubi, N.

    2018-04-01

    Ab initio total energy calculations, based on the Exact Muffin-Tin Orbitals (EMTO) method in combination with the coherent potential approximation (CPA), are used to calculate the total energy of AuxV1-x and AuxNb1-x random alloys along the Bain path that connects the body-centred cubic (bcc) and face-centred cubic (fcc) structures as a function of composition x (0 ≤ x ≤ 1). The equilibrium Wigner-Seitz radius and the elastic properties of both systems are determined as a function of composition. Our theoretical prediction in case of pure elements (x = 0 or x = 1) are in good agreement with the available experimental data. For the Au-V system, the equilibrium Wigner-Seitz radius increase as x increases, while for the Au-Nb system, the equilibrium Wigner-Seitz radius is almost constant. The bulk modulus B and C44 for both alloys exhibit nearly parabolic trend. On the other hand, the tetragonal shear elastic constant C‧ decreases as x increases and correlates reasonably well with the structural energy difference between fcc and bcc structures. Our results offer a consistent starting point for further theoretical and experimental studies of the elastic and micromechanical properties of Au-V and Au-Nb systems.

  14. La dévotion aux âmes du purgatoire à Rio de Janeiro

    OpenAIRE

    Augras, Monique

    2009-01-01

    La dévotion aux âmes du purgatoire est particulièrement vive à Rio de Janeiro. A peu près tolérée par l’Église catholique, elle réunit, chaque lundi, un nombre assez considérable de personnes qui viennent prier, allumer un cierge et déposer diverses offrandes afin de se ménager l’appui des « âmes » pour résoudre les problèmes les plus pressants. A la différence des saints du paradis, dont les vertus les éloignent peut-être du commun des gens, la dévotion aux âmes semble s’appuyer sur une nett...

  15. Le Carnaval de Schignano : un dernier salut aux émigrants

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Cristina Del Biaggio

    2011-05-01

    Full Text Available Pour arriver à Schignano, il faut passer par una cürva al giazz e una cürva al suu [Un virage dans la glace et un virage au soleil], comme disent les mots en dialecte d’une récente chanson écrite par Davide Van De Sfroos, compositeur-interprète de la région. C’est dans ce petit hameau de la Vallée d’Intelvi, au-dessus du Lac de Côme, que, tous les ans, le carnaval anime le village. Une fête populaire spontanée, sans règles écrites, ni lois, qui survit grâce aux habitants qui l’animent, aux ar...

  16. L’évaluation de la police de proximité aux Pays-Bas

    OpenAIRE

    van der Vijver, Kees; Zoomer, Olga

    2003-01-01

    Cet article se propose de rendre compte des recherches effectuées en matière de police de proximité aux Pays-Bas. Avant d’aborder le problème de l’impact d’une stratégie de police de proximité, il décrit l’organisation du système policier hollandais sans la compréhension duquel il est difficile de suivre les évolutions qui se sont déroulées durant les dernières décennies jusqu’aux réformes en cours aujourd’hui. À partir des recherches déjà effectuées, il examine les résultats des différentes ...

  17. L’orthographe : des systèmes aux usages

    OpenAIRE

    Fayol, Michel; Jaffré, Jean-Pierre

    2016-01-01

    Ce texte propose un éclairage à la fois linguistique et psycholinguistique sur l’orthographe. Au-delà de la spécificité inhérente, par définition, aux deux domaines, il illustre la complémentarité épistémologique qui s’est développée entre eux au cours des dernières décennies. La psycholinguistique a très souvent fait appel aux descriptions linguistiques pour élaborer ses hypothèses de travail et, de son côté, la linguistique s’est inspirée à maintes reprises des observations psycholinguistiq...

  18. L'accès aux collections physiques de la Bpi

    OpenAIRE

    Etesse, Cécile

    2014-01-01

    L'objectif de l’étude est d'analyser l’accès des usagers aux collections physiques de la Bpi. La méthodologierepose sur des entretiens semi-directifs - une quarantaine réalisés auprès d’usagers en situation de recherche dans la bibliothèque, dans les rayons ou aux bureaux d’information et sur un benchmarking auprès d’une dizaine de bibliothèques - portant sur leurs pratiques en matière de supports d’information, signalétique, mise en espace des collections et choix de classification.Les princ...

  19. Systèmes locaux d'alerte précoce et de réponse aux urgences ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    30 janv. 2015 ... initiative which contributes in improving the performance of the early warning system and response to .... types de structures locales demeurent une action qui va ... un appui accru aux organisations non gouvernementales.

  20. Solutions de remplacement à la culture du tabac et aux activités ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Solutions de remplacement à la culture du tabac et aux activités connexes (Inde) ... L'Inde fait toutefois partie du groupe de travail sur les activités de remplacement de la culture du tabac économiquement viables de l'Organisation mondiale de la santé (OMS) et dispose de ... India, Central Asia, Far East Asia, South Asia ...

  1. Gestion de la biodiversité agricole aux fins de la nutrition, de la ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Gestion de la biodiversité agricole aux fins de la nutrition, de la santé, des moyens de subsistance et des systèmes de production durable (Afrique). Les qualités nutritionnelles des aliments provenant des systèmes de production alimentaire de l'Afrique se dégradent, comme l'indiquent la prévalence accrue de carences en ...

  2. Decommissioning of the Nuclear Licensed Facilities at the Fontenay aux Roses CEA Center

    International Nuclear Information System (INIS)

    Jeanjacques, Michel; Piketty, Laurence; Mandard, Lionel; Pedron, Guy; Boissonneau, Jean Francois; Fouquereau, Alain; Pichereau, Eric; Lethuaire, Nathalie; Estivie, David; Binet, Cedric; Meden, Igor

    2008-01-01

    This is a summary of the program for the decommissioning of all the CEA's facilities in Fontenay aux Roses. The particularity of this center is that it is located in a built-up area. Taking into account the particularities of the various buildings and the levels of radioactivity in them, it was possible to devise a coherent, optimized program for the CEA-FAR licensed nuclear facility decommissioning operations

  3. Adaptation aux changements climatiques au Malawi grâce à l ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    28 avr. 2016 ... Depuis 2001, le programme Écosystèmes et santé humaine du CRDI finance au Malawi des recherches centrées sur les liens entre la fertilité des sols, ... L'équipe examine la façon dont la recherche participative peut guider l'élaboration de stratégies d'adaptation aux changements climatiques, dans un ...

  4. Accès aux TIC et leur utilisation en enseignement supérieur en ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Les politiques dans le domaine de l'enseignement supérieur en matière de technologies de l'information et de la communication (TIC) présument qu'un accès accru aux TIC encourage leur utilisation. Une première collecte de données effectuée en 2004 et 2007 fournit une base des plus nécessaires sur laquelle fonder la ...

  5. Renforcement de la capacité d'adaptation aux changements ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Ce projet vise à améliorer les mesures incitatives et les possibilités qui s'offrent aux ménages du sud de la Zambie et du sud-ouest du Zimbabwe pour composer avec les changements climatiques. Pour ce faire, les responsables investiront dans des technologies de production améliorées d'une grande valeur pratique ...

  6. TIC pour un accès équitable aux ressources humaines en sante en ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Ce projet vise à mieux comprendre comment les TIC peuvent faciliter la distribution équitable des ressources humaines en santé en renforçant et consolidant des activités ... Technologies de l'Information et de la Communication (TIC) pour un Accès équitable aux Ressources Humaines en santé qualifiées, motivées et bien ...

  7. Moyens que prennent les collectivités pour faire face aux souvenirs ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Moyens que prennent les collectivités pour faire face aux souvenirs traumatiques - enseignements tirés d'Aceh et du Timor-Leste. La province d'Aceh et l'État maintenant indépendant du Timor-Leste (auparavant le Timor oriental) ont vécu des décennies de conflit et des violations massives des droits de la personne sous la ...

  8. Réduire les risques et les pertes attribuables aux changements ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    22 août 2014 ... Entre-temps, dans les pays plus riches, comme le Japon et les États‑Unis, les bâtiments et l'infrastructure font l'objet de nouvelles conceptions visant à prévenir les conséquences des tremblements de terre. Quelle comparaison feriez‑vous entre les plans d'adaptation aux tremblements de terre et les ...

  9. Communiquer les risques associés au climat aux collectivités ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    13 mai 2015 ... Le Vietnam est particulièrement vulnérable aux changements climatiques et à la hausse du niveau des océans qui en découle, puisqu'une partie importante de sa population vit dans les basses terres des deltas et le long de la côte, des zones à haut risque. En 2011, d'importantes inondations ont ...

  10. Un partenariat pour lutter contre la résistance aux antimicrobiens ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    11 avr. 2018 ... Le CRDI et le Global AMR Innovation Fund du Royaume-Uni, qui sera géré par le Department of Health and Social Care (DHSC) du Royaume-Uni, rentre dans un nouveau partenariat pour une nouvelle initiative dont l'objectif est de réduire les risques émergents que pose la résistance aux antimicrobiens ...

  11. L’évaluation de la police de proximité aux Pays-Bas

    NARCIS (Netherlands)

    van der Vijver, Kees; Zoomer, Olga

    2003-01-01

    Cet article se propose de rendre compte des recherches effectuées en matière de police de proximité aux Pays-Bas. Avant d’aborder le problème de l’impact d’une stratégie de police de proximité, il décrit l’organisation du système policier hollandais sans la compréhension duquel il est difficile de

  12. Original Paper Les risques sanitaires liés aux sources d'eau de ...

    African Journals Online (AJOL)

    L'eau est une ressource naturelle precieuse et essentielle pour de multiples usages, mais sa qualité est confrontée à plusieurs problèmes dont la pollution liées aux actvités anthropiques, d'où la nécessité de contribuer à l'amélioration de la qualité de l'eau de consommation. Ainsi, une étude transversale, descriptive et.

  13. Amélioration de la sécurité alimentaire et nutritionnelle aux ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Les écoles offrent des voies stratégiques et ciblées pour fournir une alimentation nutritive aux enfants et, indirectement, à leurs familles et leurs collectivités. Un projet de recherche d'une durée de trois ans (de 2012 à 2015) a mis au point et à l'essai un modèle de nutrition intégrée en milieu scolaire comprenant du ...

  14. Renforcement des droits fonciers communautaires et réactions aux ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    De telles menaces qui planent sur les droits fonciers et environnementaux des collectivités sont un indice de tensions plus grandes au sein de l'appareil d'État et du système de justice. Dans ce ... Des droits internationaux aux pratiques locales : la réforme constitutionnelle et la participation en Amérique latine. Ce projet ...

  15. La vulnérabilité aux changements climatiques, une expérience ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    21 avr. 2011 ... Madagascar, la quatrième plus grande île au monde, héberge une multitude de formes de vie qu'on ne trouve nulle part ailleurs sur la planète. Dans la plupart des cas, cette biodiversité est extrêmement vulnérable aux changements climatiques, tout comme l'agriculture pluviale, la pêche et la foresterie, ...

  16. Decommissioning of the nuclear licensed facilities at the Fontenay aux Roses CEA center

    International Nuclear Information System (INIS)

    Jeanjacques, Michel; Piketty, Laurence; Letuhaire, Nathalie; Mandard, Lionel; Meden, Igor; Estivie, David; Boissonneau, Jean Francois; Fouquereau, Alain; Pichereau, Eric; Binet, Cedric

    2007-01-01

    Available in abstract form only. Full text of publication follows: The French Atomic Energy Commission (CEA) center at Fontenay aux Roses (CEN-FAR) is the Commission's oldest center is located in the southern suburbs of Paris. It was opened on 26 March 1946 to host the first French nuclear reactor ZOE that went critical on 12 December 1946. The first laboratories were installed in existing buildings on the site. (authors)

  17. Report of transparency and nuclear safety 2007 CEA Fontenay aux Roses

    International Nuclear Information System (INIS)

    2007-01-01

    This report presents the activities of the CEA Center of Fontenay aux roses for the year 2007. After many years of decommissioning and dismantling of nuclear installations, the Center is now devoted (since 2005) to the development of research programmes on biology and biomedical technologies. The actions concerning the safety, the radiation protection, the significant events, the release control and the environmental impacts and the wastes stored on the center are discussed. (A.L.B.)

  18. Des bananes plus nutritives et qui résistent aux maladies | CRDI ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    28 oct. 2010 ... Les petits agriculteurs jouissent de meilleurs revenus et d'une sécurité alimentaire accrue grâce à des variétés de bananes à haut rendement qui résistent aux maladies. Au cours des années 1980 et 1990, avec le soutien du CRDI, la Fundación Hondureña de Investigación Agricola (FHIA) a mis au point ...

  19. Impact de la restructuration de la taxe d'accise sur le tabac aux ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Aux Philippines, le taux de tabagisme est élevé et les taxes sur les produits du tabac, peu élevées. La meilleure façon de redresser la situation consiste à adopter des lois qui aug- mentent considérablement les taxes. Une loi restructurant les taxes sur les produits du tabac, qui comporte une forte hausse de la taxe d'accise ...

  20. À la suite de la parution d'un rapport sur les subventions aux ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    7 juin 2016 ... A Senegalese boy standing behind a car tire. Scott Wallace / The World Bank. John Cockburn. La protection sociale par le truchement de transferts en espèces peut-elle aider le Ghana à réduire l'écart grandissant que ses subventions aux carburants ont contribué à créer entre les riches et les pauvres ?

  1. Étude sur l'escalade de la violence faite aux femmes en Amérique ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Étude sur l'escalade de la violence faite aux femmes en Amérique centrale. 21 juin 2016. Ana Carcedo. En Amérique centrale, on assiste à une escalade de la violence faite aux femmes et du nombre de meurtres de femmes (ou femicides). Or, il y a des lacunes sur le plan du signalement. Primo, malgré les efforts déployés ...

  2. Amélioration de l'accès à la justice et aux services essentiels dans ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Plus de la moitié des résidents de Nairobi, au Kenya, occupent des établissements spontanés, ou bidonvilles, dans des conditions difficiles. Leurs logements sont inadéquats et ils ont un accès insuffisant à l'eau potable, aux services d'assainissement, aux services de santé, à l'école et à d'autres services publics essentiels ...

  3. Ne réduisez pas les programmes destinés aux femmes. Intégrez-les ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    27 juil. 2017 ... Au cours des derniers mois, nous avons entendu dire que l'administration Trump a prévu de réduire le financement de plusieurs programmes s'adressant aux femmes, comme le Bureau des affaires mondiales relatives aux femmes du département d'État. Ce n'est pas le seul programme. Une évaluation ...

  4. Slow Neutron Spectrometers at the Swedish Reactors; Spectrometres a Neutrons Lents des Reacteurs Suedois; 0421 041f 0415 041a 0422 0420 041e 041c 0415 0422 0420 042b 041c 0415 0414 041b 0415 041d 041d 042b 0425 041d 0415 0419 0422 0420 041e 041d 041e 0412 041d 0410 0428 0412 0415 0414 0421 041a 0418 0425 0420 0415 0410 041a 0422 041e 0420 0410 0425 ; Espectrometros para Neutrones Lentos en los Reactores de Suecia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dahlborg, U.; Skoeld, K. [AB Atomenergi, Stockholm (Sweden); Larsson, K. -E. [Royal Institute of Technology, Stockholm (Sweden)

    1965-06-15

    is briefly discussed for illustrational purposes. A comparison between the light- and heavy-water moderated reactors for beam tube work shows the distinct advantages of the heavy-water type. (author) [French] Aux centres crees autour des deux, reacteurs de recherche suedois, Rl a Stockholm et R2 a Studsvik, on a maintenant la possibilite d'utiliser quatre spectrometres differents pour les experiences de diffusion inelastique des neutrons. A Stockholm, le reacteur Rl de 600 kW, ralenti a l'eau lourde, est equipe de deux spectrometres mecaniques a neutrons lents qui fonctionnent simultanement, Avec l'un, on utilise toujours un monochromateur a filtre en Be; avec l'autre, on peut employer soit le meme genre de monochromateur, soit un monochromateur a cristal. On a constate que pour les mesures de distribution angulaire, on obtient d'excellents resultats en combinant un monochromateur a cristal et un spectrometre mecanique, meme si l'intensite et le pouvoir de resolution sont relativement faibles. Recemment on a fait l'essai d'un selecteur de vitesse mecanique ayant un pouvoir de separation des longueurs d'onde de 4,2%. Cependant, cet instrument n'est pas encore utilise pour les experiences. Le spectrometre mecanique de Studsvik, avec lequel le reacteur R2 de 30 MW ralenti a l'eau legere est equipe, utilise pour la monochromatisation l'action combinee d'un monochromateur a filtre de Be et d'un hacheur a courbe de transmission etroite. Dans ce spectrometre, de meme que dans celui de Stockholm, le hacheur est place avant l'echantillon, ce qui permet l'enregistrement simultane de donnees pour des angles d'observation differents. Un spectrometre a cristal triaxial est aussi en service pres du reacteur R2. Les auteurs donnent certaines caracteristiques de ces instruments, notamment l'intensite, le pouvoir de resolution, et indiquent dans quelle mesure ils conviennent pour certaines operations. Ainsi, il ressort des donnees numeriques mentionnees qu'une amelioration assez

  5. The aux1 gene of the Ri plasmid is sufficient to confer auxin autotrophy in tobacco BY-2 cells.

    Science.gov (United States)

    Nemoto, Keiichirou; Hara, Masamitsu; Goto, Shingo; Kasai, Kouji; Seki, Hikaru; Suzuki, Masashi; Oka, Atsuhiro; Muranaka, Toshiya; Mano, Yoshihiro

    2009-05-01

    Tobacco (Nicotiana tabacum) Bright Yellow-2 (BY-2) cells are rapidly proliferating meristematic cells that require auxin for culture in vitro. We have established several transgenic BY-2 cell lines that carry the T-DNA of Agrobacterium rhizogenes 15834, which harbors an agropine-type root-inducing (Ri) plasmid. Two of these lines, BYHR-3 and BYHR-7, were used to test the role of auxin in the proliferation of plant cells. The lines grew rapidly in Linsmaier-Skoog (LS) medium lacking auxin and other phytohormones. The TR-DNA, containing the aux1 (tryptophan monooxygenase) and aux2 (indoleacetamide hydrolase) genes, was present in the genomes of both transgenic lines, whereas the TL-DNA, containing the rolA, B, C and D genes, was present in the genome of BYHR-7 but not BYHR-3. Since the introduction of the rolABCD genes alone did not affect the auxin requirement of BY-2 cells, the aux1 and aux2 genes, but not the rolABCD genes, appear to be relevant to the auxin autotrophy of these transgenic lines. Furthermore, the overexpression of aux1 allowed BY-2 cells to grow rapidly in the absence of auxin, suggesting the existence in plant cells of an unidentified gene whose product is functionally equivalent or similar to that of aux2 of the Ri plasmid.

  6. Introduction aux lasers et à l'optique quantique

    CERN Document Server

    Grynberg, Gilbert; Fabre, Claude

    1997-01-01

    La plupart des ouvrages qui paraissent sur les lasers se divisent en deux catégories : d'une part, ceux qui traitent en détail de la description quantique des interactions matière-rayonnement ; d'autre part, ceux qui insistent sur telle ou telle caractéristique des sources laser et sur les problèmes nouveaux qu'elles permettent d'aborder, comme l'optique non-linéaire, la fusion inertielle ou le transfert d'information. Gilbert Grynberg, Alain Aspect et Claude Fabre ont fait le pari qu'il était possible de combiner ces deux points de vue dans un même ouvrage et de présenter à leurs lecteurs, à la fois les concepts quantiques de base qui permettent de comprendre l'absorption et l'émission de lumière par les atomes, et les principes de fonctionnement des lasers, leurs caractéristiques essentielles et quelques exemples importants d'applications concrètes. Ils ont, je crois, magnifiquement tenu leur pari.

  7. Fictitious domain methods for elliptic problems with general boundary conditions with an application to the numerical simulation of two phase flows; Methodes de domaine fictif pour des problemes elliptiques avec conditions aux limites generales en vue de la simulation numerique d'ecoulements diphasiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ramiere, I

    2006-09-15

    This work is dedicated to the introduction of two original fictitious domain methods for the resolution of elliptic problems (mainly convection-diffusion problems) with general and eventually mixed boundary conditions: Dirichlet, Robin or Neumann. The originality lies in the approximation of the immersed boundary by an approximate interface derived from the fictitious domain Cartesian mesh, which is generally not boundary-fitted to the physical domain. The same generic numerical scheme is used to impose the embedded boundary conditions. Hence, these methods require neither a surface mesh of the immersed boundary nor the local modification of the numerical scheme. We study two modelling of the immersed boundary. In the first one, called spread interface, the approximate immersed boundary is the union of the cells crossed by the physical immersed boundary. In the second one, called thin interface, the approximate immersed boundary lies on sides of mesh cells. Additional algebraic transmission conditions linking both flux and solution jumps through the thin approximate interface are introduced. The fictitious problem to solve as well as the treatment of the embedded boundary conditions are detailed for the two methods. A Q1 finite element scheme is implemented for the numerical validation of the spread interface approach while a new cell-centered finite volume scheme is derived for the thin interface approach with immersed jumps. Each method is then combined to multilevel local mesh refinement algorithms (with solution or flux residual) to increase the precision of the solution in the vicinity of the immersed interface. A convergence analysis of a Q1 finite element method with non-boundary fitted meshes is also presented. This study proves the convergence rates of the present methods. Among the various industrial applications, the simulation on a model of heat exchanger in french nuclear power plants enables us to appreciate the performances of the fictitious domain

  8. Fission gas pressure build-up and fast-breeder economy; Accumulation de la pression des gaz de fission et economie des reacteurs surgenerateurs a neutrons rapides; Nakoplenie davleniya gazov produktov deleniya i ehkonomika reaktorov-razmnozhitelej na bystrykh nejtronakh; Aumento de la presion de los gases de fision y economia de los reactores reproductores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Engelmann, P [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

    1962-03-15

    exercee sur la gaine, il a utilise trois modeles ou le gaz etait contenu dans des interstices relies entre eux, dans des interstices separes ou dans un orifice central. Le memoire traite de la variation de la pression en fonction du volume libre (densite du combustible) et de la temperature. Des gaines en materiaux tres resistants, comme l'Inconel-X et le molybdene, ont pu supporter la pression des gaz de fission aux temperatures de fonctionnement . Malheureusement, les sections efficaces d'absorption de ces materiaux sont plus elevees que celle de l'aluminium. Les resultats de calculs multigroupes sont presentes, pour montrer comment ces materiaux de gainage et la diminution de la densite du combustible influent sur la masse critique et le rapport de surgeneration dans les reacteurs surgenerateurs de petites ou moyennes dimensions. (author) [Spanish] El costo del ciclo de combustible y el periodo de duplicacion en los reactores reproductores de neutrones rapidos dependen en gran medida del grado de combustion que pueda alcanzarse. La utilizacion de combustible en forma de oxido o de carburo permite obtener un grado de combustion de 100 000 MWd/t. Cuando se emplean elementos combustibles con revestimiento, el aumento de presion de los gases de fision constituye un factor limitativo. En el caso del elevado grado de combustion previsto, una fraccion considerable de los gases de fision penetra en los peros del material, contribuyendo asi a aumentar la presion en el interior de la envoltura. Sobre la base de los rendimientos de fision y de las cadenas de desintegracion conocidas, el autor ha evaluado la produccion de gas y el aumento de presion. Para calcular la presion ejercida sobre la envoltura, ha empleado tres modelos fisicos en que el gas estaba contenido en poros conectados entre si, en poros separados, o en un orificio central. El autor analiza la variacion de la presion, en funcion del volumen libre (densidad del combustible) y de la temperatura. Las envolturas de

  9. The effective lifetime and temperature coefficient in a coupled fast-thermal reactor; Temps de vie effectif et coefficient de temperature dans un reacteur a couplage neutrons rapides-neutrons thermiques; Ehffektivnyj srok zhizni i temperaturnyj koehffitsient nejtronov v dvoyakom reaktore na bystrykh i teplovykh nejtronakh; Vida efectiva y coeficiente de temperatura en un reactor con acoplamiento rapido-termico

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Haefele, W. [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

    1962-03-15

    thermique. Le probleme est etudie avec un groupe de neutrons retardes (au sens habituel). Un formalisme exprime le temps de vie effectif et le coefficient de temperature aux differents stades de la saute de puissance. L'auteur indique les sautes de puissance pour differentes valeurs de {alpha}{sub 0} jusqu'a ce que soit atteinte la limite de la cinetique du reacteur a neutrons rapides. (author) [Spanish] La teoria de los sistemas acoplados fue ampliamente desarrollada por Avery y sus colaboradores en el Argonne National Laboratory. Una de las caracteristicas mas interesantes de los sistemas acoplados es la prolongacion de la vida efectiva de los neutrones. La componente termica actua como una especie de retardador neutronico. Como en la teoria de los neutrones retardados, el efecto retardador desaparece cuando la reactividad adquiere un valor suficientemente elevado para que la componente rapida alcance la criticidad independientemente . El autor examina un reactor con acoplamiento en el que la componente rapida sufre un salto instantaneo de reactividad {alpha}{sub 0}. La temperatura aumenta como consecuencia del incremento del nivel de potencia y comienzan a actuar dos coeficiente termicos: el que corresponde a la componente rapida y el coeficiente de temperatura de la componente termica. El problema se estudia en relacion con un grupo de neutrones retardados (en el sentido corriente del termino). El autor presenta una serie de formulas que expresan la vida efectiva de los neutrones y el coeficiente de temperatura en las diferentes etapas del salto de reactividad. El autor indica esos saltos para distintos valores de {alpha}{sub 0}, basta alcanzar el limite correspondiente a la cinetica de los reactores de neutrones rapidos. (author) [Russian] Teoriya dvoyakikh sistem byla podrobno razrabotana R. Ehjveri i sotrudnikami v Argonskoj natsional'noj laboratorii. Odnim iz osnovnykh interesnykh momentov v sparennoj sisteme yavlyaetsya bol'shij ehffektivnyj srok zhizni nejtronov

  10. Automation of nonlinear calculations in the theory of fusion reactor; Automatisation des calculs non lineaires dans la theorie des reacteurs a fusion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Braffort, P; Chaigne, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    1) Introduction: The difficulties of the formulation of the equations of phenomena occurring during the operation of a fusion reactor are underlined. 2) The possibilities presented by analog computation of the solution of nonlinear differential equations are enumerated. The accuracy and limitations of this method are discussed. 3) The analog solution in the stationary problem of the measurement of the discharge confinement is given and comparison with experimental results. 4) The analog solution of the dynamic problem of the evolution of the discharge current in a simple case is given and it is compared with experimental data. 5) The analog solution of the motion of an isolated ion in the electromagnetic field is given. A spatial field simulator used for this problem (bidimensional problem) is described. 6) The analog solution of the preceding problem for a tridimensional case for particular geometrical configurations using simultaneously 2 field simulators is given. 7) A method of computation derived from Monte Carlo method for the study of dynamic of plasma is described. 8) Conclusion: the essential differences between the analog computation of fission reactors and fusion reactors are analysed. In particular the theory of control of a fusion reactor as described by SCHULTZ is discussed and the results of linearized formulations are compared with those of nonlinear simulation. (author)Fren. [French] 1) Introduction. On souligne les difficultes que presente la mise en equation des phenomenes mis en jeu lors du fonctionnement d'un reacteur a fusion. On selectionne un certain nombre d'equations generalement utilisees et on montre les impossibilites analytiques auxquelles on se heurte alors. 2) On rappelle les possibilites du calcul analogique pour la resolution des systemes differentiels non lineaires et on indique la precision de la methode ainsi que ses limitations. 3) On decrit esolution analogique du probleme statique de la mesure du confinement de la decharge

  11. Two further years of operation of the reactor G1 (july 1958 - july 1960); Deux nouvelles annees de fonctionnement du reacteur G1. (juillet 1958 - Juillet 1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mathot, P; Bauzit, J; Cante, R; Hebrard, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1960-07-01

    observations ont pu etre faites sur l'empilement de graphite, en meme temps qu'etait accru le nombre de points de mesure des temperatures des gaines du combustible. - Du 25 septembre 1959 au 9 decembre 1959: preparation et execution du deuxieme recuit. A l'issue du recuit, le reseau de thorium a ete modifie et des thermocouples supplementaires donnant la temperature de la masse du graphite ont ete mis en place. Un appareillage permettant la mesure du flux radial a ete realise. - Du 9 decembre 1959 a juillet 1960: campagne de fonctionnement continu, avec le minimum d'arrets. Les resultats d'experience sont regroupes, independamment de toute chronologie sous trois grandes rubriques qui president a la vie du reacteur: - Fonctionnement continu, - Dechargements, - Recuits du reacteur. (auteur)

  12. The CO{sub 2} cooling gas for the reactors G2/G3 (leaking, analysis, activity); Le CO{sub 2} de refroidissement des reacteurs G2/G3 (fuites, analyse, activite)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Meiffren, J; Dupay, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre de Production de Plutonium, Marcoule (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1965-07-01

    The main objective of this study is to publicise the data obtained during five years operation of the reactor G2 and G3 at Marcoule as far as the cooling gas is concerned, from storage of reserves up to its slow escape into the atmosphere, and including all the stages of its practical use, its chemical examination, its nuclear behaviour and its possible physicochemical transformation. This work can not only yield information about the operations carried out at Marcoule but can also provide useful suggestions for improving the sealing and for decreasing the activity of the pressurized gas circuits in reactors similar to G2/G3. (authors) [French] Le but principal de cette etude est de diffuser les connaissances acquises au cours de cinq annees d'exploitation des reacteurs G2 et G3 de Marcoule en ce qui concerne le gaz de refroidissement, depuis son stockage d'appoint jusqu'a son echappement lent dans l'atmosphere, en passant par tous les stades de son utilisation pratique, de son etude chimique, de son comportement nucleaire, eventuellement de ses transformations physico-chimiques. Cette etude peut, non seulement renseigner sur les operations effectuees couramment a Marcoule, mais egalement donner des suggestions interessantes pour l'amelioration de l'etancheite et la diminution de l'activite des circuits de gaz en pression dans des reacteurs analogues a G2/G3. (auteurs)

  13. Determination of local boiling in light water reactors by correlation of the neutron noise; Determination de l'ebullition locale dans les reacteurs a eau legere par correlation du bruit neutronique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Zwingelstein, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1968-07-01

    The power limit of swimming-pool type reactors depends on the phenomenon of the appearance of burn-out. In order to determine this limit we have attempted to detect the local boiling which usually occurs before the burn out. Local boiling has been simulated by an electrically heated plate placed in the core of the reactor Siloette. The study of local boiling, which is based on the properties of the correlation functions for the neutron noise of detectors placed in the core, shows that a privileged frequency occurs in the power spectrum of the noise. It is intended in the future to determine the influence of various parameters on this characteristic frequency. (author) [French] La limitation de la puissance des reacteurs nucleaires de type piscine est due au phenomene d'apparition de 'burn out'. Pour determiner cette limitation, nous nous sommes proposes dans ce rapport de detecter l'ebullition locale qui apparait generalement avant le 'burn out'. L'ebullition locale a ete simulee par une plaque chauffee electriquement et placee dans le coeur du reacteur SILOETTE. L'etude de l'ebullition locale, qui est basee sur les proprietes des fonctions de correlation du bruit neutronique de detecteurs places clans le coeur, fait apparaitre une frequence privilegiee dans le spectre de puissance du bruit. On envisage dans l'avenir, de determiner l'influence des divers parametres sur cette frequence caracteristique. (auteur)

  14. Chemical elimination of alumina in suspension in nuclear reactors heavy water; Elimination de l'alumine en suspension dans l'eau lourde des reacteurs nucleaires par voie chimique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ledoux, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-02-01

    Corrosion of aluminium in contact with moderating water in nuclear reactor leads to the formation of an alumina hydrosol which can have an adverse effect on the operation of the reactor. Several physical methods have been used in an attempt to counteract this effect. The method proposed here consists in the elimination of the aluminium by dissolution and subsequent fixation in the ionic form on mixed-bed ion-exchange resin. In order to do this, the parameters and the values of these parameters most favorable to the dissolution process have been determined. If the moderator is heavy water, the deuterated acid can be prepared by converting a solution in heavy water to a salt of the acid using a deuterated cationic resin. (author) [French] La corrosion de l'aluminium au contact de l'eau moderatrice des reacteurs nucleaires, donne lieu a la formation d'un hydrosol d'alumine nuisible au bon fonctionnement des reacteurs. Plusieurs methodes physiques ont ete mises en oeuvre pour pallier ces inconvenients. On propose ici d'eliminer l'alumine par solubilisation pour la fixer ensuite sous forme ionique par des resines echangeuses d'ions, en lit melange. A cette fin on determine les parametres et leurs grandeurs favorables a cette solubilisation. Si le moderateur est de l'eau lourde la preparation d'acide deutere peut etre effectuee par passage d'une solution en eau lourde a un sel de l'acide sur resine cationique deuteree.

  15. Characterization of the deviation of the ideality of concentrated electrolytic solutions: plutonium 4 and uranium 4 nitrate salts study; Contribution a la caracterisation de l'ecart a l'idealite des solutions concentrees d'electrolytes: application aux cas de nitrates de plutonium (4) et d'uranium (4)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Charrin, N

    2000-07-01

    the experimental acquisition of binary data for plutonium(IV) and uranium(IV) nitrates, emphasizing the importance of preparing the mixtures studied: their atypical characteristics - very high actinide concentrations and low acidity - make them unique in the literature. Coupling the water activity measurements with density measurements provides a means of describing the physicochemical properties of fictive Pu(NO{sub 3}){sub 4} and U(NO{sub 3}){sub 4} binary solutions, which are then compared with those of thorium(IV) nitrate. The final chapter describes the application of the binary data. The characteristic parameters of Pu(NO{sub 3}){sub 4} and U(NO{sub 3}){sub 4} used in Pitzer's model and in specific interaction theory are evaluated. The simple solution concept is then applied to density calculations for quaternary Pu(NO{sub 3}){sub 4}/U(NO{sub 3}){sub 4}/HNO{sub 3}/H{sub 2}O mixtures, demonstrating that the density can be predicted with very high precision. (author)

  16. Testing of a reactimeter for a light water reactor in the range + 500 to - 5000 pcm; Essai d'un reactimetre pour reacteur a eau legere dans la gamme + 500, - 5000 pcm

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chauvet, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    This apparatus is designed to measure instantaneously the positive or negative reactivity of a uranium reactor moderated by light water, on condition that the point of departure is the critical state of the reactor, or an already known sub-critical state. Slight modifications only are required to adapt it to another type of reactor. It is an analogue computer which simply inverses the transfer function of the reactor; it is not therefore a model reactor of which the output voltage is connected by a servo-mechanism to the power of the reactor to give the reactivity; the principle of the calculation of the reactivity does not depend on a servomechanism. One of its disadvantages is that it cannot operate outside a power variation range of 2.5 decades. However the measurement of a negative reactivity value between 0 and 3000 pcm is immediate. It measures the reactivity without deducting it from the period; it therefore gives the reactivity very precisely both for divergence and convergence even through in this latter case the period does not in fact exist. The equipment makes it possible to calibrate very rapidly the control rods of a reactor (the rod-drop method), to measure the reactivity of an experiment in the core, and to measure certain temperature effects. It is also possible by introducing a control into the core at a measured rate, to deduce directly its efficiency curve. (author) [French] Cet appareil est destine a mesurer instantanement la reactivite positive ou negative d'un reacteur a uranium modere a l'eau legere, a condition de partir de l'etat critique du reacteur, ou eventuellement d'un etat sous-critique deja connu. De legeres modifications permettent de l'adapter a un autre type de moderateur. C'est un calculateur analogique, qui inverse purement et simplement la fonction de transfert du reacteur; ce n'est donc pas un simulateur de pile dont la tension de sortie est asservie a la puissance du reacteur pour elaborer la reactivite; le principe du

  17. Développement d'immunoessais associés aux électrodes sérigraphiées: des particules superparamagnétiques aux nanobodies

    OpenAIRE

    Patris, Stéphanie

    2014-01-01

    Cette thèse a pour vocation de contribuer au développement de différents immunocapteurs ampérométriques associés aux électrodes sérigraphiées (SPE). Les immunocapteurs sont des dispositifs simples associant un anticorps ou un antigène qui assurent la sélectivité à un transducteur (ici une SPE) ;ce dernier transforme la liaison anticorps/antigène en un signal mesurable (ici ampérométrique).Le travail est divisé en deux volets principaux.Le premier est consacré à la mise en œuvre de différents ...

  18. Développement d'immunoessais associés aux électrodes sérigraphies: des particules superparamagnétiques aux nanobodies

    OpenAIRE

    Patris, Stéphanie

    2014-01-01

    Cette thèse a pour vocation de contribuer au développement de différents immunocapteurs ampérométriques associés aux électrodes sérigraphiées (SPE). Les immunocapteurs sont des dispositifs simples associant un anticorps ou un antigène qui assurent la sélectivité à un transducteur (ici une SPE) ;ce dernier transforme la liaison anticorps/antigène en un signal mesurable (ici ampérométrique). Le travail est divisé en deux volets principaux. Le premier est consacré à la mise en œuvre de dif...

  19. Calculation of control rods in rectangular reactor, and applications (1960); Calcul des barres de conteole dans un reacteur rectangulaire et applications (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Goshen, S; Pazy, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1960-07-01

    The aim of this report is to find a method for estimating the anti-reactivity of control rods perpendicular to the axis in a cylindrical pile. The paper is divided into two parts. In the first is given a method of calculating control rods in a rectangular pile, similar to the Nordheim-Scalettar method for cylindrical piles. As an example the formulas are given for the theories of one and two neutron groups, the generalisation for several groups being evident. In the second part we find by a variation method a formula for estimating the Laplacian of a pile, which may be divided into parallelepipeds for which the Laplacian are given. Finally, this formula is used to calculate the anti-reactivity of rods perpendicular to the axis in a cylindrical pile. (author) [French] Le but de ce rapport est de trouver une methode pour estimer l'antireactivite des barres de controle perpendiculaires a l'axe dans pile cylindrique. Le rapport se divise en deux parties. Dans la premiere nous donnons une methode de calcul des barres de controle dans une pile rectangulaire, analogue a la methode de Nordheim-Scalettar pour les piles cylindriques. A titre d'exemple, nous donnons les formules de theories a un et deux groupes de neutrons, la generalisation pour plusieurs groupes est evidente. Dans la deuxieme partie, nous trouvons, par une methode de variation, une formule qui permet d'estimer le laplacien d'une pile, qui peut etre divisee en parallelepipedes dont les laplaciens sont donnes. Nous utilisons enfin, cette formule pour calculer l'antireactivite des barres perpendiculaires a l'axe dans une pile cylindrique. (auteur)

  20. Production and validation of nuclear data for reactor and fuel cycle applications; Production et validation des donnees nucleaires pour les applications reacteurs et cycle du combustible

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Trakas, C [Framatome ANP GmbH NBTT, Erlangen (Germany); Verwaerde, D [Electricite de France EDF, 75 - Paris (France); Toubon, H [Cogema, 78 - Velizy Villacoublay (France); and others

    2002-07-01

    The aim of this technical meeting is the improvement of the existing nuclear data and the production of new data of interest for the upstream and downstream of the fuel cycle (enrichment, fabrication, management, storage, transport, reprocessing), for the industrial reactors, the research reactors and the new reactor concepts (criticality, dimensioning, exploitation), for the instrumentation systems (external and internal sensors), the radioprotection, the residual power, the structures (neutron bombardment effect on vessels, rods etc..), and for the activation of steel structures (Fr, Ni, Co). The expected result is the collection of more reliable and accurate data in a wider spectrum of energies and temperatures thanks to more precise computer codes and measurement techniques. This document brings together the communications presented at this meeting and dealing with: the process of production and validation of nuclear data; the measurement facilities and the big international programs; the users needs and the industrial priorities; the basic nuclear data (BND) needs at Cogema; the expression and evaluation of BND; the evaluation work: the efficient cross-sections; the processing of data and the creation of activation libraries; from the integral measurement to the qualification and the feedback on nuclear data. (J.S.)

  1. Loi constitutive chimioplastique pour le beton expose aux hautes temperatures

    Science.gov (United States)

    Hammoud, Rabah

    degradation of exothermic origin. This experimental program puts emphasis on the fragile nature of the preheated concrete and demonstrates the non-applicability of two failure criteria often used in engineering calculation. An alternative is proposed and well-tested. Indeed, exposing the concrete to high temperature results in irreversible loss of stiffness as well as a loss of decohesion strength. These losses are, typically, expressed through semi-empirical relationships of the mechanical properties with temperature. Unfortunately, these relationships are inadequate because the direct impact of this degradation, on the macroscopic scale, can result in a dependency relationship between the elastic properties and the hydrates mass. Therefore, unlike traditional methods using conventional elasto-plastic models and adjusting certain parameters with local temperature, the proposed constitutive law that incorporates a function of dehydration similar to the softening index in chemo-plastics gives good results. An Etse and Willam similar criterion is used and modified for the occasion. Hardening and softening mechanisms are then needed to expand and contract the loading surface for defining the strength of the concrete on a wide range of dehydration processes. The direction and magnitude of a permanent deformation, core of the inelastic domain, are defined through the development of non-associated chemoplastic potential and new curve of ductility. The influence of hydrostatic pressure (dilatancy) and dehydration on the concrete behavior are taken into account in our model. The model is implemented in the Matlab(c) code. Strains and stresses generated in the concrete are now accurately predicted. To illustrate the capabilities of the developed model to predict the complex behavior of concrete exposed to high temperature, simulations are performed through numerical loading paths scenarios. The model is able to accurately reproduce all the experimental data.

  2. Industrial Ultrasonic Inspection of Stainless-Steel Claddings for the EL4 Reactor; Controle Industriel par Ultrasons des Gaines en Acier Inoxydable du Reacteur EL4; Promyshlennyj kontrol' obolochechnykh trub iz nerzhaveyushchej stali reaktora dlya EL4 s pomoshch'yu ul'trazvukovogo metoda; Metodos Ultrasonicos para Control Industrial de las Vainas de Acero Inoxidable del Reactor EL4

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Prot, A. C.; Foulquoer, H. E.; Peyrot, J. P. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1965-09-15

    essentiel de rentabilite du reacteur. Il s'avere que le choix de la methode a utiliser et a mettre au point est delicat; le memoire en donne les elements essentiels. Ce choix etant fait, apres mise au point en laboratoire, deux nouveaux problemes se posent: - la transposition dans le domaine industriel; - la necessite de tenir compte de la qualite permise, a un instant determine, par les procedes de fabrication, en relation avec les normes de reception definies de maniere plus ou moins arbitraire. Ceci se traduit en fait par la necessite d'une etude statistique sur des lots de tubes de diverses provenances, et leur classement par rapport a des seuils plus ou moins severes. On verra que le nombre de tubes a controler est tres superieur a celui prevu initialement. Cela conduit a l'etude d'une machine de controle automatique, capable de satisfaire a la fois les exigences de cadence et celles propres au type de controle choisi: ces dernieres sont generalement d'ordre mecanique et necessitent une construction particulierement soignee. L'ensemble de ces considerations a conduit a concevoir une machine dont la cadence peut des maintenant couvrir sans difficulte les besoins d'une chaihe de fabrication d'elements combustibles. Les possibilites de cette machine sont etroitement liees aux caracteristiques du materiel de controle choisi, en particulier aux performances de l'electronique des appareils de controle par ultrasons et a celles des traducteurs utilises. Il resulte d'ailleurs de cette etude que le materiel standard ne repond que tres imparfaitement au probleme et que l'on doit envisager des maintenant un appareillage particulier pour ce type de controle. (author) [Spanish] Las mayores exigencias a que se someten los reactores obligan a utilizar materiales elaborados y controlados con sumo cuidado. Un aspecto de tal control se refiere a la calidad de las vainas empleadas, cuyas propiedades mecanicas ejercen una influencia decisiva sobre la rentabilidad del reactor. La eleccion

  3. Recent progress in the detection of bursts in the canning in French reactors; Progres recents de la detection des ruptures de gaines dans les reacteurs francais G1, EL2, G3, EL3

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Goupil, J; Grenon, M; Raffailhac, J; Roguin, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1959-07-01

    des produits de fission, 2) de la pollution d'uranium des gaines et de la pollution eventuelle des canaux apres ruptures de gaines rapides. L'evolumetre est constitue par une memoire qui stocke les valeurs de l'activite des canaux prises a un instant considere comme reference. A cette memoire, on vient comparer les valeurs de l'activite des canaux en cours de prospection. Une difference entre ces valeurs indique l'apparition ou l'evolution d'une fissure de gaine. Pour tenir compte des variations du regime thermodynamique dans les canaux, les valeurs extraites de la memoire sont corrigees par un signal provenant d'un detecteur d'activite place dans le circuit general de sortie du gaz de la pile. Dans le cas de la pile EL{sub 2}, egalement a refroidissement par CO{sub 2}, sous pression, une methode analogue a celle de G{sub 3} a ete utilisee. Des echantillons de gaz de refroidissement sont preleves dans chacune des 133 cellules de la pile successivement par l'ouverture d'electrovannes. Le gaz est filtre et les produits de fission sont extraits par une methode de collection electrostatique. Un scintillateur et une chaine electronique fournissent un signal specifique des produits de fission qui s'inscrit sur un enregistreur. Dans le cas d'un depassement du seuil d'activite, la cellule incriminee est isolee du systeme de prospection et prise en charge par un detecteur 'suiveur' qui permet de suivre l'evolution de la fissure. Une annee d'exploitation de la pile G1 qui est refroidie a l'air a la pression atmospherique a permis d'obtenir des resultats sur le fonctionnement du dispositif D.R.G. ce qui nous a amenes a perfectionner le dispositif initial en installant un evolumetre du type decrit ci-dessus pour G{sub 3}. Le reacteur EL{sub 3}, refroidi a l'eau lourde, utilise un systeme de detection base sur la mesure, au moyen de compteurs G.M., de l'activite des gaz de fission entraines par de l'helium dilue dans l'eau lourde puis extraits de celle-ci par des hydrocyclones. La

  4. Mortalite liee au VIH chez les enfants aux Chu campus et tokoin de ...

    African Journals Online (AJOL)

    Introduction. Le but de ce travail était d'étudier la mortalité liée au VIH chez les enfants séropositifs aux CHU-Campus et Tokoin de Lomé. Patients et méthode. Il s'est agi d'une étude prospective qui s'est déroulée dans les services de pédiatrie des CHU-Campus et Tokoin de Lomé et qui a couvert une période de 6 mois ...

  5. Evaluation of the radiology state at the CEA/Fontenay-aux-Roses and its environment

    International Nuclear Information System (INIS)

    2000-10-01

    Since 1946 the nuclear installations followed one other at the CEA of Fontenay-aux-Roses still their gradual stop the last ten years, except two installations INB34 and INB73, necessary for the wastes management. Today these installations form the subject of a drainage program. The public opinion is regularly informed on this program since 1999. This document presents the stock of the actions realized since this date: the track keeping of the sites activities impacts on the environment and the actions realized since 1999. (A.L.B.)

  6. Conference - Découvrez notre région - Aux bornes de Genève

    CERN Multimedia

    Staff Association

    2016-01-01

      Les premières bornes-frontière sont posées en 1816 aux confins du royaume de Sardaigne, d’autres feront leur apparition dès 1818 du côté du royaume de France. Deux cents ans plus tard, on retrouve toujours ces pierres, témoins de la naissance du canton et patrimoine partagé des communes genevoises, gessiennes et savoisiennes qui font notre région.  

  7. Perception des risques liés aux changements climatiques dans les ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    4 sept. 2014 ... L'équipe du projet Perception du risque et vulnérabilité des milieux humides sur la côte atlantique de l'Amérique du Sud, qui a commencé en 2012, privilégie une démarche de gestion intégrée des zones côtières et s'appuie sur les perceptions que les parties prenantes ont des risques liés aux ...

  8. Fertilisation et sensibilité des cultures de laitue et de tomate aux bioagresseurs

    OpenAIRE

    Julhia, L.; Nicot, Philippe C.

    2014-01-01

    Les producteurs de légumes sont confrontés à de nouveaux défis avec la réduction de l’usage des produits phytosanitaires. Limiter le recours aux moyens de lutte chimique conduit à revisiter les pratiques et à mettre en oeuvre des stratégies globales à moindre risque phytosanitaire. La fertilisation est examinée dans son action sur la santé des plantes et comme levier dans la gestion des bioagresseurs. L’étude porte sur deux cultures légumières majeures en France, en termes de surfaces, la lai...

  9. Large Eddy simulations of jet in cross flow; Simulations aux grandes echelles: application au jet transverse

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Priere, C

    2005-01-15

    Nowadays, environmental and economic constraints require considerable research efforts from the gas turbine industry. Objectives aim at lowering pollutants emissions and fuel consumption. These efforts take a primary importance to satisfy a continue growth of energy production and to obey to stringent environmental legislations. Recorded progresses are linked to mixing enhancement in combustors running at lean premixed operating point. Indeed, industry shows itself to be attentive in the mixing enhancement and during the last years, efforts are concentrated on fresh and burned gas dilution. The Jet In Cross Flow (JICF), which constitutes a representative case to further the research effort. It has been to be widely studied both in experimentally and numerically, and is particularly well suited for the evaluation of Large Eddy Simulations (LES). This approach, where large scale phenomena are naturally taken into account in the governing equation while the small scales are modelled, offers the means to well-predict such flows. The main objective of this work is to gauge and to enhance the quality of the LES predictions in JICF configurations by means of numerical tools developed in the compressible AVBP code. Physical and numerical parameters considered in the JICF modelization are taken into account and strategies that are able to enhance quality of LES results are proposed. Configurations studied in this work are the following: - Influences of the boundary conditions and jet injection system on a free JICF - Study of static mixing device in an industrial gas turbine chamber. - Study of a JICF configuration represented a dilution zone in low emissions combustors. (author)

  10. Formation en ligne sur les applications mobiles utilisées aux fins ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Linkage for Education and Research in Nursing (LEARN), une initiative de TIC-D dans les Caraïbes. Les infirmières représentent le plus important groupe de professionnels de la santé pouvant influer sur la qualité des soins dans les services de santé. Voir davantageLinkage for Education and Research in Nursing ...

  11. Détermination des radionucléides dans le repas. Application aux ...

    African Journals Online (AJOL)

    40 sont des radionucléides naturels présents dans les riz, les tubercules, les bouillons et les friandises. Dans les quatre échantillons des repas du Riz analysés, les activités spécifiques en potassium-40 sont différentes. Cette différence est ...

  12. Modification chimique d'antioxydants pour les rendre lipophiles : application aux tannins

    OpenAIRE

    Poaty-Poaty , Bouddah

    2009-01-01

    Ce travail fut pour moi une expérience pétillante en dépit de l'énorme stress qu'il a occasionné. J'en tire une réelle satisfaction personnelle car cela est presque exclusivement le fruit de ma réflexion et de ma persévérance dans l'effort; In the order to use natural antioxidants in lipidic substances, we wanted to make lipophilic of tannins by grafting on them carbonaceous chains through mild and simple chemical modifications. First, we used model substrates of tannins (phenol, catechol, ga...

  13. Safety Training: Sensibilisation aux gestes et postures de travail

    CERN Multimedia

    Laetitia Laddada

    2004-01-01

    Nous vous proposons un nouveau cours de sécurité lié aux manutentions manuelles (durée 1 jour) : Sensibilisation aux gestes et postures de travail. Si vous êtes amené à manipuler régulièrement des charges lourdes ou volumineuses, cette formation peut vous aider à prévenir les lésions musculaires ou dorsales. A l'issue de cette formation, vous serez capable d'adopter et d'appliquer les principes de base de sécurité physique et d'économie d'efforts dans les manipulations d'objets. Les cours sont pris en charge par la Commission de Sécurité. L'inscription EDH est obligatoire. Pour plus d'information, veuillez consulter les pages Formation & Développement (Groupe Sécurité). Formation & Développement (Groupe Sécurité) FORMATION EN SECURITE SAFETY TRAINING Laetitia Laddada 73811 - 79236 safety.training@cern.ch

  14. Safety Training: Sensibilisation aux gestes et postures de travail

    CERN Multimedia

    Laetitia Laddada

    2004-01-01

    Nous vous proposons un nouveau cours de sécurité lié aux manutentions manuelles (durée 1 jour) : Sensibilisation aux gestes et postures de travail. Si vous êtes amené à manipuler régulièrement des charges lourdes ou volumineuses, cette formation peut vous aider à prévenir les lésions musculaires ou dorsales. A l'issue de cette formation, vous serez capable d'adopter et d'appliquer les principes de base de sécurité physique et d'économie d'efforts dans les manipulations d'objets. Les cours sont pris en charge par la Commission de Sécurité. L'inscription EDH est obligatoire. Pour plus d'information, veuillez consulter les pages Formation & Développement (Groupe Sécurité). Formation & Développement (Groupe Sécurité) FORMATION EN SECURITE SAFETY TRAINING Laetitia Laddada 73811 - 79236 sa...

  15. Safety Training: Sensibilisation aux gestes et postures de travail

    CERN Multimedia

    Laetitia Laddada

    2004-01-01

    >Nous vous proposons un nouveau cours de sécurité lié aux manutentions manuelles (durée 1 jour) : Sensibilisation aux gestes et postures de travail. Si vous êtes amené à manipuler régulièrement des charges lourdes ou volumineuses, cette formation peut vous aider à prévenir les lésions musculaires ou dorsales. A l'issue de cette formation, vous serez capable d'adopter et d'appliquer les principes de base de sécurité physique et d'économie d'efforts dans les manipulations d'objets. Les cours sont pris en charge par la Commission de Sécurité. L'inscription EDH est obligatoire. Pour plus d'information, veuillez consulter les pages Formation & Développement (Groupe Sécurité). Formation & Développement (Groupe Sécurité) FORMATION EN SECURITE SAFETY TRAINING Laetitia Laddada 73811 - 79236 s...

  16. A new detector for the measurement of neutron flux in nuclear reactors; Nouvelle methode de mesure des flux de neutrons dans les reacteurs atomiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Koch, L; Labeyrie, J; Tarassenko, S [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    The detector described is designed for the instantaneous measurement of thermal neutron fluxes, in the presence of high {gamma} ray activity; this detector can withstand temperatures as high as 500 deg. C. It is based on the following principle: radioactive atoms resulting from heavy-nucleus fission are carried by a gas flow to a detector recording their {beta} and {gamma} disintegration. Thermal neutron fluxes as low as few neutrons per cm{sup 2} per second can be measured. This detector may be used to control a nuclear reactor, to plot the thermal flux distribution with an excellent definition (1 mm{sup 2}) for fluxes higher than 10{sup 8} n/cm{sup 2}/s. The time response of the system to a sharp variation of flux is limited, in case of large fluxes, to the transit time of the gas flow between the fission product emitter and the detector; of the order of one tenth of a sec per meter of piping. The detector may also be applied for spectroscopy of fission products eider than 0,1 s. (author)Fren. [French] On decrit un appareil permettant la mesure instantanee des flux de neutrons thermiques accompagnes de flux intenses de rayons {gamma} et situes dans des enceintes pouvant etre portees a des temperatures superieures a 500 deg. C. On utilise la radioactivite des atomes resultant de la fission des noyaux lourds; ces atomes sont entraines par un courant gazeux vers un detecteur de radioactivite qui enregistre leurs desintegrations {beta} et {gamma}. On peut mesurer des flux partir de quelques neutrons thermiques par cm{sup 2} et par seconde. L'appareil permet de suivre la puissance d'un reacteur atomique, de tracer des cartes de densite de neutrons avec une tres bonne definition (1 mm{sup 2}) dans le cas de flux superieurs a 10{sup 8} cm{sup 2}/s. Le temps de reponse du systeme a une variation du flux de neutrons est limite, poes flux importants, par le temps de transit du gaz entre l'emetteur de produits de fission et le detecteur: soit quelques dizaines de

  17. Systèmes locaux d'alerte précoce et de réponse aux urgences ...

    African Journals Online (AJOL)

    Le régime démocratique laisse souffler le vent qui fait apparaitre aux élus locaux et aux services déconcentrés de l'État un nouvel élan et d'état d'esprit soumis désormais entre les injonctions du DNPGCCA, les attentes des populations vulnérables, à l'empilement des missions d'évaluations sans suite concrètes en termes ...

  18. ETUDES ANALYTIQUES : Détection des OGM : du libre choix des consommateurs aux études de biovigilance

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Bertheau Yves

    2000-07-01

    Full Text Available Les récentes affaires de semences conventionnelles de colza et de maïs contaminées par des traces d’OGM ont à nouveau, s’il en était besoin, rappelé à notre bon souvenir les besoins en méthodes de détection et d’identification des OGM fiables et sensibles. Les développements se poursuivent, certes bien plus lentement qu’initialement espéré du fait du nombre important de facteurs à maîtriser et du caractère relativement inédit de ce travail. Concernant des matrices alimentaires variées, cette détection se heurte au manque de recul dans plusieurs domaines tels que celui de l’extraction et la purification d’acides nucléiques en quantité et en qualité. Bien que développées pour satisfaire aux besoins réglementaires européens concernant l’alimentation humaine, ces méthodes devraient être aisément applicables dans d’autres domaines concernés par les OGM (étude des transferts de gènes par flux pollinique, éventuels transferts horizontaux, suivi des acides nucléiques lors de l’ingestion.... Au-delà des OGM, les méthodes mises en œuvre devraient présenter un intérêt dans d’autres domaines comme la microbiologie, l’épidémiologie ou l’authentification des composants biologiques d’un produit.

  19. Non-destructive analysis of major components in plant materials by mean of 14-MeV neutrons; Analyse ''non destructrice'' des principaux constituants de la matiere vegetale apres irradiation aux neutrons de 14 MeV

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Garrec, J P [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1968-07-01

    Although reactors are an important source of neutrons for activation analysis, it is sometimes convenient to have recourse to other, less expensive neutron sources. The Centre d'Etudes Nucleaires at Grenoble has small electrostatic accelerators which generate fast neutrons of 14 MeV energy. These SAMES-type generators are used for directing a deuton beam at 150 kV onto a tritiated target, the resulting flux of monoenergetic neutrons attaining 5 x 10{sup 11} ns{sup -1} in 4 {pi} geometry by the {sup 3}H(d,n){sup 4}He reaction. Numerous elements found in plant material can be activated in this flux, mainly by (n,p), (n,{alpha}) and (n,2n) reactions. Current research is directed towards making use of the entire gamma spectrum of activated plant matter. A computer is used to break down the spectrum into seven main spectral regions by the least-squares method. As a first approximation, these regions are those obtained from aluminium, calcium, potassium, magnesium, phosphorus, silicon and chlorine standards in standard activation and radioactive decay conditions. The wanted advantage of this way of analysis is not acute sensibility, but great fastness. Therefore radioactivation with 14 MeV neutrons is particularly well adapted to quick and simultaneous dosages of useful elements in agronomy. (author) [French] Bien que les reacteurs constituent une source de neutrons importante en analyse par activation, il est parfois commode de recourir a d'autres sources neutronigenes exigeant un investissement moindre. Le Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble dispose de petits accelerateurs electrostatiques generateurs de neutrons rapides de 14 MeV. Ces generateurs, de type SAMES, accelerent un faisceau de deutons sous 150 kV vers une cible tritiee. Celle-ci fournit un flux de neutrons mono-energetiques atteignant 5 x 10{sup 11} n/s/4 {pi} par la reaction {sup 3}H(d,n){sup 4}He. De nombreux elements composant les matieres vegetales s'activent dans ce flux principalement par reactions

  20. New Instruments and Principles for the Dimensional Measurement and Measurement of Spacing of Reactor Components; Nouveaux Instruments et Procedes de Mesure des Dimensions et de l'Espacement des Elements d'un Reacteur; Novye pribory i printsipy izmereniya razmerov i raspolozheniya komponentov reaktora; Nuevos Instrumentos y Principios para Medir las Dimensiones y la Separacion Entre Componentes de Reactor

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mueller, P. [Institut Dr. Foerster, Reutlingen, Federal Republic of Germany (Germany)

    1965-09-15

    Full text: The measurement of wall thickness of austenitic and non-ferrous sheets, tubes and containers is presented. Two methods for contactless measurement are discussed: eddy- current method for measuring the thickness of non-ferrous and austenitic sheets and containers by means of transition coils; eddy-current measurement of the wall thickness of tubes by means of feed-through coils. Suitable instruments and their application are shown. Wall-thickness measurement on non-ferrous reactor assemblies by the ''magnetic ball method'' is also discussed. The principle of this new type of measurement is explained, its range of use - especially for spot- measurements - is discussed, and a practical instrument is described. Measurement of non-magnetic coatings on magnetic base materials is discussed. The measurement principles (magnetic DC and AC field methods) are explained and instruments for measurement of nonmagnetic coatings between 3-{mu}m and 20-mm thickness are shown. The special problem of measurement of stellite deposits on ferritic walls of reactor vessels is discussed. The measurement of electrically non-conductive coatings on base materials consisting of non-ferrous metals; and the principle of measurement (eddy currents) are explained. An instrument for this purpose is shown and typical examples of measurements are given. Contactless in-line measurements of physical dimensions of metallic reactor components are given. Various methods for ferrous and non-ferrous metals are explained (magnetic DC and AC field method, eddy-current methods). Instruments and examples for remote measurements of diameter, ovality, distortion etc., of reactor components are described, and methods of measuring the spacing of such components in the ''hot'' zone of the reactor are shown. An instrument for recording the surface profile and for direct reading the roughness values (''Rauhtiefe'', ''Glaettungstiefe'', CLA value and RMS value) is shown. Typical examples of the use of the

  1. Tables of formulae for calculating the mechanics of stacks in gas-graphite reactors; Formulaire pour le calcul de la mecanique des empilements des reacteurs graphite-gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

    This collection of formulae only gives, for nuclear graphite stacks. The mechanical effects due to the strains, thermal or not, of steel structures supporting or surrounding graphite blocks. Equations have been established by mean of experiments made at Chinon with large pile models. Thus, it is possible to calculate displacement, strain and stress in the EDF type stacks of horizontal triangular block lattice. (authors) [French] Le domaine de ce formulaire est strictement limite aux effets mecaniques, pour les empilements, des deformations, thermiques ou autres, des structures metalliques de soutien (aire - support et corset). On propose un ensemble de relations qui ont ete etablies a la suite des essais de CHINON sur des maquettes de grande taille. Ces relations permettent le calcul des mouvements, des deformations et des contraintes dans les empilements du type EDF, a reseau horizontal triangulaire regulier. (auteurs)

  2. Amélioration de la capacité d'adaptation sociale et écologique aux ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    ... en plus intenses se multiplient en raison des phénomènes météorologiques extrêmes. ... d'établir des cartes de vulnérabilité aux changements climatiques et de ... intermédiaire et fonctionnaires des administrations locales et régionales.

  3. Diplomatie de Léopold II face aux puissances coloniales en Afrique. Contribution à l'histoire diplomatique du Congo

    OpenAIRE

    Baenda Fimbo, Zacharie

    2011-01-01

    Cet article essaie d'analyser les stratégies diplomatiques du roi Léopold II face aux grandes puissances de l'époque lors du partage du continent africains. Ces stratégies lui ont permis de gagner la Congo au centre de l'Afrique. Peer reviewed

  4. Mise en place des préalables aux essais randomisés d'interventions ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Mise en place des préalables aux essais randomisés d'interventions ... fund is to support applied research in areas vital to achieving long-term food security. ... The Science Granting Councils Initiative in sub-Saharan Africa wins Science ...

  5. Dynamiques de résistance aux normes révolutionnaires à Cuba

    OpenAIRE

    Geoffray, Marie-Laure

    2013-01-01

    Les normes du régime révolutionnaire sont, à Cuba, inscrites dans l’espace. Elles fonctionnent comme des signes performatifs qui à la fois rappellent constamment la présence du pouvoir et catégorisent les individus selon leur conformité aux normes. Mais, depuis la crise économique des années 1990, des logiques centrifuges à l’œuvre au sein de la société cubaine viennent remettre en question la capacité du régime à générer une socialisation révolutionnaire homogène. On observe des dynamiques s...

  6. A. Lacassagne : de l’archive mineure aux Archives d’anthropologie criminelle

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Philippe Artières

    2005-01-01

    Full Text Available En 1921, le médecin Alexandre Lacassagne offre à la ville de Lyon ses archives et son importante bibliothèque. Depuis son installation au début des années 1880, Lacassagne qui y détient la chaire de médecine légale et de toxicologie, est devenu l’une des figures les plus célèbre de la ville. Il est intervenu à plusieurs reprises dans les affaires municipales et notamment en matière d’hygiène urbaine, il a surtout pris part comme expert aux grandes affaires criminelles ; il a ainsi fait de Lyo...

  7. Safety Training: Ergonomie - Sensibilisation aux gestes et postures de travail

    CERN Multimedia

    Laetitia Laddada

    2004-01-01

    Nous vous proposons un nouveau cours d'ergonomie (durée : 1 jour) Sensibilisation aux gestes et postures de travail. A l'issue de cette formation, vous serez capable d'adopter et d'appliquer les principes de base de sécurité physique et d'économie d'efforts dans les manipulations d'objets. Les cours sont pris en charge par la Commission de Sécurité. L'inscription EDH est obligatoire. Pour plus d'information, veuillez consulter les pages Formation & Développement (Groupe Sécurité). FORMATION EN SECURITE SAFETY TRAINING Laetitia Laddada 73811 - 79236 safety.training@cern.ch

  8. La Relativité restreinte expliquée aux enfants (de 7 à 107 ans)

    OpenAIRE

    Marle , Charles-Michel

    2014-01-01

    Ce texte est la version française de l'article "Relativity, the Special Theory, explained to Children (from 7 to 107 years old)". Il est un peu plus détaillé que la version anglaise: il comporte deux figures de plus et la démonstration détaillée du point le plus délicat.; L'auteur pense qu'il est possible d'expliquer aux enfants de 15 a 16 ans les idées essentielles de la théorie de la Relativité, sans aucun calcul compliqué, en n'utilisant que quelques notions très simples de géométrie affin...

  9. Report on nuclear safety and transparency 2011 - Fontenay-aux-Roses CEA centre

    International Nuclear Information System (INIS)

    2012-06-01

    After a brief presentation of the Fontenay-aux-Roses CEA centre, this report indicates the different safety measures in the different nuclear base installations (INB) of this site (measures related to different risks, to emergency situations, to inspections and audits). It describes measures related to radiation protection: organisation, dosimetry results. It presents the different significant events which occurred in 2011 and were declared to the ASN. It discusses the results of measurements of liquid, gaseous and chemical releases from the installations and their impact on the environment. It addresses the radioactive waste management (measures to limit their volume and to limit their impact on health and on the environment, notably on water and soils, type and quantities of wastes stored in INBs). It presents the different measures and actions related to information transparency

  10. EMC: a new equipment for repackaging the ancient waste from Fontenay-aux-Roses CEA site

    International Nuclear Information System (INIS)

    Ithurbide, A.; Masy, J.C.; Serrano, R.; Blanc, S.

    2017-01-01

    A new equipment called EMC (Equipment for measuring and packaging) is being built on the Fontenay-aux Roses site in the framework of the cleaning-up of this CEA site. Studies on irradiated fuels and on radio-chemical processes were performed till 1995 and a large quantity of radioactive waste were generated and have stayed on the site so far in storage pits. EMC purpose is to prepare high level radioactive waste for their removal towards the Diadem storing facility that is being built on the Marcoule CEA site. EMC will deal with α-emitter contaminated waste and will be able to recover ancient 50 l waste drums from storage pits, to characterize their radioactive content, to open them, to package them in CDD1 drum (each CDD1 drum can contain up to 5 ancient drums), and to load CDD1 drums in transport packing. EMC is expected to operate for 4 years. (A.C.)

  11. Decommissioning works are going on at Fontenay-aux-roses CEA center

    International Nuclear Information System (INIS)

    Anon.

    2003-01-01

    The CEA center of Fontenay-aux-roses is pursuing the dismantling operations of its nuclear installations. In 2003 120 glove boxes of the plutonium chemistry laboratory were disassembled and moved to the Cadarache CEA center. Hot cells from the Castor, Cyrano and Petrus lines are currently undergoing decontamination operations before being dismantled. As for the processing station of liquid effluents, the cutting works of the incinerator of low-level radioactive wastes and of the tanks began in 2003 and are expected to be over by end 2004. The Triton research reactor was decommissioned in 1982 and dismantling works on its hot cell and on its pool began at the end of 2003. (A.C.)

  12. Soins primaires aux adultes ayant une déficience développementale

    Science.gov (United States)

    Sullivan, William F.; Berg, Joseph M.; Bradley, Elspeth; Cheetham, Tom; Denton, Richard; Heng, John; Hennen, Brian; Joyce, David; Kelly, Maureen; Korossy, Marika; Lunsky, Yona; McMillan, Shirley

    2011-01-01

    Résumé Objectif Mettre à jour les lignes directrices canadiennes de 2006 sur les soins primaires aux adultes ayant une déficience développementale (DD) et présenter des recommandations pratiques fondées sur les connaissances actuelles pour traiter des problèmes de santé particuliers chez des adultes ayant une DD. Qualité des preuves Des professionnels de la santé expérimentés participant à un colloque et un groupe de travail subséquent ont discuté et convenu des révisions aux lignes directrices de 2006 en se fondant sur une recherche documentaire exhaustive, la rétroaction obtenue des utilisateurs du guide de pratique et les expériences cliniques personnelles. La plupart des preuves disponibles dans ce domaine viennent de l’opinion d’experts ou de déclarations consensuelles publiées (niveau III). Message principal Les adultes ayant une DD ont des problèmes de santé complexes, dont plusieurs diffèrent de ceux de la population en général. De bons soins primaires permettent d’identifier les problèmes de santé particuliers dont souffrent les adultes ayant une DD pour améliorer leur qualité de vie et leur accès aux soins de santé et prévenir la morbidité et le décès prématuré. Ces lignes directrices résument les problèmes de santé générale, physique, comportementale et mentale des adultes ayant une DD que devraient connaître les professionnels des soins primaires et présentent des recommandations pour le dépistage et la prise en charge en se basant sur les connaissances actuelles que les cliniciens peuvent mettre en pratique. En raison de l’interaction des facteurs biologiques, psychoaffectifs et sociaux qui contribuent à la santé et au bien-être des adultes ayant une DD, ces lignes directrices insistent sur la participation des aidants, l’adaptation des interventions, au besoin, et la consultation auprès de divers professionnels de la santé quand ils sont accessibles. Elles mettent aussi en évidence la

  13. Dreamlands : des parcs d’attractions aux cités du futur

    OpenAIRE

    Didelon, Valéry

    2012-01-01

    Comme l’exposition éponyme qui s’est tenue au Centre Pompidou au printemps et à l’été 2010, le catalogue Dreamlands entend nous éclairer sur ce qu’ont en commun les premières expositions universelles, Disneyland, Las Vegas et Dubaï. L’hypothèse est ainsi posée : depuis la fin du XIXe siècle, le parc d’attractions serait devenu aux yeux des artistes, des architectes et des urbanistes un modèle pour imaginer et construire la ville de demain. Comme le champ de foire avant lui, il est de facto un...

  14. Des furoncles résistants aux antibiotiques: penser à la myiase !!

    Science.gov (United States)

    Ajili, Faida; Abid, Rim; Bousseta, Najeh; Mrabet, Ali; Karoui, Ghazi; Louzir, Bassem; Battikh, Riadh; Othmani, Salah

    2013-01-01

    Les myiases sont des infections parasitaires par des larves de mouches. La localisation cutanée doit être évoquée de retour d'un pays tropical devant une évolution inhabituelle de lésions cutanées. Nous rapportons une observation d'un militaire tunisien, ayant séjourné en République Démocratique du Congo. Il était atteint de myiase cutanée simulatrice d'une furonculose résistante aux antibiotiques. L'intérêt de cette observation est de souligner l'importance d’évoquer la myiase dont le traitement est simple et rapide chez un patient de retour de zone d'endémie. PMID:24106569

  15. Observation spatiale et SIG: des outils pour cartographier les zones sensibles aux mouvements de terrain

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Jean-Yves SCANVIC

    1994-12-01

    Full Text Available Les niveaux de sensibilité des sols aux mouvements de terrain ont été cartographiés dans différents bassins de risques en Bolivie, en Colombie et à Taïwan, selon une méthodologie développée au BRGM et fondée en partie sur l’extraction visuelle et numérique d’informations contenues dans les données de télédétection spatiale stéréoscopiques et leur gestion-valorisation dans un SIG. Ces cartes font apparaître l’intérêt de l’imagerie Spot pour la gestion du risque naturel.

  16. Marjane Satrapi’s Poulet aux Prunes: fetish, desire, and illusions

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Stefania Rimini

    2013-07-01

    Full Text Available Il saggio si propone di individuare e descrivere le sfumature erotiche e sentimentali del film Poulet aux prunes di Marjane Satrapi, felice adattamento dell’omonima graphic novel. Il racconto procede per scarti, ellissi, anticipazioni e flasback, dando luogo a una narrazione labirintica dalla singolare trama arabescante. Le sottili dinamiche seduttive messe in campo dal complesso stile di regia di Satrapi-Paronnaud vengono analizzate alla luce delle categorie feticistiche individuate da Massimo Fusillo, che offrono interessanti modelli di interazione fra desiderio e creatività. L’esito di tale indagine consente di ampliare il dibattito relativo al rapporto di scambio e interferenza fra oggetti, pulsioni e sguardi nel cinema contemporaneo.

  17. Speech by Prime Minister Francois Fillon. Visit of the Jules Horowitz experimental reactor works on the Commissariat a l'Energie et aux Energies Alternatives site. Cadarache, May 3, 2010; Discours du Premier ministre Francois FILLON Cadarache, lundi 3 mai 2010. Visite du chantier du Reacteur experimental Jules Horowitz sur le site du Commissariat a l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2010-07-01

    In this speech, the French Prime Minister evokes the present context, the importance of strategic technologies, and the challenge of investing in these technologies within a context of reduction of public expenses. He comments the decision of his government to finance research and education activities in different domains, and more specifically in the energy sector with this fourth generation Jules Horowitz experimental reactor. He recalls that the nuclear sector has always been very important to the eyes of the successive French governments, and outlines how this reactor will contribute to reactor operational optimization, lifetime extension and safety, nuclear fuel development, etc.

  18. Aspects of Reactor Physics Research at the Victoria University of Manchester; Quelques Aspects des Experiences de Physique des Reacteurs a l'Universite Victoria de Manchester; Aspekty ehksperimental'nykh issledovanij po fizike reaktorov v universitete viktorii v manchestere; Trabajos de Fisica Experimental con Reactores Efectuados en la Universidad Victoria de Manchester

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Harris, M. J.; Walton, D. G. [Victoria University of Manchester (United Kingdom)

    1964-02-15

    'erreurs. Les auteurs mesurent les spectres de neutrons thermiques dans de l'eau ordinaire 'empoisonnee' afin d'etudier et de mettre au point des techniques de detecteurs integraux. L'expose de cette partie du programme contient certains exemples d'economies de temps et de ressources. Ils ont etudie les techniques d'activation et de comptage avec des feuilles de grande dimension pour la mesure des nombres volumiques moyens de neutrons, ainsi que plusieurs parametres de reacteurs. Certains points interessants sont apparus, notamment en ce qui concerne la mesure des spectres. Cette methode permet de proceder a de nombreuses recherches de physique des reacteurs avec des ressources limitees. On a construit a peu de frais un assemblage exponentiel a uranium naturel et a eau ordinaire. Sa conception mecanique lui donne une grande souplesse, si bien que, par exemple, les mesures paralleles et perpendiculaires aux barres de combustible en sont considerablement facilitees. Un programme de mesures a l'etat stationnaire est en cours. L'auteur donne un apercu des travaux futurs qui porteront notamment sur les mesures de structure fine, les effets cavitaires et les flux de neutrons puises. (author) [Spanish] El Departamento de Ingenieria Nuclear de la Universidad de Manchester fue creado en 1959. Desde entonces se han ampliado y desarrollado progresivamente los estudios superiores de fisica de reactores, empezando desde los cimientos; los experimentos se han concentrado en los conjuntos de agua ligera, en particular en conjuntos experimentales de agua ligera y uranio natural, alimentados por un acelerador. En la memoria se examina la labor efectuada hasta la fecha, los resultados obtenidos, las lineas generales de la labor futura, asi como las tecnicas experimentales adoptadas debido a su bajo costo y al hecho de requerir un personal escaso. A continuacion se describen las principales investigaciones realizadas. Los autores estudiaron la difusion neutronica en agua ligera utilizando fuentes

  19. Strategy for nuclear wastes incineration in hybrid reactors; Strategies pour l'incineration de dechets nucleaires dans des reacteurs hybrides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lelievre, F

    1998-12-11

    The transmutation of nuclear wastes in accelerator-driven nuclear reactorsoffers undeniable advantages. But before going into the detailed study of a particular project, we should (i) examine the possible applications of such systems and (ii) compare the different configurations, in order to guide technological decisions. We propose an approach, answering both concerns, based on the complete description of hybrid reactors. It is possible, with only the transmutation objective and a few technological constraints chosen a posteriori, to determine precisely the essential parameters of such reactors: number of reactors, beam current, size of the core, sub-criticality... The approach also clearly pinpoints the strategic decisions, for which the scientist or engineer is not competent. This global scheme is applied to three distinct nuclear cycles: incineration of solid fuel without recycling, incineration of liquid fuel without recycling and incineration of liquid fuel with on-line recycling; and for two spectra, either thermal or fast. We show that the radiotoxicity reduction with a solid fuel is significant only with a fast spectrum, but the incineration times range from 20 to 30 years. The liquid fuel is appropriate only with on-line recycling, at equilibrium. The gain on the radiotoxicity can be considerable and we describe a number of such systems. The potential of ADS for the transmutation of nuclear wastes is confirmed, but we should continue the description of specific systems obtained through this approach. (author)

  20. Experimental study of the hydrodynamic instabilities occurring in boiling-water reactors; Etude experimentale des instabilites hydrodynamiques survenant dans les reacteurs nucleaires a ebullition

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fabreca, S. [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-10-01

    The subjects is an experimental out-of pile loop study of the hydrodynamic oscillations occurring in boiling-water reactors. The study was carried out at atmospheric pressure and at pressure of about 8 atmospheres, in channels heated electrically by a constant and uniform specified current. In the test at 8 atmospheres the channel was a round tube of approximately 6 mm interior diameter. At 1 atmosphere a ring-section channel was used, 10 * 20 mm in diameter, with an inner heating tube and an outer tube of pyrex. It was possible to operate with natural convection and also with forced convection with test-channel by-pass. The study consists of 3 parts: 1. Preliminary determination of the laws governing pressure-drop during boiling. 2. Determination of the fronts at which oscillation appears, within a wide range of the parameters involved. 3. A descriptive study of the oscillations and measurement of the periods. The report gives the oscillation fronts with natural and forced convection for various values of the singular pressure drop at the channel inlet and for various riser lengths. The results are presented in non-dimensional form, which is available, in first approximation, for all geometric scales and for all fluids. Besides the following points were observed: - the wall (nature and thickness) can be an important factor ; - oscillation can occur in a horizontal channel. (author) [French] II a ete effectue une etude experimentale, en boucle hors-pile, des oscillations hydrodynamiques survenant dans les reacteurs a ebullition. L'etude a ete effectuee a la pression atmospherique et a une pression voisine de 8 atmospheres dans des canaux chauffes electriquement a puissance imposee constante et uniforme. Dans les essais a 8 atmospheres le canal etait un tube circulaire de diametre interieur 6 mm environ. A 1 atmosphere le canal etait de section annulaire 10 * 20 mm avec un tube interieur chauffant et un tube exterieur en pyrex. Le fonctionnement etait possible

  1. Experimental study of the hydrodynamic instabilities occurring in boiling-water reactors; Etude experimentale des instabilites hydrodynamiques survenant dans les reacteurs nucleaires a ebullition

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fabreca, S [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-10-01

    The subjects is an experimental out-of pile loop study of the hydrodynamic oscillations occurring in boiling-water reactors. The study was carried out at atmospheric pressure and at pressure of about 8 atmospheres, in channels heated electrically by a constant and uniform specified current. In the test at 8 atmospheres the channel was a round tube of approximately 6 mm interior diameter. At 1 atmosphere a ring-section channel was used, 10 * 20 mm in diameter, with an inner heating tube and an outer tube of pyrex. It was possible to operate with natural convection and also with forced convection with test-channel by-pass. The study consists of 3 parts: 1. Preliminary determination of the laws governing pressure-drop during boiling. 2. Determination of the fronts at which oscillation appears, within a wide range of the parameters involved. 3. A descriptive study of the oscillations and measurement of the periods. The report gives the oscillation fronts with natural and forced convection for various values of the singular pressure drop at the channel inlet and for various riser lengths. The results are presented in non-dimensional form, which is available, in first approximation, for all geometric scales and for all fluids. Besides the following points were observed: - the wall (nature and thickness) can be an important factor ; - oscillation can occur in a horizontal channel. (author) [French] II a ete effectue une etude experimentale, en boucle hors-pile, des oscillations hydrodynamiques survenant dans les reacteurs a ebullition. L'etude a ete effectuee a la pression atmospherique et a une pression voisine de 8 atmospheres dans des canaux chauffes electriquement a puissance imposee constante et uniforme. Dans les essais a 8 atmospheres le canal etait un tube circulaire de diametre interieur 6 mm environ. A 1 atmosphere le canal etait de section annulaire 10 * 20 mm avec un tube interieur chauffant et un tube exterieur en pyrex. Le fonctionnement etait possible en

  2. A critical summary of microscopic fast-neutron interactions with reactor structural, fissile and fertile materials; Apercu critique des interactions microscopiques des neutrons rapides avec les materiaux de construction et les matieres fissiles et fertiles utilisees dans les reacteurs; Kriticheskij obzor mikroskopicheskog o vzaimodejstviya bystrykh nejtronov s konstruktsionnymi, rasshcheplyayushchimis ya i vosproizvodyashchim i reaktornymi materialami; Resumen critico de las interacciones microscopicas de los neutrones rapidos con los materiales estructurales fisionables y fertiles utilizados en los reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Smith, A B [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    Prevailing knowledge of fast-neutron-induced reactions utilized in the nuclear design of reactor systems is reviewed. Principal emphasis is placed upon microscopic experimental methods, results and precisions. Fast-neutron scattering is considered in detail, including the results of experimental determinations of scattering from oxygen, iron, zirconium, niobium, tungsten, thorium and uranium. Representative results of experimental studies of fast-neutron capture and fast-neutron-induced fission are given. The measurements discussed not only provide results of considerable applied usefulness but axe also examples of the application of advanced experimental nuclear techniques. Areas of limited, conflicting or non-existent experimental information are outlined. A prognosis of future knowledge of fast-neutron reactions is made, with emphasis on the fulfillment of reactor requirements for basic nuclear data. (author) [French] L'auteur fait le point des connaissances sur les reactions provoquees par les neutrons rapides sur lesquelles on tend a fonder les projets de reacteurs. Il met en relief les methodes, les resultats et la precision de mesures experimentales a l'echelle microscopique. Il etudie en detail la diffusion des neutrons rapides, et donne les resultats de mesures experimentales de diffusion dans l'oxygene, le fer, le zirconium, le niobium, le tungstene, le thorium et l'uranium. Il donne les resultats les plus significatifs d'etudes experimentales sur la capture des neutrons rapides et sur la fission provoquee par des neutrons rapides. Les mesures etudiees, non seulement fournissent des renseignements d'une utilite pratique considerable, mais aussi constituent des exemples de l'application de techniques experimentales nucleaires a la pointe du progres. L'auteur indique les domaines ou les donnees experimentales sont limitees, contradictoires ou inexistantes. Il se livre a des pronostics sur le developpement des connaissances experimentales en matiere de

  3. Fe Al40, a new canning material for reactors using refractory fuels; Le Fe Al40, un nouveau materiau de gainage pour les reacteurs a combustibles refractaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sainfort, G; Cabane, G; Salesse, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    Fe Al40, owing to its high aluminium content, is more suitable than stainless steels for nuclear applications; it has two advantages: its nuclear cross section is half that of 18-10 stainless steels, and its compatibility with fuel elements and heat extracting fluids is exceptionally good. Ferrous alloys with more than 16 per cent by weight of aluminium are reputed to be brittle because of their ordered lattice. But actually, most of the brittleness of these alloys is due to the presence of intergranular precipitates. The vacuum casting of pure iron and aluminium, together with additions of scavenging elements, gives a very clean alloy with sufficiently reduced brittleness at high temperatures as to allow transformation with a very good yield. Studies of smelting and transformation have enabled the optimum composition and the best industrial fabrication conditions to be established. The mechanical properties of extruded or rolled products are dependent, on the ferritic ordered structure of the alloys prepared as follows: Extension at room temperature between 8 and 11 p.100, continuous increase of the elongation at rupture with increase of temperature so that at 800 C it exceeds 100 p.100; yield strength stable at 30 kg/mm{sup 2} from 20 to 550 C; progressive decrease of impact strength as the temperature increases Creep strength at 650-700 C in the region of 10 kg/mm{sup 2} with a very high elongation because of the appearance of a fine grain recrystallization during the test. Welding of Fe Al40 is facilitated by the fact that this alloy remains ferritic up to its melting point (1350 C); however it. is sensitive to hot short cracking and grain swelling. Several welding processes have been successfully applied to this alloy, under conditions where the superficial alumina layer was removed. This very impervious oxide skin gives Fe Al 40 a unique resistance to corrosion: in carbon dioxide at 700 C, 60 atm, the weight gain after 3000 h is about one third of that of a

  4. Alkaline solid polymer electrolytes and their application to rechargeable batteries; Electrolytes solides polymeres alcalins application aux generateurs electrochimiques rechargeables

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Guinot, S

    1996-03-15

    A new family of solid polymer electrolytes (SPE) based on polyoxyethylene (POE), KOH and water is investigated in view of its use in rechargeable batteries. After a short review on rechargeable batteries, the preparation of various electrolyte compositions is described. Their characterization by differential scanning calorimetry (DSC), thermogravimetric analysis, X-ray diffraction and microscopy confirm a multi-phasic structure. Conductivity measurements give values up to 10 sup -3 S cm sup -1 at room temperature. Their use in cells with nickel as negative electrode and cadmium or zinc as positive electrode has been tested; cycling possibility has been shown to be satisfactory. (C.B.) 113 refs.

  5. Application of the decree 2910 for coal fired boilers; Application de l`arrete 2910 aux chaudieres a charbon

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hing, K. [CDF Energie, Charbonnages de France, 92 - Rueil-Malmaison (France)

    1997-12-31

    The impacts of the new French decree 2910 concerning the classification of all combustion equipment with regards to their energy sources, energy efficiency and pollution control, on 2 to 20 MW coal-fired boilers, are discussed, with emphasis on their pollutant emissions (SO{sub 2}, NO{sub x} and ashes). The compositions of several coals is presented and the various types of coal-fired boilers adapted to the new decree are presented: automatic boilers, dense fluidized bed boilers, vibrating and chain grids with fume tubes and water tubes

  6. Operating Experience with the VERA Zero-Energy Fast Reactor; Fonctionnement du Reacteur VERA a Neutrons Rapides, de Puissance Zero; Opyt ehkspluatatsii reaktora VERA na bystrykh nejtronakh nulevoj moshchnosti; Experiencia Adquirida con el Reactor Rapido VERA de Potencia Nula

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Weale, J. W.; McTaggart, M. H.; Goodfellow, H.; Paterson, W. J. [Atomic Weapons Research Establishment, Aldermaston (United Kingdom)

    1964-02-15

    The design of a two-halves zero-energy fast reactor is briefly described, particular emphasis being placed on those features which determine the practicability and precision of reactor physics measurements. The advantages and disadvantages of the design are discussed with reference to the two years' operating experience of the reactor. The following topics are dealt with: the experimental convenience of the lay-out and of the two halves design; the size and precision of the fuel pieces and the accuracy of location of the fuel elements; the effects of edge irregularities and heterogeneity of structure on the accuracy with which the critical mass of an 'ideal' equivalent assembly is determined; reproducibility of the critical condition after dismantling the assembly, or separating the two halves; variation of reactivity with separation of the halves, including effects of asymmetric loading; sensitivity of various counters, neutron source strength, use of an accelerator neutron source; speed of response of safety circuits and consequent restrictions on rate of assembly of the two halves; additional precautions necessary in using plutonium fuel; and notes on the accuracy of measurement of reactivity and on the practical limitations affecting various other reactor physics measurements. (author) [French] Les auteurs decrivent brievement ce modele de reacteur a neutrons rapides et de puissance zero construit en deux moities, en insistant particulierment sur les caracteristiques qui determinent la possibilites de faire des mesures relatives a la physique des reacteurs et la precision de ces mesures. Ils exposent les avantages et les inconvenients de ce modele compte tenu de l'experience acquise au cours des deux annees de fonctionnement du reacteur. Ils traitent les sujets suivants: interet pratique, au point de vue experimental, du plan de ce reacteur et de sa constitution en deux moities; dimension et precision des pieces de combustible et exactitude de l'emplacement des

  7. Modelisation de la diffusion sur les surfaces metalliques: De l'adatome aux processus de croissance

    Science.gov (United States)

    Boisvert, Ghyslain

    Cette these est consacree a l'etude des processus de diffusion en surface dans le but ultime de comprendre, et de modeliser, la croissance d'une couche mince. L'importance de bien mai triser la croissance est primordiale compte tenu de son role dans la miniaturisation des circuits electroniques. Nous etudions ici les surface des metaux nobles et de ceux de la fin de la serie de transition. Dans un premier temps, nous nous interessons a la diffusion d'un simple adatome sur une surface metallique. Nous avons, entre autres, mis en evidence l'apparition d'une correlation entre evenements successifs lorsque la temperature est comparable a la barriere de diffusion, i.e., la diffusion ne peut pas etre associee a une marche aleatoire. Nous proposons un modele phenomenologique simple qui reproduit bien les resultats des simulations. Ces calculs nous ont aussi permis de montrer que la diffusion obeit a la loi de Meyer-Neldel. Cette loi stipule que, pour un processus active, le prefacteur augmente exponentiellement avec la barriere. En plus, ce travail permet de clarifier l'origine physique de cette loi. En comparant les resultats dynamiques aux resultats statiques, on se rend compte que la barriere extraite des calculs dynamiques est essentiellement la meme que celle obtenue par une approche statique, beaucoup plus simple. On peut donc obtenir cette barriere a l'aide de methodes plus precises, i.e., ab initio, comme la theorie de la fonctionnelle de la densite, qui sont aussi malheureusement beaucoup plus lourdes. C'est ce que nous avons fait pour plusieurs systemes metalliques. Nos resultats avec cette derniere approche se comparent tres bien aux resultats experimentaux. Nous nous sommes attardes plus longuement a la surface (111) du platine. Cette surface regorge de particularites interessantes, comme la forme d'equilibre non-hexagonale des i lots et deux sites d'adsorption differents pour l'adatome. De plus, des calculs ab initio precedents n'ont pas reussi a confirmer la

  8. Contribution to the study of several chemical hazards in the Centre d'Etudes Nucleaires of Fontenay-aux-Roses; Contribution a l'etude de quelques nuisances chimiques au centre d'etudes nucleaires de Fontenay-aux-Roses

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Megemont, C; Grau, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1968-10-01

    From the checking of 2750 index cards of hazards, the study relates the distribution of the chemical hazards in the Centre d'Etudes Nucleaires of Fontenay-aux-Roses. Those concerning the greatest number of agents in the Centre are classified according to the categories corresponding to the different conditions of working. Thus, the most important are put forward. Then, the authors rapidly make a review of hazards which may have some special interest because they appear more specific of the nuclear energy or because they are the most frequently noted on the index cards of hazards. The case of the tributylphosphate is studied more precisely. (authors) [French] A partir de l'examen de 2750 fiches de nuisances, l'etude porte sur la repartition des nuisances chimiques au Centre d'Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses. Celles qui concernent le plus grand nombre d'agents du Centre sont classees selon les categories correspondant aux differentes conditions de travail. Les plus importantes d'entre elles sont ainsi mises en evidence. | Les auteurs passent ensuite en revue, rapidement, les nuisances qui peuvent presenter un interet particulier soit parce qu'elles semblent plus specifiques de l'Energie Nucleaire, soit parce qu'on les rencontre le plus frequemment sur les fiches de nuisances. Le cas du tributylphosphate est envisage de facon plus detaillee. (auteurs)

  9. Former aux TICE : entre compétences techniques et modèles pédagogiques

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Jacques Béziat

    2012-01-01

    Full Text Available Cette contribution discute des enjeux et des limites d’une formation aux compétences techniques attendues des futurs enseignants d’école primaire. Une formation est certainement nécessaire pour espérer voir des pratiques pédagogiques avec les TICE se développer en classe. Mais ce n’est qu’un des leviers pour leur intégration dans les pratiques scolaires. Une formation aux TICE suppose que l’on mette l’accent sur l’analyse de pratiques. Plus que de former « simplement » à l’usage pédagogique d’outils numériques, il est indispensable de former à la complexité de leurs enjeux intellectuels et pratiques.

  10. Order of 30 March 1988 on licensing of gaseous radioactive effluent releases by the Fontenay-aux-Roses Nuclear Research Centre

    International Nuclear Information System (INIS)

    1988-01-01

    This Decree prescribes the documents and information the Fontenay-aux-Roses Nuclear Research Centre must provide to the Central Service for Protection against Ionizing Radiation (SCPRI) and lays down the permissible effluent release limits for the Centre [fr

  11. Relative measurement of the fluxes of thermal, resonant and rapid neutrons in reactor G1; Mesures relatives des flux thermique, resonnant et rapide dans le reacteur G1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Carle, R.; Mazancourt, T. de [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    We sought to determine the behavior of the thermal, resonant and rapid neutron fluxes in the multiplier-reflector transition region, in the two principal directions of the system. We have also measured the variation of these different fluxes in the body of the multiplier medium in a canal filled with graphite and in an empty canal. The results are given in the form of curves representing: - the variation of the ratio of the thermal flux to the rapid flux in axial and radial transitions - the behavior of the thermal and resonant fluxes and the variation of their ratio in the same regions. (author) [French] Nous avons cherche a determiner le comportement des differents flux, thermique, resonnant et rapide a la transition milieu multiplicateur-reflecteur dans les deux directions principales du reseau. Nous avons egalement mesure la variation de ces differents flux au sein du milieu multiplicateur dans un canal rempli de graphite et dans un canal vide. Les resultats sont donnes sous forme de courbe representant: - La variation du rapport du flux thermique au flux rapide aux transitions axiale et radiale - L'allure des flux thermique et resonnant et la variation de leur rapport dans les memes regions. (auteur)

  12. Relative measurement of the fluxes of thermal, resonant and rapid neutrons in reactor G1; Mesures relatives des flux thermique, resonnant et rapide dans le reacteur G1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Carle, R; Mazancourt, T de [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    We sought to determine the behavior of the thermal, resonant and rapid neutron fluxes in the multiplier-reflector transition region, in the two principal directions of the system. We have also measured the variation of these different fluxes in the body of the multiplier medium in a canal filled with graphite and in an empty canal. The results are given in the form of curves representing: - the variation of the ratio of the thermal flux to the rapid flux in axial and radial transitions - the behavior of the thermal and resonant fluxes and the variation of their ratio in the same regions. (author) [French] Nous avons cherche a determiner le comportement des differents flux, thermique, resonnant et rapide a la transition milieu multiplicateur-reflecteur dans les deux directions principales du reseau. Nous avons egalement mesure la variation de ces differents flux au sein du milieu multiplicateur dans un canal rempli de graphite et dans un canal vide. Les resultats sont donnes sous forme de courbe representant: - La variation du rapport du flux thermique au flux rapide aux transitions axiale et radiale - L'allure des flux thermique et resonnant et la variation de leur rapport dans les memes regions. (auteur)

  13. Preliminary dismantling for the decommissioning of nuclear licensed facilities at the CEA Centre in Fontenay aux Roses

    International Nuclear Information System (INIS)

    Estivie, D.; Bohar, M.P.; Jeanjacques, M.; Binet, C.

    2008-01-01

    Under the perimeter modification programme for the Nuclear Licensed Facilities (NLFs) of the French Atomic Energy Commission centre at Fontenay aux Roses (CEN-FAR), preliminary dismantling work proved necessary to decommission the buildings outside the nuclear perimeter and create interim storage areas for waste packages. This summary describes the dismantling of Buildings 07, 53 and 91/54, which are the most representative of the preliminary dismantling work. (author)

  14. Recours aux TIC pour résoudre les problèmes d'eau en Ouganda ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Les technologies de l'information et de la communication (TIC) peuvent grandement aider les collectivités à se préparer et à s'adapter aux effets des changements climatiques. Divers projets rendent compte de l'utilité de recourir à de nouvelles technologies (telles que le téléphone mobile) et à des technologies classiques ...

  15. Second meeting of the Atomic and Molecular Data Centre network. Fontenay aux Roses, 23-24 May 1980

    International Nuclear Information System (INIS)

    Katsonis, K.

    1980-11-01

    Summary report of the Second A+M Data Centre Network (DCN) meeting convened by the IAEA Nuclear Data Section at the CEA Laboratory at Fontenay-aux-Roses, France, 23-24 May 1980. The meeting was attended by 20 representatives from centres and groups from six Member States concerned with the coordinated international management of atomic and molecular data pertinent to controlled fusion research and technology

  16. Recours aux TIC pour résoudre les problèmes d'eau en Ouganda ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    15 janv. 2012 ... Les technologies de l'information et de la communication (TIC) peuvent grandement aider les collectivités à se préparer et à s'adapter aux effets des changements climatiques. Divers projets rendent compte de l'utilité de recourir à de nouvelles technologies (telles que le téléphone mobile) et à des ...

  17. Le résumé graphique fournit des conseils aux décideurs en vue de ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Le résumé graphique fournit des conseils aux décideurs en vue de réduire la criminalité et la violence. 04 août 2015. Image. FLACSO. Pourquoi les villes où il existe des conditions d'exclusion sociale similaires présentent-elles des degrés de violence différents ? Des chercheurs soutenus par le CRDI au Costa Rica et au ...

  18. Comparison of VITEK 2 YST Card and API 20C AUX system in identification of non- albicans Candida species

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Süleyman Durmaz

    2012-03-01

    Full Text Available Objectives: In the present study, it was aimed to compare results obtained by using VITEK 2 YST Card (bioMérieux, France with those obtained by using API 20C AUX (bioMérieux, France for identification of non- albicans Candida species, which was isolated from various clinical samples, at level of species.Materials and methods: Forty-one non-albicans Candida isolates, which were isolated from 28 urine, 10 blood and 3 vaginal swab specimens, and found to be negative by germ tube test, were identified by using VITEK 2 YST Card (bioMérieux, France. In addition, microscopic morphology was assessed in corn-meal Tween 80 agar, while carbohydrate assimilation was assessed by using commercially available API 20C AUX kit (bioMérieux, France.Results: Thirty-four isolates (82.9% were identified as identical species by these 2 systems, while different results were obtained in 7 isolates (17.1%. 5 isolates, identified as Candida glabrata by API 20C AUX system, were identified as Candida tropicalis (n=2, Candida krusei, Candida lipolitica and Candida kefyr by VITEK 2 YST Card. One other isolate, identified as C.tropicalis, was identified as Candida parapsilosis; and additional one isolate, identified as C.parapsilosis, was identified as C.tropicalis.Conclusion: It was concluded that one should be cautious in the identification of C.glabrata, in particular, C.tropicalis and C.parapsilosis, although between VITEK 2 YST Card and API 20C AUX system results was found largely similarity in identification of non-albicans Candida spp.

  19. Approche concertée en matière de lutte contre la violence faite aux ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Un projet antérieur (no 104346) avait permis au North East Network (NEN), en collaboration avec les services de santé et les forces de l'ordre de l'État du Meghalaya, de consigner les points de vue sur la violence faite aux femmes dans ces deux secteurs. En se fondant sur les constatations ayant émané de la recherche, ...

  20. Droits des femmes et accès à l'eau et aux systèmes d ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    L'ONG Women in Cities International (WICI) tente de trouver des moyens de remédier à cette situation en Inde. Cette subvention lui permettra d'utiliser le ... Le CRDI aide l'Inde à s'adapter aux changements climatiques au moyen de données probantes, et en faisant preuve d'innovation. Le CRDI investit dans des solutions ...

  1. Trousse de suivi et d'évaluation destinée aux initiatives d'adaptation ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    En Afrique, bon nombre de pays, de régions et d'organismes se dotent de programmes d'adaptation aux changements climatiques. Pour que ces programmes portent leurs fruits, ils devront régulièrement faire l'objet d'un suivi et d'une évaluation. Cette subvention servira à financer l'intégration d'un volet suivi et évaluation ...

  2. Neutron distribution in the central cell and a peripheral cell of the Fontenay-aux-Roses pile

    International Nuclear Information System (INIS)

    Roullier, F.

    1958-01-01

    The distribution of the neutron density has been determined in the central cell and a peripheral cell of the pile at Fontenay-aux-Roses. This measurement was carried out by the autoradiographic method with manganese detectors. The neutron density distribution in the uranium rod has already been studied. The measurement was completed by the study of the neutron density in the complete cell by means of detectors placed in the uranium and in the heavy water. (author) [fr

  3. Report on transparency and nuclear safety 2015 - Fontenay-aux-Roses CEA centre

    International Nuclear Information System (INIS)

    2016-06-01

    This document proposes, first, a presentation of the Fontenay-aux-Roses CEA centre, of its activities and installations. Then it gives a rather detailed overview of measures related to safety and to radiation protection within these activities and installations. Next, it reports significant events related to safety and to radiation protection which occurred in 2015 and which have been declared to the French nuclear safety authority (ASN). It discusses the results of release measurements (liquid and gaseous effluents, radiological assessment, and chemical assessment for various installations) and the control of the chemical and radiological impact of these gaseous and liquid effluents on the environment. Finally, it addresses the issue of radioactive wastes which are stored in the different nuclear base installations of the Centre. It indicates the different measures aimed at limiting the volume of these warehoused wastes and addresses their impact on health and environment. Nature and quantities of warehoused wastes are specified. Remarks and recommendations of the Health, Safety and Working Conditions Committee (CHSCT) are given

  4. Report on transparency and nuclear safety - Fontenay-aux-Roses CEA centre - 2012

    International Nuclear Information System (INIS)

    2013-01-01

    This report presents the different nuclear base installations (INB) of the Fontenay-aux-Roses CEA centre, gives an overview of measures regarding safety within these installations (organisation, general arrangements, arrangements related to different risks, defence in-depth, management of emergency situations, inspections, audits and second-level controls, arrangements and main events specific to the different installations and buildings, issues related to transports, soil radiological assessment) and measures related to radiation protection (organisation and results). It reports the significant events related to safety and radiation protection which occurred in 2012 and were declared to the ASN, and discusses how the return-on-experience has been used. It reports and comments the results of measurements of radiological and chemical gaseous and liquid effluents, of surveys of the environment. It also evokes important events related to these measurement and survey processes, presents the environmental management approach. The next part addresses the management of radioactive wastes: arrangements aimed at limiting the volume of warehoused wastes, and at limiting their impact on health and on the environment, nature and quantities of warehoused wastes. The different arrangements regarding transparency and information are reviewed (TSN report, newsletter, and so on)

  5. La formation des enseignants aux TIC : allier pédagogie et innovation

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Marcel Lebrun

    2004-01-01

    Full Text Available Relativement au champ des technologies éducatives, nous souhaitons étayer l’hypothèse suivante : si généralement on attribue le fait d’apprendre aux étudiants, il est aussi vrai que les enseignants apprennent, que les sociétés apprennent. La cohérence et la préoccupation de ces différents niveaux (étudiants, enseignants, institutions autour de la question de l’apprentissage peuvent, selon nous, être considérées comme un guide et comme un signe d’une éducation de qualité. Dans ce cas, les modèles généraux de l’apprentissage et du développement de dispositifs pédagogiques peuvent être interrogés afin d’élaborer de nouveaux usages et de nouvelles méthodes d’enseignement et de formation des enseignants, pour promouvoir l’innovation technologique dans les institutions et pour en valider la qualité.

  6. Activation analysis using {gamma} photons; Analyse par activation aux photons {gamma}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Engelmann, Ch [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-07-01

    This report summarizes all the data required for using photonuclear reactions in the field of analysis. After a brief review of the elementary properties of nuclear reactions induced by photon irradiation, the main characteristics are given of high energy (E > 20 MeV) Bremsstrahlung sources. The principle of activation analysis based on the use of photons is given. Actual examples of the analytic possibilities are described in detail, in particular in the case of the determination of very small quantities (< 10{sup -6}) of C, N, O and F. The influence of interfering nuclear reactions is discussed. (author) [French] Ce rapport se propose de resumer l'ensemble des connaissances indispensables pour l'utilisation des reactions photonucleaires a des fins analytiques. Apres quelques rappels concernant les proprietes elementaires des reactions nucleaires induites par irradiation dans les photons, les principales caracteristiques des sources de rayonnement de freinage de haute energie (E > 20 MeV)| sont donnees. Le principe de l'analyse par activation aux photons est rappele. Des exemples concrets sur les possibilites analytiques sont developpes, particulierement en ce qui concerne la determination de quantites tres faibles (< 10{sup -6}) de C, N, O et F. L'influence des reactions nucleaires parasites est discutee. (auteur)

  7. Réponse équilibrée aux besoins en eau dans le bassin du Saïss au ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    ACCA

    par les changements climatiques. Ce projet du programme ACCA met l'accent sur l'agriculture, à l'origine de plus de 82 % de la consommation d'eau dans le bassin. Réponse équilibrée aux besoins en eaudans le bassin du Saïss au Maroc. De petits exploitants agricoles du bassin du Saïss font face aux pénuries d'eau ...

  8. Shoot-supplied ammonium targets the root auxin influx carrier AUX1 and inhibits lateral root emergence in Arabidopsis

    KAUST Repository

    Li, Baohai

    2011-03-24

    Deposition of ammonium (NH4 +) from the atmosphere is a substantial environmental problem. While toxicity resulting from root exposure to NH4 + is well studied, little is known about how shoot-supplied ammonium (SSA) affects root growth. In this study, we show that SSA significantly affects lateral root (LR) development. We show that SSA inhibits lateral root primordium (LRP) emergence, but not LRP initiation, resulting in significantly impaired LR number. We show that the inhibition is independent of abscisic acid (ABA) signalling and sucrose uptake in shoots but relates to the auxin response in roots. Expression analyses of an auxin-responsive reporter, DR5:GUS, and direct assays of auxin transport demonstrated that SSA inhibits root acropetal (rootward) auxin transport while not affecting basipetal (shootward) transport or auxin sensitivity of root cells. Mutant analyses indicated that the auxin influx carrier AUX1, but not the auxin efflux carriers PIN-FORMED (PIN)1 or PIN2, is required for this inhibition of LRP emergence and the observed auxin response. We found that AUX1 expression was modulated by SSA in vascular tissues rather than LR cap cells in roots. Taken together, our results suggest that SSA inhibits LRP emergence in Arabidopsis by interfering with AUX1-dependent auxin transport from shoot to root. © 2011 Blackwell Publishing Ltd.

  9. General design and main problems of a gas-heavy-water power reactor contained in a pressure vessel; Conception generale et principaux problemes d'un reacteur de puissance eau lourde-gaz contenu dans un caisson resistant

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Roche, R; Gaudez, J C [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    In the framework of research carried out on a CO{sub 2}-cooled power reactor moderated by heavy water, the so-called 'pressure vessel' solution involves the total integration of the core, of the primary circuit (exchanges and blowers) and of the fuel handling machine inside a single, strong, sealed vessel made of pre-stressed concrete. A vertical design has been chosen: the handling 'attic' is placed above the core, the exchanges being underneath. This solution makes it possible to standardize the type of reactor which is moderated by heavy-water or graphite and cooled by a downward stream of carbon dioxide gas; it has certain advantages and disadvantages with respect to the pressure tube solution and these are considered in detail in this report. Extrapolation presents in particular.problems due specifically to the heavy water (for example its cooling,its purification, the balancing of the pressures of the heavy water and of the gas, the assembling of the internal structures, the height of the attic, etc. (authors) [French] Dans le cadre des etudes d'un reacteur de puissance modere a l'eau lourde et refroidi-au gaz carbonique, la solution dite 'en caisson' consiste en une integration totale du coeur, du circuit primaire (echangeurs et soufflantes) et du dispositif de manutention du combustible a l'interieur d'un meme caisson etanche et resistant en beton precontraint. La disposition envisagee est verticale; le grenier de manutention est dispose au-dessus du coeur, les echangeurs en dessous. Cette solution, qui permet d'uniformiser les types de reacteurs moderes a l'eau lourde ou au graphite et refroidis par une circulation descendante de gaz carbonique presente, par rapport a la solution a tube de force, des avantages et des inconvenients qui sont analyses dans cette etude. L'extrapolation pose, en particulier, des problemes specifiques a l'eau lourde (tels que son refroidissement, son epuration, l'equilibrage des pression entre l'eau lourde et le gaz, le montage

  10. General design and main problems of a gas-heavy-water power reactor contained in a pressure vessel; Conception generale et principaux problemes d'un reacteur de puissance eau lourde-gaz contenu dans un caisson resistant

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Roche, R.; Gaudez, J.C. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    In the framework of research carried out on a CO{sub 2}-cooled power reactor moderated by heavy water, the so-called 'pressure vessel' solution involves the total integration of the core, of the primary circuit (exchanges and blowers) and of the fuel handling machine inside a single, strong, sealed vessel made of pre-stressed concrete. A vertical design has been chosen: the handling 'attic' is placed above the core, the exchanges being underneath. This solution makes it possible to standardize the type of reactor which is moderated by heavy-water or graphite and cooled by a downward stream of carbon dioxide gas; it has certain advantages and disadvantages with respect to the pressure tube solution and these are considered in detail in this report. Extrapolation presents in particular.problems due specifically to the heavy water (for example its cooling,its purification, the balancing of the pressures of the heavy water and of the gas, the assembling of the internal structures, the height of the attic, etc. (authors) [French] Dans le cadre des etudes d'un reacteur de puissance modere a l'eau lourde et refroidi-au gaz carbonique, la solution dite 'en caisson' consiste en une integration totale du coeur, du circuit primaire (echangeurs et soufflantes) et du dispositif de manutention du combustible a l'interieur d'un meme caisson etanche et resistant en beton precontraint. La disposition envisagee est verticale; le grenier de manutention est dispose au-dessus du coeur, les echangeurs en dessous. Cette solution, qui permet d'uniformiser les types de reacteurs moderes a l'eau lourde ou au graphite et refroidis par une circulation descendante de gaz carbonique presente, par rapport a la solution a tube de force, des avantages et des inconvenients qui sont analyses dans cette etude. L'extrapolation pose, en particulier, des problemes specifiques a l'eau lourde (tels que son refroidissement, son epuration

  11. Du devenir de la notion de documentaire à l’ONF : des discours aux formes

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Caroline Zéau

    2015-05-01

    Full Text Available Résumé La production documentaire fut toujours l’armature du mandat de l’Office national du film du Canada. Pour garantir la légitimité du cinéma auprès des instances publiques, son fondateur John Grierson a pris appui sur l’assise conceptuelle de l’Idée documentaire, une conception programmatique du cinéma qui soumettait celui-ci à la cause publique. Plus que jamais aujourd’hui, l’héritage de John Grierson est invoqué pour caractériser les valeurs associées à la mission de l’ONF, comme en témoignent les documents de communication produits par l’organisme. Plusieurs questions se posent alors : pourquoi la résurgence du lexique griersonien est-elle jugée pertinente aujourd’hui ? Et quelles sont les équivalences présupposées par ce retour aux sources ? Dans cet article, l’auteure se propose d’étudier la place et les valeurs aujourd’hui accordées à la notion de documentaire et aux objets qu’elle recouvre au sein des discours et des formes produits par l’ONF dans le cadre de la mutation technologique qui redéfinit sa mission et ses priorités depuis 2008. Ainsi seront examinées les déclinaisons terminologiques qui s’y rapportent—sur le site ONF.ca et les plans stratégiques 2008-2013 et 2013-2018—parallèlement à l’étude des formes nouvelles de documentaires produites pour les canaux de diffusion numériques qui définissent le champ de l’art interactif. Abstract Documentary production has always been central to the mandate of the National Film Board of Canada (NFB. To ensure the legitimacy of film among public authorities, its founder John Grierson built on the conceptual foundation of the Documentary Idea, a programmatic concept of cinema that places the latter at the service of the public. Today more than ever, the legacy of John Grierson is understood to characterize the values associated with the mission of the NFB, as evidenced by the institution’s communication documents

  12. A fly-wheel drive with controlled-torque clutch for a reactors cooling circuit pumps; Entrainement des pompes du circuit de refrigeration d'un reacteur par volant a embrayage sous couple controle

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Riettini, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-10-15

    After a theoretical study on the slowing down of a centrifugal pump, the motion equations have been checked by means of experimental tests. In order to have important slowing down times (which is the case of the cooling pumps of a research reactor) it is necessary to add a fly-wheel. To prevent troubles when starting, a block pump-fly-wheel with clutch under controlled torque was developed. It is so possible to start the fly-wheel progressively without increasing too much power of the driving motor. (author) [French] Apres une etude theorique sur le mouvement de ralentissement d'une pompe centrifuge, les equations du mouvement ont ete verifiees par des essais pratiques. Pour obtenir des temps de ralentissement importants (cas des pompes de refrigeration d'un reacteur de recherche) il est necessaire d'y adjoindre un volant d'inertie. Pour eviter les inconvenients au demarrage, on a etudie un ensemble pompe-volant avec embrayage sous couple controle. Cette solution permet de lancer progressivement le volant sans augmentation appreciable de la puissance du moteur d'entrainement. (auteur)

  13. Use of cadmium in solution in the EL 4 reactor moderator irreversible fixing of cadmium on the metallic surfaces; Utilisation du cadmium en solution dans le moderateur du reacteur EL 4 - fixation irreversible du cadmium sur les surfaces metalliques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Croix, O; Paoli, O; Lecomte, J; Dolle, L; Gallic, Y [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    In the framework of research into the poisoning of the EL-4 reactor by cadmium sulphate, measurements have been made by two different methods of the residual amounts of cadmium liable to be fixed irreversibly on the surfaces in contact with the heavy water. A marked influence of the pH has been noticed. The mechanism of the irreversible fixing is compatible with the hypothesis of an ion-exchange in the surface oxide layer. In a sufficiently wide range of pH the cadmium thus fixed causes very little residual poisoning. The stability of the cadmium sulphate solutions is however rather low in the conditions of poisoning. (authors) [French] Dans le cadre des etudes sur l'empoisonnement du reacteur EL-4 par le sulfate de cadmium, les quantites residuelles de cadmium susceptibles de se fixer irreversiblement sur les parois que mouillerait l'eau lourde, ont ete mesurees experimentalement par deux methodes differentes. On observe une influence nette du pH. Le mecanisme de la fixation irreversible est compatible avec l'hypothese d'un echange d'ions dans la pellicule d'oxyde superficielle. Dans des limites suffisamment larges de pH, la cadmium ainsi fixe n'occasionne pas d'empoisonnement residuel important. La stabilite des solutions de sulfate de cadmium dans les conditions de l'empoisonnement est cependant mediocre. (auteurs)

  14. Methods of Containment Adopted for the EL4 Reactor and Projected Heavy-Water, Gas-Cooled Plants; Mode de Confinement Adopte pour le Reacteur EL4 et les Projets de Centrales Eau Lourde-Gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Schulhof, P.; Justin, F. [Commissariat a l' Energie Atomique, Paris (France)

    1967-09-15

    After a brief description of the plant, the paper explains the principles adopted for preventing the release of waste gas, from the EL4 reactor and refers to some of the difficulties associated with this type of containment. From the economic standpoint, the authors present the results of a comparative civil engineering study of pre-stressed concrete and steel shells for a projected 60 MW(e) power station, giving various values for accidental pressures. They demonstrate the influence of the stress values adopted. (author) [French] Les auteurs rappellent les principes adoptes dans le reacteur EL4 pour le confinement des rejets gazeux, apres une description sommaire des installations. Suivent quelques aspects des difficultes introduites par ce type de confinement. Dans le domaine economique, ils presentent le resultat d'une etude comparative de genie civil d'enceintes en beton precontraint et en acier pour un projet de centrale de 600 MW(e), avec diverses valeurs de pression accidentelle. Dans cette etude, ils font ressortir l'influence des valeurs admises pour le taux de travail des materiaux. (author)

  15. Purification by molecular sieve of helium used as inert cover gas in nuclear reactors; Epuration de l'helium de couverture des reacteurs nucleaires par adsorption sur tamis moleculaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rozenberg, J; Kahan, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-07-01

    A method carried out at fairly low temperatures (between -50 and -80 deg. C) has been studied for the purification of the helium used as cover gas for heavy water in reactors. The use of the 5A molecular sieve has been adopted because of its superiority over other adsorbents in this temperature range. The particular problems connected with adsorption under dynamic conditions have been dealt with separately. The nitrogen adsorption isotherms have been plotted and the heat of adsorption calculated. (authors) [French] Une methode d'epuration, a temperature moderement basse (comprise entre -50 et -80 deg. C) de l'helium servant de couverture inerte a l'eau lourde des reacteurs a ete etudiee. L'emploi au tamis moleculaire 5A a ete retenu pour la superiorite de celui-ci sur d'autres adsorbants dans ce domaine de temperatures. Les problemes particuliers a l'adsorption en regime dynamique ont ete separement traites. Les isothermes d'adsorption d'azote ont ete tracees et la chaleur d'adsorp. tion calculee. (auteurs)

  16. The treatment of effluents; Ameliorations apportees aux traitements des residus radioactifs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wormser, G; Rodier, J; Robien, E de; Fernandez, N [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    For several years the French Atomic Energy Commission has been studying with interest problems presented by radio-active effluents. Since high activities have not yet received a definite solution we will deal only, in this paper, with the achievements and research concerning low and medium activity effluents. In the field of the achievements, we may mention the various effluent treatment stations which have been built in France; a brief list will be given together with an outline of their main new features. Thus in particular the latest treatment stations put into operation (Grenoble, Fontenay-aux-Roses, Cadarache) will be presented. From all these recent achievements three subjects will be dealt with in more detail. 1 - The workshop for treating with bitumen the sludge obtained after concentration of radionuclides. 2 - The workshop for treating radioactive solid waste by incineration. 3 - A unit for concentrating radio-active liquid effluents by evaporation. In the field of research, several topics have been undertaken, a list will be given. In most cases the research concerns the concentration of radionuclides with a view to a practical and low cost storage, a concentration involving an efficient decontamination of the aqueous liquids in the best possible economic conditions. For improving the treatments leading to the concentration of nuclides, our research has naturally been concerned with perfecting the treatments used in France: coprecipitation and evaporation. In our work we have taken into account in particular two conditions laid down in the French Centres. 1 - A very strict sorting out of the effluents at their source in order to limit in each category the volume of liquid to be dealt with. 2 - The necessity for a very complete decontamination due to the high population density in our country. In the last past we present two original methods for treating liquid effluents. 1 - The use of ion-exchange resins for liquids containing relatively many salts. The

  17. Construction of an apparatus for measuring the low-temperature thermal conductivity before and after neutron irradiation. Application to uranium dioxide (1963); Realisation d'un appareil pour la mesure de la conductibilite thermique a basse temperature avant et apres irradiation neutronique. Application au dioxyde d'uranium (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bethoux, O [Commisariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1963-09-15

    An apparatus has been studied and built which makes it possible to alternatively irradiate a sample at room temperature in the reactor 'Melusine' at the Grenoble Nuclear Research Centre, and to measure its thermal conductivity between 20 and 100 deg. K in perfect safety. The results obtained on UO{sub 2} have made it possible on the one hand to check experimentally that the spin-phonon diffusion leads to a thermal resistance independent of temperature above 30 deg. K, and on the other hand to propose a simple theory which takes into count the role played by the damage due to U-235 fission products in the decrease of thermal conductivity after irradiation. (author) [French] Un appareil permettant alternativement d'irradier un echantillon a temperature ambiante dans le reacteur ''Melusine'' du C.E.N.G., et de mesurer sa conductibilite thermique entre 20 et 100 deg. K en toute securite, a ete etudie et construit Les resultats obtenus sur UO{sub 2} ont permis, d'une part, de verifier experimentalement que la diffusion spin-phonon conduit a une resistance thermique independante de la temperature au-dessus de 30 deg. K, et, d'autre part, de proposer une theorie simple tenant compte du role joue par les degats dus aux produits de fission de l'uranium 235, dans la deterioration de la conductibilite thermique apres irradiation. (auteur)

  18. Exposition orale aux nanoparticules de dioxyde de titane (TiO2) : du franchissement de l’épithélium buccal et intestinal au devenir et aux effets dans l’organisme

    OpenAIRE

    Bettini, Sarah

    2014-01-01

    Face à l’utilisation exponentielle des nanomatériaux dans des produits de consommation courante, dont l’alimentation, les conséquences pour l’homme d’une exposition quotidienne aux faibles doses de nanoparticules posent des questions de santé publique. Parmi les différentes voies d’exposition, la voie orale reste la moins documentée, alors que des nanomatériaux sont couramment utilisés comme additifs alimentaires, ou incorporés `a des emballages au contact des aliments, de l’eau, pour b´en´ef...

  19. Canadian Environmental Assessment Act : A comprehensive study report on the partial diversion of the Sault aux Cochons River

    International Nuclear Information System (INIS)

    2002-04-01

    This report presents the results of an environmental assessment of Hydro-Quebec's proposed project to partially divert the waters of the Sault aux Cochons River to the Pipmuacan Reservoir through the Lionnet River. It also includes the results of public consultations conducted by Hydro-Quebec and of those held by the Bureau d'audience publiques sur l'environnement. The main environmental effects were summarized, including the cumulative effects and the effects caused by accidents and malfunctions that may occur. In addition, the terms and conditions of mitigation measures and follow-up programs were described and the significance of any environmental impacts were assessed. This project will increase the inflow of the Pipmuacan Reservoir, the main reservoir of the Bersimis complex on the Betsiamites River. The diverted water will produce more electricity when it is generated in the two power stations at the Bersimis complex than it does it does currently in the three power stations of the Sault aux Cochons River. Following mitigative measures, an average annual discharge of 6.5 m 3 /s will be diverted from the Sault aux Cochons River to the Lionnet River. A minimum flow of 1 m / s is anticipated. The proposal allows for more water to be diverted to the Pipmuacan reservoir to optimize the operation of existing power generating stations. This report outlined the current use of lands and resources for traditional purposes by Aboriginals. It also discussed the effects of natural events such as flooding, waves and climate that may cause damage to the facilities. It was determined that the project is not likely to cause significant effects on the renewable resources of the forest and the fisheries. The Department of Fisheries and Oceans, after having taking into account proposed mitigation measures, has rendered a preliminary conclusion which states that the project is not likely to have significant negative environmental effects. This decision will be reconsidered after

  20. Mesures de spectrométrie et de dosimétrie neutron aux postes de travail pour l'étalonnage de dosimètres individuels PGP-DIN

    OpenAIRE

    Itié, C.; Muller, H.; Asselineau, B.; Médioni, R.; Crovisier, P.; Valier-Bradier, P.; Groetz, J. E.; Piot, J.

    2002-01-01

    International audience; (ManuAcrit r e p le 3 juillet 2002, accepté le 29 septembre 2002) Dans le cadre de la mise en application des recommandations décrites dans la publication 60 de la CIPR, des mesures de spectrométrie neutron ont été réalisées à plusieurs postes de travail au CEA de Valduc. Le but de ces mesures était la détermination de nouveaux coefficients d'étalonnage h affecter aux dosimètres individuels neutron PGP-DIN afin de restituer correctement les doses reçues par les opérate...

  1. Simulation des fuites neutroniques a l'aide d'un modele B1 heterogene pour des reacteurs a neutrons rapides et a eau legere

    Science.gov (United States)

    Faure, Bastien

    The neutronic calculation of a reactor's core is usually done in two steps. After solving the neutron transport equation over an elementary domain of the core, a set of parameters, namely macroscopic cross sections and potentially diffusion coefficients, are defined in order to perform a full core calculation. In the first step, the cell or assembly is calculated using the "fundamental mode theory", the pattern being inserted in an infinite lattice of periodic structures. This simple representation allows a precise modeling for the geometry and the energy variable and can be treated within transport theory with minimalist approximations. However, it supposes that the reactor's core can be treated as a periodic lattice of elementary domains, which is already a big hypothesis, and cannot, at first sight, take into account neutron leakage between two different zones and out of the core. The leakage models propose to correct the transport equation with an additional leakage term in order to represent this phenomenon. For historical reasons, numerical methods for solving the transport equation being limited by computer's features (processor speeds and memory sizes), the leakage term is, in most cases, modeled by a homogeneous and isotropic probability within a "homogeneous leakage model". Driven by technological innovation in the computer science field, "heterogeneous leakage models" have been developed and implemented in several neutron transport calculation codes. This work focuses on a study of some of those models, including the TIBERE model from the DRAGON-3 code developed at Ecole Polytechnique de Montreal, as well as the heterogeneous model from the APOLLO-3 code developed at Commissariat a l'Energie Atomique et aux energies alternatives. The research based on sodium cooled fast reactors and light water reactors has allowed us to demonstrate the interest of those models compared to a homogeneous leakage model. In particular, it has been shown that a heterogeneous

  2. Annual progress report of the Fontenay-aux-Roses Research Group. January 1 to December 31 1977

    International Nuclear Information System (INIS)

    1977 at Fontenay-aux-Roses was dominated by the assembly and starting up of TFR 600, whereas at Grenoble it coincided with a period of full scientific production on Petula and Wega. On TFR 600 a study was made on discharges in the absence of a conducting shell and on plasma purity. Tokamak physics covered the analysis of the mechanism of disruptions and the dynamics of impurities on TFR 400, and the neutral injection (circular periplasmatron). Simultaneously the heating experiments and the diagnostics for TFR 600 were actively prepared, as well as the Torre II project [fr

  3. Etude de l'auto-adaptivité du filtre actif parallèle aux variations de la ...

    African Journals Online (AJOL)

    ﮫـﻋ ﺔﯾﺮﻈﻧ. -ﻚـﻋ. Résumé. Cet article s'intéresse à l'amélioration des performances du filtre actif parallèle pour s'adapter d'une manière automatique aux variations de la charge. Ce filtre est un onduleur de tension à MLI destiné à éliminer les harmoniques de courant générés par un pont redresseur triphasé non commandé ...

  4. Genome-wide analysis of Aux/IAA gene family in Solanaceae species using tomato as a model.

    Science.gov (United States)

    Wu, Jian; Peng, Zhen; Liu, Songyu; He, Yanjun; Cheng, Lin; Kong, Fuling; Wang, Jie; Lu, Gang

    2012-04-01

    Auxin plays key roles in a wide variety of plant activities, including embryo development, leaf formation, phototropism, fruit development and root initiation and development. Auxin/indoleacetic acid (Aux/IAA) genes, encoding short-lived nuclear proteins, are key regulators in the auxin transduction pathway. But how they work is still unknown. In order to conduct a systematic analysis of this gene family in Solanaceae species, a genome-wide search for the homologues of auxin response genes was carried out. Here, 26 and 27 non redundant AUX/IAAs were identified in tomato and potato, respectively. Using tomato as a model, a comprehensive overview of SlIAA gene family is presented, including the gene structures, phylogeny, chromosome locations, conserved motifs and cis-elements in promoter sequences. A phylogenetic tree generated from alignments of the predicted protein sequences of 31 OsIAAs, 29 AtIAAs, 31 ZmIAAs, and 26 SlIAAs revealed that these IAAs were clustered into three major groups and ten subgroups. Among them, seven subgroups were present in both monocot and dicot species, which indicated that the major functional diversification within the IAA family predated the monocot/dicot divergence. In contrast, group C and some other subgroups seemed to be species-specific. Quantitative real-time PCR (qRT-PCR) analysis showed that 19 of the 26 SlIAA genes could be detected in all tomato organs/tissues, however, seven of them were specifically expressed in some of tomato tissues. The transcript abundance of 17 SlIAA genes were increased within a few hours when the seedlings were treated with exogenous IAA. However, those of other six SlIAAs were decreased. The results of stress treatments showed that most SIIAA family genes responded to at least one of the three stress treatments, however, they exhibited diverse expression levels under different abiotic stress conditions in tomato seedlings. SlIAA20, SlIAA21 and SlIAA22 were not significantly influenced by stress

  5. Genome-wide survey of Aux/IAA gene family members in potato (Solanum tuberosum): Identification, expression analysis, and evaluation of their roles in tuber development.

    Science.gov (United States)

    Gao, Junpeng; Cao, Xiaoli; Shi, Shandang; Ma, Yuling; Wang, Kai; Liu, Shengjie; Chen, Dan; Chen, Qin; Ma, Haoli

    2016-03-04

    The Auxin/indole-3-acetic acid (Aux/IAA) genes encode short-lived nuclear proteins that are known to be involved in the primary cellular responses to auxin. To date, systematic analysis of the Aux/IAA genes in potato (Solanum tuberosum) has not been conducted. In this study, a total of 26 potato Aux/IAA genes were identified (designated from StIAA1 to StIAA26), and the distribution of four conserved domains shared by the StIAAs were analyzed based on multiple sequence alignment and a motif-based sequence analysis. A phylogenetic analysis of the Aux/IAA gene families of potato and Arabidopsis was also conducted. In order to assess the roles of StIAA genes in tuber development, the results of RNA-seq studies were reformatted to analyze the expression patterns of StIAA genes, and then verified by quantitative real-time PCR. A large number of StIAA genes (12 genes) were highly expressed in stolon organs and in during the tuber initiation and expansion developmental stages, and most of these genes were responsive to indoleacetic acid treatment. Our results suggested that StIAA genes were involved in the process of tuber development and provided insights into functional roles of potato Aux/IAA genes. Copyright © 2016 Elsevier Inc. All rights reserved.

  6. Le recours aux archives judiciaires pour étudier les habitudes de sommeil

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Guillaume Garnier

    2009-10-01

    Full Text Available Les archives judiciaires possèdent de nombreux attraits, et certains sont parfois insoupçonnés. Les faits relatés dans les actes d’accusation par exemple, mais aussi les déclarations de témoins recèlent de petits détails sur les habitudes de sommeil qui passent souvent inaperçus aux yeux des historiens. Dans un corpus très large (du XVIIIe au xixe siècle on peut ainsi tenter de comprendre les logiques de sommeil : heures de coucher et lever, durée du sommeil, l’apparente vulnérabilité du repos nocturne, les déviances nocturnes, le lieu de sommeil. Mais dans une vue plus globale, les archives aident aussi à déterminer les rythmes nocturnes et notamment la place qu’y tient le sommeil. Les contraintes sociales et politiques, la dureté du travail et de la vie, l’importance de la religion transparaissent aussi pour former une culture spécifique du sommeil préindustriel.Judiciary records have many appealing aspects, some of which one would not suspect. What is related in indictment documents for instance, as well as in evidence statements, contains small details about sleeping habits that often go unnoticed by historians. Out of a very large corpus (from the xviiith till the xixth century, one can try and work out the rationale behind sleep: at what time people go to sleep or wake up, for how long, how vulnerable night sleep seems to be, nocturnal deviances, or where people sleep. But to a larger extent, records also help to determine nocturnal rhythms and more specifically the place that sleep holds in them. Social and political constraints, harshness of working and living conditions, the importance of religion, all show through and convey a specific culture of pre-industrial sleep.

  7. Neutron distribution in the central cell and a peripheral cell of the Fontenay-aux-Roses pile; Repartition des neutrons dans la cellule centrale et une cellule peripherique de la pile de Fontenay-aux-Roses

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Roullier, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    The distribution of the neutron density has been determined in the central cell and a peripheral cell of the pile at Fontenay-aux-Roses. This measurement was carried out by the autoradiographic method with manganese detectors. The neutron density distribution in the uranium rod has already been studied. The measurement was completed by the study of the neutron density in the complete cell by means of detectors placed in the uranium and in the heavy water. (author) [French] La repartition de la densite des neutrons a ete determinee dans la cellule centrale et une cellule peripherique de la pile de Fontenay-aux-Roses. Cette mesure a ete effectuee par la methode d'autoradiographie avec des detecteurs de manganese. La repartition de la densite des neutrons dans la barre d'uranium a deja ete etudiee. La mesure a ete completee par l'etude de la densite des neutrons dans la cellule complete a l'aide de detecteurs places dans l'uranium et dans l'eau lourde. (auteur)

  8. Cloning and characterization of an AUX/IAA gene in Populus davidiana x P. alba var. Pyramidalis and the correlation between its time-course expression and the levels of indole-3-acetic in saplings inoculated with Trichoderma

    International Nuclear Information System (INIS)

    Yao, Z.; Baloch, A.M.; Zhai, T.; Jiang, C.; Liu, Z.; Zhang, R.

    2018-01-01

    Poda AUX/IAA gene, encoding an early-stage responsive protein to auxin in Populus davidiana x P. alba var. pyramidalis (Shanxin poplar), was cloned. The length of mRNA transcript of Poda AUX/IAA was 741bp, encoding a 248-amino-acid protein product, Poda AUX/IAA ORF analysis suggested that Poda AUX/IAA contained one conserved domain (pfam02309). Predicted molecular weight of Poda AUX/IAA was found to be 27kDa and its theoretical isoelectric point was determined as 8.21. Poda AUX/IAA was predicted to be a hydrophilic nucleoprotein and its multi-sequence alignment analysis showed that it shares high identity in four conserved domains with eight AUX/IAA proteins in other Populus species and these sequences of Poda AUX/IAA shared highest similarity with Pt-IAA14.1 in P. trichocarpa. In this study, we found that Poda AUX/IAA was expressed in both leaves and roots of Shanxin poplar. Three strains of Trichoderma asperellum were used to inoculate Shanxin poplar saplings. Inoculated saplings were cultured for 72 h. It was then found that IAA levels in both leaves and roots of inoculated saplings gradually increased and time-course expression patterns of PodaAUX/IAA was changed along with IAA levels. Results of Pearson correlation analysis demonstrated a negative correlation between expression levels of Poda AUX/IAA and IAA levels in both leaves and roots of Shanxin poplar saplings when compared with control. Negative correlation in inoculated saplings were less significant, probably as a result of Trichoderma inducing. (author)

  9. Accessibilité aux emplois en France : le rôle de la distance à la ville

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Mohamed Hilal

    2004-12-01

    Full Text Available L'objet de cet article est de modéliser les niveaux d’accessibilité potentielle aux emplois des communes françaises selon le rôle de la distance à la ville. Pour ce faire, nous présentons, tout d’abord, un modèle d’accessibilité et la méthode mise en œuvre pour calculer de façon systématique, à partir des données du réseau routier, une matrice des plus courts chemins, mesurés en temps, entre les communes françaises. Ensuite, dans la deuxième partie, ces distances sont intégrées dans le modèle d’accessibilité retenu afin de mesurer la disponibilité potentielle aux emplois selon la distance au pôle urbain le plus proche et selon les principales catégories d’espace du zonage en aires urbaines et de son complément rural. Enfin, la mesure d’accessibilité potentielle est comparée à plusieurs mesures d’accessibilité empirique.

  10. Genome-wide survey of Aux/IAA gene family members in potato (Solanum tuberosum): Identification, expression analysis, and evaluation of their roles in tuber development

    International Nuclear Information System (INIS)

    Gao, Junpeng; Cao, Xiaoli; Shi, Shandang; Ma, Yuling; Wang, Kai; Liu, Shengjie; Chen, Dan; Chen, Qin; Ma, Haoli

    2016-01-01

    The Auxin/indole-3-acetic acid (Aux/IAA) genes encode short-lived nuclear proteins that are known to be involved in the primary cellular responses to auxin. To date, systematic analysis of the Aux/IAA genes in potato (Solanum tuberosum) has not been conducted. In this study, a total of 26 potato Aux/IAA genes were identified (designated from StIAA1 to StIAA26), and the distribution of four conserved domains shared by the StIAAs were analyzed based on multiple sequence alignment and a motif-based sequence analysis. A phylogenetic analysis of the Aux/IAA gene families of potato and Arabidopsis was also conducted. In order to assess the roles of StIAA genes in tuber development, the results of RNA-seq studies were reformatted to analyze the expression patterns of StIAA genes, and then verified by quantitative real-time PCR. A large number of StIAA genes (12 genes) were highly expressed in stolon organs and in during the tuber initiation and expansion developmental stages, and most of these genes were responsive to indoleacetic acid treatment. Our results suggested that StIAA genes were involved in the process of tuber development and provided insights into functional roles of potato Aux/IAA genes. - Highlights: • A systematic analysis of the potato AUX/IAA gene family were performed. • StIAA genes were related to auxin perception and signal transduction. • Candidate StIAA genes likely related to tuber initiation and expansion were screened.

  11. Genome-wide survey of Aux/IAA gene family members in potato (Solanum tuberosum): Identification, expression analysis, and evaluation of their roles in tuber development

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gao, Junpeng [State Key Laboratory of Crop Stress Biology for Arid Areas, College of Agronomy, Northwest A& F University, Yangling, Shaanxi 712100 (China); Innovation Experimental College, Northwest A& F University, Yangling, Shaanxi 712100 (China); Cao, Xiaoli; Shi, Shandang [State Key Laboratory of Crop Stress Biology for Arid Areas, College of Agronomy, Northwest A& F University, Yangling, Shaanxi 712100 (China); Ma, Yuling [State Key Laboratory of Crop Stress Biology for Arid Areas, College of Agronomy, Northwest A& F University, Yangling, Shaanxi 712100 (China); Innovation Experimental College, Northwest A& F University, Yangling, Shaanxi 712100 (China); Wang, Kai; Liu, Shengjie [State Key Laboratory of Crop Stress Biology for Arid Areas, College of Agronomy, Northwest A& F University, Yangling, Shaanxi 712100 (China); Chen, Dan [School of Life Sciences and Technology, Xidian University, Xi' an, Shaanxi 710071 (China); Chen, Qin [State Key Laboratory of Crop Stress Biology for Arid Areas, College of Agronomy, Northwest A& F University, Yangling, Shaanxi 712100 (China); Ma, Haoli, E-mail: mahaoli@nwsuaf.edu.cn [State Key Laboratory of Crop Stress Biology for Arid Areas, College of Agronomy, Northwest A& F University, Yangling, Shaanxi 712100 (China)

    2016-03-04

    The Auxin/indole-3-acetic acid (Aux/IAA) genes encode short-lived nuclear proteins that are known to be involved in the primary cellular responses to auxin. To date, systematic analysis of the Aux/IAA genes in potato (Solanum tuberosum) has not been conducted. In this study, a total of 26 potato Aux/IAA genes were identified (designated from StIAA1 to StIAA26), and the distribution of four conserved domains shared by the StIAAs were analyzed based on multiple sequence alignment and a motif-based sequence analysis. A phylogenetic analysis of the Aux/IAA gene families of potato and Arabidopsis was also conducted. In order to assess the roles of StIAA genes in tuber development, the results of RNA-seq studies were reformatted to analyze the expression patterns of StIAA genes, and then verified by quantitative real-time PCR. A large number of StIAA genes (12 genes) were highly expressed in stolon organs and in during the tuber initiation and expansion developmental stages, and most of these genes were responsive to indoleacetic acid treatment. Our results suggested that StIAA genes were involved in the process of tuber development and provided insights into functional roles of potato Aux/IAA genes. - Highlights: • A systematic analysis of the potato AUX/IAA gene family were performed. • StIAA genes were related to auxin perception and signal transduction. • Candidate StIAA genes likely related to tuber initiation and expansion were screened.

  12. Development of a power-period calculation unit for nuclear reactor Control; Etude et realisation d'un ensemble de calcul puissance periode pour le controle d'un reacteur nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Martin, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    1966-10-01

    The apparatus studied is a digital calculating assembly which makes it possible to prepare and to present numerically the period and power of a nuclear reactor during operation, from start-up to nominal power. The pulses from a fission chamber are analyzed continuously, using real time. A small number of elements is required because of the systematic use of a calculation technique comprising the determination of a base 2 logarithm by a linear approximation. The accuracy obtained for the period is of the order of 14%; the response time of the order of the calculated period value. An approximate value of the power (30%) is given at each calculation cycle together with the power thresholds required for the control. (author) [French] L'appareil etudie est un ensemble de calcul digital permettant d'elaborer et d'afficher numeriquement la periode et la puissance, d'un reacteur nucleaire lors de son fonctionnement depuis le demarrage jusqu'a la puissance nominale. Il traite en temps reel, de facon continue, les impulsions en provenance d'une chambre de fission. Grace a l'utilisation systematique d'une technique de calcul, la determination d'un logarithme a base 2 par approximation lineaire, un nombre reduit d'elements est utilise. La precision obtenue sur la periode est de l'ordre de 14 pour cent, le temps de reponse de l'ordre de la valeur de la periode calculee. Un ordre de grandeur de la puissance (30 pour cent) est donne a chaque cycle de calcul ainsi que des seuils de puissance necessaires au controle. (auteur)

  13. Application of Nuclear Radiation to Textile Materials and Processes. Radiation-induced graft copolymerization of vinyl monomers and fibrous polymers; Applications des rayonnements aux textiles. Formation radiochimique de copolymeres ''greffes'' par l'action de monomeres vinyliques sur des polymeres en fibre; Primenenie yadernogo izlucheniya v tekstil'noj promyshlennosti. Obrazovanie privitykh sopolimerov iz vinilovykh monomerov i voloknistykh polimerov pod dejstviem izlucheniya; Aplicaciones de las radiaciones nucleares a los procesos y materiales textiles. Copolimerizacion por injerto radioinducida de monomeros vinilicos y de polimeros fibrosos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Armstrong, Jr., A. A.; Rutherford, H. A. [University of North Carolina at Raleigh, NC (United States)

    1963-11-15

    materials is not good enough for commercial acceptance. The strength of cellulose acetate yam, as well as the modulus, can be materially increased by the addition of polyacrylonitrile. Other monomers do not behave in this manner. There is some indication that the fibre may be improved with one compound, especially with respect to its behaviour in the wet state. Fibre modification by the procedure described might be practical commercially if techniques that will increase the rate of diffusion of the monomer into the fibre structure can be developed. (author) [French] Les auteurs ont mis au point une methode qui permet de realiser par les rayonnements un greffage homogene de monomeres vinyliques volatils sur des polymeres en fibres. Elle consiste a ajouter le compose organique en phase vapeur; on procede, soit par irradiation de l'ensemble, soit par irradiation prealable des polymeres, aux rayons du cobalt-60. Les auteurs ont etudie des systemes qui accelerent la formation des copolymeres ''greffes''; ils ont constate qu'il est possible d'ajouter des quantites significatives de plusieurs des monomeres sans qu'il en resulte de dommages radioinduits dans le substrat fibreux. Les polymeres en fibres relativement instables en presence des rayonnements sont ceux qui fixent le plus facilement les composes vinyliques. C'est le cas des matieres cellulosiques, des esters de cellulose, des polyamides et du polypropylene. Le monomere s'ajoute au substrat fibreux par un mecanisme de radicaux libres, et, comme on l'a indique plus haut, on peut irradier d'abord les polymeres et ensuite provoquer le greffage par exposition de la matiere irradiee S la vapeur du monomere. On a tente de determiner la duree de vie des radicaux libres; il est difficile de donner des chiffres exacts, mais on a demontre qu'ils peuvent subsister dans certaines fibres 15 a 20 heures apres l'irradiation, meme a la temperature ambiante. Des resultats experimentaux preliminaires donnent egalement a penser que le temps

  14. Group cross-sections for fast reactors; Sections efficaces de groupes pour les reacteurs a neutrons rapides; Gruppovye secheniya reaktorov na bystrykh nejtronakh; Secciones eficaces de grupos para reactores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Zweifel, P P [University of Michigan, Ann Arbor, MI (United States); Ball, G L [Atomic Power Development Associates, Inc., Detroit, MI (United States)

    1962-03-15

    groupes. Ils montrent notamment que la section efficace moyenne de transport peut, avec une certaine approximation, s'exprimer en termes de libre parcours moyen. Le calcul de cette quantite prend beaucoup de temps, car elle ne peut se reduire en moyennes elementaires; neanmoins, on a demontre certaines inegalites, qui simplifient la methode de calcul des moyennes qui doit etre utilisee. Les auteurs analysent trois autres aspects des sections efficaces de groupes, que l'on neglige souvent, mais qu'il peut etre important de connaitre pour les etudes de reacteurs. a) Il est injustifie d'utiliser pour tous les reacteurs a neutrons rapides le meme ensemble de sections efficaces dont la moyenne par groupe a ete calculee si les spectres des differents reacteurs sont dissemblables et si les sections efficaces varient rapidement a l'interieur du groupe, comme c'est le cas le plus souvent. Les auteurs decrivent une methode d'iteration qui permet d'obtenir les valeurs moyennes correctes; ils determinent ensuite, a l'aide de cette methode, dans quelle mesure les calculs de reacteurs sont influences par les effets de spectre. b) Dans les calculs de transport (la methode S{sub n}, par exemple), les moyennes doivent etre calculees en tenant compte a la fois de tous les angles et de toutes les energies. Etant donne qu'on ne peut dissocier dans le flux une partie angulaire et une partie energetique, la plus grande attention est necessaire pour eviter les erreurs. Les auteurs etudient l'equation obtenue par la methode S{sub n} sous la forme d'un modele simple, et en tirent un critere qui pourrait aider a determiner l'importance de la non-separabilite angulaire dans les calculs de reacteurs. c) A partir de raisonnements fondes sur la conservation du nombre de neutrons, il est possible d'obtenir une relation consistant entre les coefficients de diffusion de groupe, le pouvoir de ralentissement et les sections efficaces d'absorption. Les auteurs montrent qu'il n'est pas exact de definir

  15. Matériaux architecturés pour refroidissement par transpiration : application aux chambres de combustion

    OpenAIRE

    Pinson , Sébastien

    2016-01-01

    In order to cool aero-engine combustion chambers as efficiently as possible, there is today a special interest given to transpiration cooling technology. The cooling air flows through a porous liner in which a large amount of heat can be exchanged by convection. The air injection could then take benefit of the pore distribution to form a more homogeneous protective boundary layer.Partially sintered metallic materials are potential candidates to form these porous liners. The present work focus...

  16. Modélisation et simulation d’une architecture d’entreprise - Application aux Smart Grids

    OpenAIRE

    SEGHIRI , Rachida

    2016-01-01

    In this thesis, we propose a framework that facilitates modeling Enterprise Architectures (EA) by automating analysis, prediction, and simulation, in order to address the key issue of business/IT alignment. We present our approach in the context of Smart Grids, which are power grids enabled with Information and Communication Technologies. Extensive studies try to foresee the impact of Smart Grids on electric components, telecommunication infrastructure, and industrial automation and IT. Howev...

  17. L'attachement émotionnel à une marque : application aux équipes sportives professionnelles de hockey

    OpenAIRE

    Zaaboub, Emna

    2017-01-01

    Le produit sport est envisagé comme l'un des rares produits qui procurent de la passion et de l'enthousiasme chez les individus. Les amateurs d'une équipe sportive vivent des réactions émotionnelles pour leurs équipes favorites, plus fortes dans l'industrie du sport comparativement à d'autres industries. Cette étude s'intéresse particulièrement à l'attachement émotionnel d'un individu à une équipe sportive. Il s'agit d'examiner les antécédents et conséquences de l'attachement émotionnel qu'un...

  18. Suitability of Cadmium Tantalate and Indium Tantalate as Control Materials for High-Temperature Reactors; Le Tantalate de Cadmium et le Tantalate d'Indium Comme Absorbants pour les Reacteurs a Haute Temperature; Vozmozhnosti ispol'zovaniya tantalatov kadmiya i indiya v kachestve kontrol'nogo materiala dlya vysokotemperaturnykh reaktorov; Empleo del Tantalato de Cadmio y del Tantalato de Indio Como Materiales de Control Para Reactores de Alta Temperatura

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Preisler, E.; Haessner, F.; Petzow, G. [Max-Planck-Institut fuer Metallforschung, Stuttgart, Federal Republic of Germany (Germany)

    1964-06-15

    oxygen in their most stable valency states than the parent elements can. Therefore, the reduction of Cd{sup ++}to metal can be expected while indium tantalate should.be stable. This has been confirmed by experiments with SnO- and WO{sub 2}-additions to cadmium tantalate. Addition of copper oxide to the compounds suppresses this effect. (author) [French] Quelles que soient les conditions particulieres requises dans chaque cas d'espece, les absorbants utilises dans la pratique pour des reacteurs a haute temperature devraient avoir les proprietes suivantes: a) section efficace d'absorption elevee pour les neutrons d'une gamme etendue d'energies; b) forte capacite d 'absorption des neutrons; c) faible sensibilite au point de vue des dommages radioinduits; d) bonne resistance thermique; e) reactivite faible avec le milieu environnant; f) cout eleve et approvisionnemeent facile. Si l 'on tient compte de ces considerations et que l 'on veuille eviter les inconvenients des reactions (n, {alpha}), on s'interessera surtout aux elements suivants: cadmium, tungstene, indium et tantale. Il faut combiner un absorbant de neutrons thermiques efficace avec un absorbant de neutrons epi thermiques; le materiau ainsi obtenu est stable a des temperatures elevees ( Greater-Than-Or-Equivalent-To 700 Degree-Sign C). Les oxydes doubles CdWO{sub 4}, Cd {sub 2}Ta{sub 2}O{sub 7} et CdIn{sub 2}O{sub 2} conviennent bien a cette fin. En outre, c'est le tantalate de cadmium qui a la plus forte resistance thermique. Le tantalate d'indium est un autre oxyde double qui, en combinaison avec le tantalate de cadmium, possede un spectre d'absorption des neutrons interessant. Il a egalement une bonne resistance thermique. Etant donne qu'il faut souvent faconner les materiaux ceramiques absorbants par deformation plastique, on les utilise habituellement sous forme de cermets. C'est la raison pour laquelle ils doivent etre compatibles avec des metaux. Le tantalate de cadmium est compatible avec l'argent et le

  19. The treatment of irradiated uranium fuel. Results obtained while operating the pilot plant at Fontenay-aux-Roses; Le traitement de l'uranium irradie. Resultats d'exploitation de l'usine-pilote de Fontenay-aux-Roses

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Regnaut, P; Faugeras, P; Brut, A; Helou, R; Redon, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    In this paper the results obtained from four years operation of the pilot plant when using bars of increasing activity, are summarised and compared with the results of parallel studies carried out in the laboratory. As a conclusion to the article, the optimum conditions for the different phases of a process based on solvent extraction are given. (author)Fren. [French] Cette conference resume les resultats obtenus durant quatre annees de fonctionnement de l'Usine-Pilote, avec des barreaux d'activite croissante et les compare aux resultats d'etudes conduites parallelement en laboratoire. En conclusion sont donnees les conditions optima pour les differentes phases d'un procede base sur l'extraction par solvant. (auteur)

  20. Dispersions of Oxides in Oxide Matrices as High-Temperature Reactor Fuels; Dispersions d'oxyde dans des matrices d'oxyde, utilisees comme combustibles dans des reacteurs a haute temperature; Dispersiya okisej v okislovykh matritsakh v kachestve topliva dlya vysokotemperaturnogo reaktora; Empleo de dispersiones de oxidos en matrices de oxidos, como combustibles para reactores de elevada temperatura

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Williams, J. [Atomic Energy Research Establishment, Harwell (United Kingdom)

    1963-11-15

    The potential usefulness of dispersions of PuO{sub 2}, UO{sub 2} and ThO{sub 2} in matrices of BeO, Al{sub 2}O{sub 3}, MgO and SiO{sub 2} is reviewed in terms of fuel integrity and fabrication. Dimensional stability and fission-product retentivity are the two features most important to fuel integrity. Compatibility of the constituents of the fuels with one another and with the coolant will influence dimensional stability, but oxide fuels are well favoured in these respects. Dimensional changes under irradiation will contain contributions from neutron and fission fragment damage to the matrix, from radiation damage to the fissile-fertile phase and from agglomerated fission-product gases. Thermal stresses are also capable of effecting changes in shape. However, information on mechanisms for stress relaxation is too limited to enable any reasonable theoretical assessment of behaviour to be made. Both light irradiation and high burn-up studies of fission-product release from the fissile-fertile oxides have concerned themselves mainly with the gaseous products, chiefly xenon. Data on the release of other fission products is very limited as is also information on the movement of fission products in general through the potential matrix materials. Studies of the permeability of sintered pure oxides indicate that densities of at least 95% theoretical density (maybe even 98%) will be needed to eliminate open porosity in such matrices. A variety of techniques are available for the preparation of fissile-fertile particles, for their coating and for their incorporation into high-density matrices. Work on laboratory-scale fabrication processes is well advanced. (author) [French] L'auteur examine la possibilite d'utiliser des combustibles disperses - PuO{sub 2}, UO{sub 2} et ThO{sub 2} et matrices de BeO, Al{sub 2}O{sub 3}, MgO et SiO{sub 2} - dans des reacteurs a haute temperature, au point de vue de l'integrite du combustible et de sa transformation. La stabilite dimensionnelle

  1. Resenha de: Recherches sur les effectifs des armées françaises des Guerres d'Italie aux Guerres de Religion

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Eurípedes Simões de Paula

    1963-12-01

    Full Text Available LOT, Ferdinand. Recherches sur les effectifs des armées fran-çaises des Guerres d'Italie aux Guerres de Religion. Paris. S. E. V. P. E. N. École Pratique des Hautes Études. VIe Sec-tion. Collection Bibliothèque Générale.

  2. Sabine Dullin. La frontière épaisse: Aux origines des politiques soviétiques (1920-1940

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Andrea Chandler

    2016-09-01

    Full Text Available Sabine Dullin. La frontière épaisse: Aux origines des politiques soviétiques (1920-1940. En temps & lieux 55. Paris: Éditions de l'École des hautes études en sciences sociales, 2014. 356 pp. Illustrations. Maps. Tables. Bibliography. Index of places. Index of names. Paper.

  3. Droit et accès des femmes à l'eau et aux systèmes d'assainissement ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    2 mai 2012 ... Axe de recherche Le projet vise à améliorer les services d'approvisionnement en eau et d'assainissement fournis aux femmes vivant dans les collectivités à faible revenu de New Delhi, de même qu'à favoriser de meilleurs rapports entre les habitants et les administrations locales.

  4. Le vocabulaire de la maison privée aux xviie et xviiie siècles

    OpenAIRE

    Hanna, Nelly

    2008-01-01

    Depuis déjà un certain temps, les chercheurs qui travaillent sur l'habitat du Caire utilisent des fonds d'archives de différentes époques. Je signale en particulier les travaux de Jean-Claude Garcin, de Mona Zakariya et de Hazem-al-Sayyed. Le travail d'archives pose des problèmes liés au vocabulaire des éléments architecturaux, celui-ci étant sensiblement différent de celui qu'on utilise aujourd'hui. C'est grâce aux travaux de 'Adbul-Latif Ibrahim que ce domaine a commencé d'être exploité et ...

  5. Etude systématique et écologique de la faune associée aux moules ()

    OpenAIRE

    Fezzani, S.; Zghal, F.; Ben Amor, Z.; El Abed, A.

    2001-01-01

    Ce travail s’intéresse non seulement à la connaissance de la faune associée aux moules notamment : Mytilus galloprovincialis, mais aussi à une étude systématique et écologique de la faune récoltée. Cette étude a été réalisée dans le lac de Bizerte, à la station de mytiliculture de Menzel Jemil. Une partie de ce travail est consacrée à un examen systématique de la faune récoltée et qui nous a permis d’inventorier 6 embranchements dont les annélides qui sont représentés par 10 espèces de Po...

  6. Health physics around a controlled fusion research device: the Tokamak at Fontenay-aux-Roses (T.F.R.)

    International Nuclear Information System (INIS)

    1977-01-01

    The X and neutron dosimetry measurement near the magnetic confinement device for hot plasma, called T.F.R. (Tokamak, Fontenay-aux-Roses) are presented. The biological shielding consists of an ordinary concrete wall 30 cm thick; the dose rate is thus limited at 10 -1 mrem per discharge (corresponding to 10 mrem per day) in the whole area frequented by people during T.F.R. operation. A numerical calculation, taking into account the true geometry and X ray reflexion by the walls and roof, and normalized to the measurements, gives some indications on the electron beam which produces X rays. The photoneutron source (up to 10 10 neutrons per dischage) and the activation of the vacuum vessel result from high energy electrons (>= 10 MeV) supporting a 10 to 1,000 A current [fr

  7. Formation des etats $\\chi_1$ et $\\chi_2$ du charmonium dans l'annihilation $p\\bar{p}$ aux ISR

    OpenAIRE

    Fay , J.

    1986-01-01

    Un des buts de l'expérience R704 est l'étude des états $\\chi_1$ et $\\chi_2$ du charmonium $(c\\bar{c)}$ dans leur annihilation J/$\\psi$ + photon. Ces états sont formés par interaction d'un jet moléculaire d'hydrogène sur un faisceau refroidi d'antiprotons. L'importance du bruit de fond hadronique conduit à ne s'intéresser qu'aux états finaux électromagnétiques. L'appareillage de détection est essentiellement constitué de deux bras symétriques non magnétiques en deux parties. La première s'inté...

  8. Pollution durable des sols par la chlordécone aux Antilles : comment la gérer ?

    OpenAIRE

    Cabidoche, Yves-Marie; Lesueur-Jannoyer, Magali

    2011-01-01

    La chlordécone, insecticide organochloré de synthèse, était utilisée dans les bananeraies antillaises avant 1993. Pourtant, elle contamine encore les ressources en eau, certaines denrées, et des organismes aquatiques. Très tôt, la recherche agronomique s’est mobilisée pour répondre aux questions posées pour la gestion de cette crise : Où sont les sols pollués? Est-ce une pollution durable ? La molécule est peu mobile. Des cartes de risques, fondées sur leur occupation rétrospective en bananer...

  9. Marketers as Innovators: how ethnic marketing revisits ethnicity Marketing ethnique et innovation aux États-Unis

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Marie-Christine Pauwels

    2009-10-01

    Full Text Available L’innovation aux États-Unis est ici vue sous un angle social et culturel. Il ne s’agit plus d’étudier l’innovation technologique, mais l’innovation en matière de produit. L’article aborde la création de valeur à travers la variable ethnique dans le domaine de la vente, du marketing et de la publicité. Les nouvelles tendances en matière d’ethno-marketing sont analysées, en particulier la manière dont les professionnels utilisent la notion d’ethnicité pour vendre des produits de consommation courante à un marché de consommateurs de plus en plus exigeants, soit en ayant recours à une segmentation de ces consommateurs en micro-marchés toujours plus étroits, soit en privilégiant un marketing multi- ou trans-culturel.

  10. The Politics of Religion in the United States Manifestations politiques de la religion aux États-Unis

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Josef Braml

    2011-04-01

    Full Text Available Aux États-Unis, les attitudes religieuses ont plus d’influence sur les choix politiques que dans n’importe quelle autre démocratie occidentale. L’engagement religieux/moral de la droite chrétienne polarise les États-Unis, ce qui a des conséquences sur le plan électoral mais aussi sur les choix politiques réels. L’importance de la droite chrétienne dans la coalition électorale du Parti républicain oblige celui-ci à mettre l’accent sur les questions liées à la sécurité nationale, en particulier la lutte anti-terroriste, afin de mieux souder une coalition électorale hétérogène.

  11. Diversification and expression of the PIN, AUX/LAX and ABCB families of putative auxin transporters in Populus

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Nicola eCarraro

    2012-02-01

    Full Text Available Intercellular transport of the plant hormone auxin is mediated by three families of membrane-bound protein carriers, with the PIN and ABCB families coding primarily for efflux proteins and the AUX/LAX family coding for influx proteins. In the last decade our understanding of gene and protein function for these transporters in Arabidopsis has expanded rapidly but very little is known about their role in woody plant development. Here we present a comprehensive account of all three families in the model woody species Populus, including chromosome distribution, protein structure, quantitative gene expression, and evolutionary relationships. The PIN and AUX/LAX gene families in Populus comprise 16 and 8 members respectively, and show evidence for the retention of paralogs following a relatively recent whole genome duplication. There is also evidence for differential expression across tissues within many gene pairs. The ABCB family is previously undescribed in Populus and includes 20 members, showing a much deeper evolutionary history including both tandem and whole genome duplication as well as probable loss. A striking number of these transporters are expressed in developing Populus stems and we suggest that evolutionary and structural relationships with known auxin transporters in Arabidopsis can point toward candidate genes for further study in Populus. This is especially important for the ABCBs, which is a large family and includes members in Arabidopsis that are able to transport other substrates in addition to auxin. Protein modeling, sequence alignment and expression data all point to ABCB1.1 as a likely auxin transport protein in Populus. Given that basipetal auxin flow through the cambial zone shapes the development of woody stems, it is important that we identify the full complement of proteins involved in this process. This work should lay the foundation for studies targeting specific proteins for functional characterization and in situ

  12. The theory of discrete barriers and its applications to linear boundary-value problems of the 'Dirichlet type'; Theorie des barrieres discretes et applications a des problemes lineaires elliptiques du ''type de dirichlet''

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jamet, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-07-01

    This report gives a general presentation of barrier theory for finite difference operators, with its applications to some boundary value problems. (author) [French] Ce rapport est un expose synthetique de la theorie des barrieres pour les operateurs aux differences finies et ses applications a certaines classes de problemes lineaires elliptiques du 'type de Dirichlet'. (auteur)

  13. Study of the strength of the internal can for internally and externally cooled fuel elements intended for gas graphite reactors; Etude de la tenue de la gaine interne pour-element combustible a refroidissement interne et externe d'un reacteur graphite-gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boudouresque, B; Courcon, P; Lestiboubois, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The cartridge of an internally and externally cooled annular fuel element used in gas-graphite reactors is made up of an uranium fuel tube, an external can and an internal can made of magnesium alloy. For the thermal exchange between the internal can and the fuel to be satisfactory, it is necessary for the can to stay in contact with the uranium under all temperature conditions. This report, based on a theoretical study, shows how the internal can fuel gap varies during the processes of canning, charging into the reactor and thermal cycling. The following parameters are considered: tube diameter, pressure of the heat carrying gas, gas entry temperature, plasticity of the can alloy. It is shown that for all operating conditions the internal can of a 77 x 95 element, planned for a gas-graphite reactor with a 40 kg/cm{sup 2} gas pressure, should remain in contact with the fuel. (authors) [French] La cartouche d'un element combustible annulaire, a refroidissement interne et externe pour reacteur graphite-gaz, est composee d'un tube combustible en uranium, d'une gaine externe et d'une gaine interne en alliage de magnesium. Pour que l'echange thermique entre la gaine interne et le combustible soit bon, il faut que la gaine reste appliquee sur l'uranium quel que soit le regime de temperature. Cette note a pour but de montrer comment, d'apres une etude theorique, le jeu combustible-gaine interne varie au cours des operations de gainage, de chargement dans le reacteur, et des cyclages thermiques. Les parametres suivants sont etudies: diametres de tube, pression du gaz caloporteur, temperature d'entree du gaz, plasticite de l'alliage de gaine. Il est montre que, quel que soit le regime de fonctionnement, la gaine interne d'un element 77 x 95, en projet pour un reacteur graphite-gaz sous pression de 40 kg/cm{sup 2}, doit rester appliquee sur le combustible. (auteurs)

  14. Recours aux médicaments et aux consultations psychologiques chez les Canadiens atteints d'un trouble de l'humeur et/ou d'anxiété

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Siobhan O'Donnell

    2017-01-01

    Full Text Available Introduction : L'étude décrit le recours aux médicaments sur ordonnance et aux consultations psychologiques au cours des 12 derniers mois chez les Canadiens adultes ayant déclaré avoir reçu un diagnostic de trouble de l'humeur et/ou d'anxiété, les caractéristiques sociodémographiques et cliniques associées à ce recours et les raisons invoquées pour ne pas y recourir. Méthodologie : L'Enquête sur les personnes ayant une maladie chronique au Canada - Composante sur les troubles de l'humeur et d'anxiété de 2014 a été utilisée. L'échantillon de l'étude (n = 2 916 a été divisé en quatre sous-groupes de traitement : (1 prend des médicaments seulement; (2 a reçu des consultations psychologiques seulement; (3 prend des médicaments et a reçu des consultations psychologiques; ou (4 n'a eu recours à aucun de ces deux traitements. Nous avons combiné les trois premiers sous-groupes et effectué des analyses descriptives et de régression logistique multivariée pour comparer ceux qui prenaient des médicaments et/ou avaient reçu des consultations psychologiques par rapport à ceux n'ayant pas eu recours à ces deux traitements. Nous avons pondéré toutes les estimations afin que les données soient représentatives de la population canadienne adulte vivant en logement privé dans l'une des 10 provinces et ayant déclaré avoir reçu un diagnostic de troubles de l'humeur et/ou d'anxiété. Résultats : La majorité (81,8 % des Canadiens adultes ayant déclaré avoir reçu un diagnostic de trouble de l'humeur et/ou d'anxiété ont indiqué prendre des médicaments et/ou avoir reçu des consultations psychologiques (47,6 % prenaient des médicaments seulement, 6,9 % avaient reçu des consultations psychologiques seulement et 27,3 % avaient eu recours aux deux modalités de traitement. Après ajustement des caractéristiques individuelles, le recours aux médicaments et/ou aux consultations psychologiques était significativement

  15. Integrated evolution of the medium power CANDU{sup MD} reactors; Evolution integree des reacteurs CANDU{sup MD} de moyenne puissance

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nuzzo, F. [AECL Accelerators, Kanata, ON (Canada)

    2002-07-01

    The aim of this document is the main improvements of the CANDU reactors in the economic, safety and performance domains. The presentation proposes also other applications as the hydrogen production, the freshening of water sea and the bituminous sands exploitation. (A.L.B.)

  16. Purification and final concentration of the plutonium obtained by treatment of irradiated uranium at the Fontenay-aux-Roses pilot plant; Purification et concentration finales du plutonium en fin de traitement de l'uranium irradie a l'usine-pilote de Fontenay-aux-Roses

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Prevot, I; Corpel, J; Regnaut, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    This paper consists of: 1- a recapitulation of the laboratory tests which led to the choice of the method; 2- a description of the latter, with the results obtained at the Fontenay-aux-Roses pilot plant; 3- the analytical methods used for checking and verifying the purity of the plutonium. (author)Fren. [French] Cet expose comprend: 1- le rappel des essais de laboratoire qui ont conduit au choix du procede; 2- la description de ce dernier, avec les resultats obtenus a l'Usine-Pilote de Fontenay-aux-Roses; 3- les methodes analytiques utilisees pour le controle et pour la verification de la purete du plutonium. (auteur)

  17. Arabidopsis SHR and SCR transcription factors and AUX1 auxin influx carrier control the switch between adventitious rooting and xylogenesis in planta and in in vitro cultured thin cell layers.

    Science.gov (United States)

    Della Rovere, F; Fattorini, L; D'Angeli, S; Veloccia, A; Del Duca, S; Cai, G; Falasca, G; Altamura, M M

    2015-03-01

    Adventitious roots (ARs) are essential for vegetative propagation. The Arabidopsis thaliana transcription factors SHORT ROOT (SHR) and SCARECROW (SCR) affect primary/lateral root development, but their involvement in AR formation is uncertain. LAX3 and AUX1 auxin influx carriers contribute to primary/lateral root development. LAX3 expression is regulated by SHR, and LAX3 contributes to AR tip auxin maximum. In contrast, AUX1 involvement in AR development is unknown. Xylogenesis is induced by auxin plus cytokinin as is AR formation, but the genes involved are largely unknown. Stem thin cell layers (TCLs) form ARs and undergo xylogenesis under the same auxin plus cytokinin input. The aim of this research was to investigate SHR, SCR, AUX1 and LAX3 involvement in AR formation and xylogenesis in intact hypocotyls and stem TCLs in arabidopsis. Hypocotyls of scr-1, shr-1, lax3, aux1-21 and lax3/aux1-21 Arabidopsis thaliana null mutant seedlings grown with or without auxin plus cytokinin were examined histologically, as were stem TCLs cultured with auxin plus cytokinin. SCR and AUX1 expression was monitored using pSCR::GFP and AUX1::GUS lines, and LAX3 expression and auxin localization during xylogenesis were monitored by using LAX3::GUS and DR5::GUS lines. AR formation was inhibited in all mutants, except lax3. SCR was expressed in pericycle anticlinally derived AR-forming cells of intact hypocotyls, and in cell clumps forming AR meristemoids of TCLs. The apex was anomalous in shr and scr ARs. In all mutant hypocotyls, the pericycle divided periclinally to produce xylogenesis. Xylary element maturation was favoured by auxin plus cytokinin in shr and aux1-21. Xylogenesis was enhanced in TCLs, and in aux1-21 and shr in particular. AUX1 was expressed before LAX3, i.e. in the early derivatives leading to either ARs or xylogenesis. AR formation and xylogenesis are developmental programmes that are inversely related, but they involve fine-tuning by the same proteins, namely SHR

  18. introduction à l'ingénierie documentaire et aux sciences de l'information

    OpenAIRE

    Guyot, Brigitte

    2011-01-01

    polycopié introductif pour la formation chef de projet en ingénierie documentaire, Cnam; introductory course on documentary engineering: definition, applications, objects, process, actors of the market, historical elements; cours introductif à l'ingénierie documentaire : positionnement, objets, processus, acteurs du marché, repères historiques

  19. Le développement a un visage et une adresse aux Philippines ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    31 janv. 2011 ... Le barangay, qui est la structure de base de l'organisation administrative, ressemble à un village. D'après le code philippin de l'administration locale, il doit compter au moins 2 000 habitants en zone rurale et 5 000 en zone urbaine. Cellule fondamentale de la planification et de la mise en application des ...

  20. Report by the AERES on the unit: Reactor Study Department (DER) under the supervision of the establishments and bodies: Atomic Energy and Alternative Energies Commission (CEA); Rapport de l'AERES sur l'unite: Departement d'Etudes des Reacteurs (DER) sous tutelle des etablissements et organismes: CEA

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-02-15

    This report is a kind of audit report on a research laboratory, the DER (Departement d'Etudes des Reacteurs, Reactor Study Department) whose activity if focused on four main themes: neutron transport simulation in reactor cores, thermal-hydraulic simulation of reactors, design and safety of innovative reactors, nuclear instrumentation for reactors. The authors discuss an assessment of the whole unit activities in terms of strengths and opportunities, aspects to be improved, risks and recommendations, productions and publications, scientific quality, influence and attractiveness (awards, recruitment capacity, capacity to obtain financing and to tender, participation to international programs), strategy and governance, and project. These same aspects are then discussed and commented for each theme

  1. Cronos 2: a neutronic simulation software for reactor core calculations; Cronos 2: un logiciel de simulation neutronique des coeurs de reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lautard, J J; Magnaud, C; Moreau, F; Baudron, A M [CEA Saclay, Dept. de Mecanique et de Technologie (DMT/SERMA), 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    1999-07-01

    The CRONOS2 software is that part of the SAPHYR code system dedicated to neutronic core calculations. CRONOS2 is a powerful tool for reactor design, fuel management and safety studies. Its modular structure and great flexibility make CRONOS2 an unique simulation tool for research and development for a wide variety of reactor systems. CRONOS2 is a versatile tool that covers a large range of applications from very fast calculations used in training simulators to time and memory consuming reference calculations needed to understand complex physical phenomena. CRONOS2 has a procedure library named CPROC that allows the user to create its own application environment fitted to a specific industrial use. (authors)

  2. Modeling by artificial neural networks. Application to the management of fuel in a nuclear power plant; Modelisation par reseaux de neurones. Application a la gestion du combustible dans un reacteur

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gaudier, F

    1999-07-01

    The determination of the family of optimum core loading patterns for Pressurized Water Reactors (PWRs) involves the assessment of the core attributes, such as the power peaking factor for thousands of candidate loading patterns. Despite the rapid advances in computer architecture, the direct calculation of these attributes by a neutronic code needs a lot of of time and memory. With the goal of reducing the calculation time and optimizing the loading pattern, we propose in this thesis a method based on ideas of neural and statistical learning to provide a feed forward neural network capable of calculating the power peaking corresponding to an eighth core PWR. We use statistical methods to deduct judicious inputs (reduction of the input space dimension) and neural methods to train the model (learning capabilities). Indeed, on one hand, a principal component analysis allows us to characterize more efficiently the fuel assemblies (neural model inputs) and the other hand, the introduction of the a priori knowledge allows us to reducing the number of freedom parameters in the neural network. The model was built using a multi layered perceptron trained with the standard back propagation algorithm. We introduced our neural network in the automatic optimization code FORMOSA, and on EDF real problems we showed an important saving in time. Finally, we propose an hybrid method which combining the best characteristics of the linear local approximator GPT (Generalized Perturbation Theory) and the artificial neural network. (author)

  3. Homogenization of some radiative heat transfer models: application to gas-cooled reactor cores; Homogeneisation de modeles de transferts thermiques et radiatifs: application au coeur des reacteurs a caloporteur gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    El Ganaoui, K

    2006-09-15

    In the context of homogenization theory we treat some heat transfer problems involving unusual (according to the homogenization) boundary conditions. These problems are defined in a solid periodic perforated domain where two scales (macroscopic and microscopic) are to be taken into account and describe heat transfer by conduction in the solid and by radiation on the wall of each hole. Two kinds of radiation are considered: radiation in an infinite medium (non-linear problem) and radiation in cavity with grey-diffuse walls (non-linear and non-local problem). The derived homogenized models are conduction problems with an effective conductivity which depend on the considered radiation. Thus we introduce a framework (homogenization and validation) based on mathematical justification using the two-scale convergence method and numerical validation by simulations using the computer code CAST3M. This study, performed for gas cooled reactors cores, can be extended to other perforated domains involving the considered heat transfer phenomena. (author)

  4. Du sport aux activités physiques de loisir : des formes culturelles et sociales bigarrées

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Éric Dugas

    2007-07-01

    Full Text Available L'espace ludique des formes sociales des pratiques physiques accepte maintes variations. Du jeu informel et libre aux activités physiques institutionnelles (les sports, plusieurs catégories de situations motrices, distinctes des unes des autres, jalonnent l'espace des jeux sportifs. Après avoir défini et délimité, dans un premier temps, les contours et la richesse de l'univers des pratiques physiques ludiques, nous essayons, dans un second temps de mettre au jour le type de pratiques qui coïncident le mieux aux aspirations des pratiquants du xxie siècle. On s'aperçoit actuellement que malgré l'hégémonie du sport au sein de l'espace médiatique et économique, il se dessine néanmoins une tendance forte : la prédominance d’activités physiques ludiques de plus en plus autocontrôlées qui laissent l'initiative aux pratiquants et dans lesquelles les institutions sportives ne sont plus totalement ou pas du tout maître du jeu.From sport to leisure physical activities: mixed cultural and social formsThe game space of physical activities' social forms accepts many variations. From informal and free games to institutional physical activities (sports, several motor situation categories, distinct from each other, punctuate the space of physical games. After having specified and delimited the contours and richness of the world of playful physical activities, we will try to bring to light the kind of practices which coincide best with the 21st century's players or sports (women. Currently, we can see that in spite of sport's hegemony within the media and the economic spheres, a strong tendency is becoming apparent: the predominance of more and more self-controlled playful physical activities, which leave the initiative to players and in which governing bodies are not totally or not at all in command any more.Del deporte a las actividades de ocio: una mezcolanza en las formas culturales y socialesEl espacio lúdico de las formas sociales de

  5. Major accident analyses for experimental zero-power fast reactor assemblies; Analyse des accidents graves pouvant survenir dans les reacteurs experimentaux a neutrons rapides de puissance zero; Analiz krupnoj avarii dlya ehksperimental'ny kh reaktornykh ustanovok nulevoj moshchnosti na bystrykh nejtronakh; Analisis de los accidentes graves que pueden producirse en los reactores experimentales rapidos de potencia cero

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fischer, G.; Barts, E. W.; Kapil, S.; Tomabechi, K. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    systems with the very soft neutron-energy spectra characteristic of large oxide power breeders. (author) [French] Les auteurs ont etudie la possibilite, le mecanisme et les consequences de la fusion et autres accidents nucleaires graves dans les reacteurs experimentaux a neutrons rapides de puissance zero, du type ZPR-III, a coeur divise. Cette etude a ete completee par une evaluation de l'importance de l'effet Doppler sur un grand nombre de reacteurs de ce type. Les auteurs demontrent qu'il est fort peu probable qu'une fusion se produise, du fait que la conjonction des circonstances qui pourraient la provoquer est difficilement realisable. L'expose du mecanisme de fusion est suivi de l'analyse des resultats de calculs couples neutronique-hydrodynamiqu e relatifs a deux reacteurs de puissance zero. On a choisi pour cette etude un coeur de 1200 l, qui correspond a un reacteur relativement grand a coeur normal. L'etude a egalement porte sur un coeur plus petit ayant un coefficient cavitaire plus important, qui pourrait presenter un plus grand danger. Chaque systeme a eu un comportement en fonction du temps tout a fait different. Si un accident grave survient dans un reacteur de puissance zero, les atomes de {sup 235}U, isoles dans les plaques d'uranium enrichi, s'echauffen t tres rapidement tandis que le reste du coeur demeure pratiquement froid; il y a ainsi formation d'un gaz du {sup 235}U qui donne lieu a la pression de rupture. Les auteurs expliquent l'adaptation qu'ils ont faite du code AX-I de neutronique-hydrodynamiqu e pour l'appliquer a un gaz de Van der Waals. Une autre modification importante de l'equation d'etat utilisee dans ce code consiste a employer une equation du type Mie-Grueneisen, derivee de la theorie de l'etat solide. Cette modification permet d'evaluer de facon plus satis- faisante le terme de pression pour les coeurs de composition variable. Du fait que les plaques en uranium fortement enrichi d'un reacteur de puissance zero s'echauffent plus

  6. Développement professionnel en PHP quels frameworks s'offrent aux entreprises ?

    OpenAIRE

    Ehrbar, Jérôme; Hauri, Rolf

    2009-01-01

    Les frameworks PHP sont des outils aidant à la réalisation d’une application. Le but de ce travail était de déterminer quels frameworks les entreprises peuvent-elles choisir. Il commence par une sélection de frameworks PHP existant sur le marché. Un ensemble de critères a été définis afin de les évaluer. Sur la base de cette analyse, certains frameworks ont été sélectionnés dans le but de réaliser une petite application avec chaque framework. Ainsi, le lecteur voit les différences de façon pr...

  7. X-ray topography of uranium alloys; Topographie aux rayons X d'alliages d'uranium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Le Naour, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1968-07-01

    A description of the structure of uranium alloys has been made using the data obtained by X-ray diffraction techniques derived from the Berg-Barrette method. In the first.stage the use of a monochromatic beam of X-rays having a very low divergence makes it possible to obtain very reproducible and exact numerical data concerning the grain and sub-grain sizes, and also the distribution of the sizes. It is thereby possible to detect any disorientation greater than 30 seconds of arc.The results obtained have been completed using a variable incidence device which- gives simultaneously an overall picture of a grain and an idea of the importance of internal disorientations; a more rigorous measurement of this latter parameter is then deduced from the Debye-Scherrer diagrams obtained using a fine-focus equipment. Observations are carried out on various one-phase or two phase uranium alloys which are compared successively to technical and to high-purity uranium. It is shown that the use of X-ray topographies, although limited in certain respects, allows a quantitative characterization of the structure. (author) [French] Une description des structures d'alliages d'uranium a ete faite a partir des donnees fournies par des techniques de diffraction de rayons X derivees de la methode de BERG--BARRETT. Dans une premiere etape, l'utilisation d'un faisceau de rayons X monochromatique et de tres faible divergence permet d'obtenir des donnees numeriques precises et tres reproductibles, relatives aux dimensions des grains, des sous-grains et a la distribution de ces grandeurs. Toute desorientation superieure a 30 secondes d'arc peut ainsi etre decelee. Les resultats obtenus ont ete completes en utilisant un montage a incidence variable, qui fournit simultanement l'image globale d'un grain et l'ordre de grandeur des desorientations internes; une mesure plus rigoureuse de ce dernier parametre se deduit ensuite de diagrammes DEBYE SHERRER realises avec un montage a foyer fin. Des

  8. Mécanismes d’activation et interactions fonctionnelles hétérologues des récepteurs aux chimiokines

    OpenAIRE

    de Poorter, Cédric

    2012-01-01

    Mécanismes d’activation et conséquences fonctionnelles de la dimérisation des récepteurs aux chimiokinesLes chimiokines sont de petites protéines qui régulent la migration des cellules immunitaires. Elles exercent leur action en se liant à des récepteurs appartenant à la famille des récepteurs couplés aux protéines G (RCPG) dont la fonction est intimement liée à la régulation des cellules immunitaires. Notre laboratoire étudie depuis plusieurs années les relations reliant la structure et la f...

  9. Pilot Plant for Food Irradiation in The Netherlands; Usine Pilote pour l'Irradiation de Denrees Alimentaires aux Pays-Bas; Opytnaya ustanovka po oblucheniyu pishchevykh produktov v Gollandii; Planta Piloto de Irradiacion de Alimentos en los Paises Bajos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    De Zeeuw, D.; Van Kooy, J. G. [Association EURATOM-ITAL, Wageningen (Netherlands)

    1966-11-15

    The main problem raised by pilot- plant investigations is to devise a method for bridging the gap between developmental work in the laboratory and the practical applications of this work. How can the knowledge acquired in the laboratory be passed on to manufacturers or processors? The following questions are pertinent: (a) Is the pilot plant regarded as an immediate precursor of commercial plants? (b) How is a 100-fold increase in product handling realized? (c) How is commercial interest increased? (d) Who carries the final responsibilities for the programme of the pilot plant? (e) What technical facilities are needed, and (f) How the pilot plant should be organized to keep a constant flow of information between interested parties. All these aspects are discussed on the basis of a planned pilot plant for food irradiation in the Netherlands. (author) [French] Le principal probleme que pose l'etude d'une installation pilote consiste a franchir le pas entre les travaux en laboratoire et leur application pratique. En d'autres termes, comment les connaissances acquises en laboratoire peuvent-elles etre transmises aux constructeurs ou aux utilisateurs? Les questions suivantes se posent: a) L'installation pilote est-elle consideree comme le precurseur immediat d'une version commerciale? b) comment peut-on multiplier sa capacite par 100? c) Comment peut-on la rendre commercialement plus interessante? d) Qui est responsable en dernier ressort du programme de l'installation pilote? e) Quels sont les moyens techniques necessaires? f) Comment organiser l'installation pilote pour assurer un echange constant de renseignements entre les parties interessees? Tous les points mentionnes ci-dessus sont etudies en partant des donnees relatives a une installation pilote d'irradiation dont la construction est envisagee aux Pays-Bas. (author) [Spanish] El problema principal que plantea el estudio de las plantas piloto es idear un metodo que sirva de nexo entre los trabajos de

  10. Doses received by organs in interventional cardiology; Les doses recues aux organes en cardiologie interventionnelle

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Maccia, C. [Centre d' Assurance de qualite des Applications Technologiques dans le domaine de la Sante, (CAATS) - 43, Bd du Marechal Joffre, 92 - Bourg-La-Reine (France)

    2009-07-01

    After a discussion of several publications about patient dosimetry in interventional cardiology, the author recalls that the in vivo assessment of the dose received by some organs is uneasy because invasive. Therefore, the assessment requires the use of physical or mathematical dosimetric phantoms which simulate patient morphology as well as the incident photon attenuation phenomenon. He evokes some characteristics and applications of these phantoms. He outlines the different sources and origins of the dose received by the patient, and discusses results obtained by collecting data from 177 patients submitted to diagnosis or therapeutic procedures

  11. Étude de délimitation aux fins de l'Initiative régionale pour la lutte ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Étude de délimitation aux fins de l'Initiative régionale pour la lutte contre le tabac en Afrique. Financée par le CRDI et la Fondation Bill et Melinda Gates, l'initiative Analyses situationnelles de la lutte antitabac en Afrique (ASTA) a pour objectif de permettre de comprendre les facteurs déterminants du succès de la lutte ...

  12. ÉTUDE DE CAS – Côte d'Ivoire : De la forêt aux champs en Côte d ...

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    11 janv. 2011 ... Aujourd'hui, Buyo fait partie de la « nouvelle ceinture du café et du cacao » de la Côte d'Ivoire et est devenu un pôle d'attraction pour les immigrants. La plupart y viennent en quête de terres où s'adonner aux cultures marchandes. Certains trouvent du travail dans lesexploitations forestières ou dans les ...

  13. Flora Tristan: De la nécessité de faire bon accueil aux femmes étrangères

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Martine Reid

    2014-10-01

    Full Text Available Dans son traité De la nécessité de faire bon accueil aux femmes étrangères (1835, Flora Tristan (1803-1844, l’écrivaine française qui adopte l’état psychologique d’une étrangère dans son propre pays, traite de la situation des femmes “étrangères” qui voyagent seules en France et/ou commencent une nouvelle vie dans le pays, en particulier à Paris. Politiquement engagée auprès des plus défavorisés à partir du socialisme, Tristan propose la création d’une association pour ces femmes. En assimilant les deux groupes d'"étrangères” (nationales et non nationales, car elle pense que le même type d’accueil doit être fourni à toutes, Tristan préconise l’aide à la voisine nécessiteuse, voisine qui est à la fois un sujet national ou un sujet en transit, une femme sans-papiers ou une réfugiée.

  14. De Cultura aux MOOCs de communication interculturelle : quelles opportunités pour l’apprentissage interculturel à distance?

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Virginie Tremion

    2018-05-01

    Full Text Available L’objectif de cet article est d’identifier des dimensions de la formation à distance qui pourraient influencer le développement de rencontres interculturelles ‘renouvelées’, et de discuter des stratégies à soutenir sur un plan éducatif. Les auteurs convoquent les résultats d’une étude centrée sur le rôle de la communication en ligne dans la rencontre de l’autre dans le modèle pédagogique Cultura. En guise de contraste, les tensions inhérentes à la rencontre interculturelle sont examinées dans un MOOC de communication interculturelle. Le MOOC, par ses caractéristiques, permet-il aux participants d’approcher l’interculturel de façon dialogique, critique et réflexive –marques d’un interculturel ‘renouvelé’ en éducation ?

  15. Les ecarts de financement en matiere d'adaptation aux changements climatiques - avec la perspective des CPDN

    DEFF Research Database (Denmark)

    Olhoff, Anne; Bee, Skylar; Puig, Daniel

    En 2014, le Programme des Nations Unies pour l’Environnement (PNUE) a publié son premier rapport sur les écarts entre besoins et perspectives en matière d’adaptation (AGR 2014) (PNUE, 2014), lequel a permis de poser un cadre préliminaire pour évaluer ces écarts et d’établir une évaluation...... rapport sur les écarts financiers et les options permettant de les combler. Le rapport sera publié au printemps 2016. Cette mise à jour doit contribuer aux débats lors de la 21ème session de la Conférence des Parties (COP 21) à la Convention-Cadre des Nations Unies sur les Changements Climatiques (CCNUCC...... les besoins de financement présentes dans les composantes adaptation des Contributions Prévues Déterminées au niveau National (CPDN) (INDC) – soit les engagements post 2020 que les pays se proposent mettre en oeuvre dans le cadre d’un nouvel accord mondial sur les changements climatiques....

  16. De la théorie des opérateurs aux fondements de la mécanique quantique

    CERN Document Server

    Rinkel, Jean-Marc

    2016-01-01

    Ce livre est destiné aux étudiants en sciences, mathématiques ou physiques, au niveau master. La formalisation de l’infiniment petit de la mécanique quantique est un miracle d’abstraction, d’étonnement et d’émerveillement. Autant le développement de la physique classique (mécaniques newtonienne, lagrangienne, hamiltonienne et relativités) est lié à celui de la géométrie et du calcul tensoriel, autant l’émergence et le développement de la mécanique quantique sont liés à la théorie des espaces de Hilbert et à la théorie de la mesure. Dès lors qu’une observable (ce qui est accessible à une mesure expérimentale) est représentée par un opérateur sur un espace de Hilbert, les mathématiques se chargent de construire des mesures de probabilité sur le spectre de cet opérateur et ces mesures de probabilités deviennent une réalité physique dans les lois de transition de Born. Cet ouvrage décrit de façon précise le passage des mathématiques que l’on vient d’évoquer, �...

  17. Aux origines de la masse particules élémentaires et symétries fondamentales

    CERN Document Server

    Iliopoulos, Jean

    2014-01-01

    Pourquoi les « particules élémentaires » qui forment toute la matière ont-elles une masse ? Étrange question qui semble être en contradiction avec toute notre intuition physique. Dans ce livre, nous montrons d'abord que la réponse à cette question est tout sauf évidente et ensuite que la clé peut se trouver dans la découverte récente d'une nouvelle particule à l'accélérateur géant LHC (Large Hadron Collider) situé au CERN, près de Genève. Nous proposons au lecteur une promenade guidée qui l'emmènera des confins de l'Univers pendant les premières fractions de seconde après le Big Bang, aux plus petits constituants de la matière tels que nous les apercevons dans nos laboratoires. Notre guide sera un principe profond de symétrie qui, de façon surprenante, semble déterminer la structure du monde.

  18. Annual progress report of the Fontenay-aux-Roses Research Group, January 1 to December 31 1974

    International Nuclear Information System (INIS)

    The salient events of 1974 were the full-time working of TFR at Fontenay-aux-Roses and the building of Petula and Wega at Grenoble. The remounting of TFR after reinforcement of the vacuum chamber was followed by an increase in the small plasma radius by elimination of the copper shell to prolong the present program. In agreement with the Culham laboratory a common program to develop the injection of neutral particles up to the performance needed for the JET has begun. At Grenoble the mounting of Petula was finished and the technological problems of the vacuum chamber (metallic joints for the alumina-metal joints) have been solved. The mounting of Wega was pursued simultaneously with that of Petula within the European context of a collaboration with Garching and the Royal Military School. In the ''Ionized Gas Theory Section'' work was centered on: M.H.D. equilibrium and stability, plasma development in Tokamaks, waves, transport and convection, spectroscopy, micro-instabilities and turbulence. Fundamental physics covers the subjects: EQUATOR, EOS-POP and ODE experiments, HCN laser and atomic collisions. The activity in open configuration concerned the experiment Bille-en-Tete MB [fr

  19. Assessment of subcriticality during PWR-type reactor refueling; Evaluation de la sous-criticite lors des operations de chargement d'un reacteur nucleaire REP

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Verdier, A

    2005-04-15

    During the core loading period of a PWR, any fuel assembly misplacements may significantly reduce the existing criticality margin. The Dampierre 4-18 event showed the present monitoring based on the variations of the outside-core detector counting rate cannot detect such misplacements. In order to circumvent that, a more detailed analysis of the available signal was done. We particularly focused on the neutronic noise analysis methods such as MSM (modified source multiplication), MSA (amplified source multiplication), Rossi-{alpha} and Feynman-{alpha} methods. The experimental part of our work was dedicated to the application of those methods to a research reactor. Finally, our results showed that those methods cannot be used with the present PWR instrumentation. Various detector positions were then studied using Monte Carlo calculations capable of following the neutron origin. Our results showed that the present technology does not allow us to use any solution based on neutron detection for monitoring core loading. (author)

  20. 3 and 4 oxidation state element solubilities in borosilicate glasses. Implement to actinides in nuclear glasses; Solubilite des elements aux degres d'oxydation (3) et (4) dans les verres de borosilicate. Application aux actinides dans les verres nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cachia, J.N

    2005-12-15

    In order to ensure optimal radionuclides containment, the knowledge of the actinide loading limits in nuclear waste glasses and also the comprehension of the solubilization mechanisms of these elements are essential. A first part of this manuscript deals with the study of the differences in solubility of the tri and tetravalent elements (actinides and surrogates) particularly in function of the melting temperature. The results obtained indicate that trivalent elements (La, Gd, Nd, Am, Cm) exhibit a higher solubility than tetravalent elements (Hf, Th, Pu). Consequently, it was planned to reduce plutonium at the oxidation state (III), the later being essentially tetravalent in borosilicate glasses. An innovating reduction process of multi-valent elements (cerium, plutonium) using silicon nitride has been developed in a second part of this work. Reduced plutonium-bearing glasses synthesized by Si{sub 3}N{sub 4} addition made it possible to double the plutonium solubility from 2 to 4 wt% at 1200 deg C. A structural approach to investigate the differences between tri and tetravalent elements was finally undertaken. These investigations were carried out by X-rays Absorption Spectroscopy (EXAFS) and NMR. Trivalent rare earth and actinide elements seem to behave as network modifiers while tetravalent elements rather present true intermediaries' behaviour. (author)

  1. Méthodologie d’analyse des signaux et caractérisation hydrogéologique : application aux chroniques de données obtenues aux laboratoires souterrains du Mont Terri, Tournemire et Meuse/Haute-Marne

    OpenAIRE

    Fatmi, Hassane

    2009-01-01

    Ce rapport présente des méthodes de prétraitement, d'analyse statistique et d'interprétation de chroniques hydrogéologiques de massifs peu perméables (argilites) dans le cadre d'études sur le stockage profond de déchets radioactifs. Les séries temporelles analysées sont la pression interstitielle et la pression atmosphérique, en relation avec différents phénomènes (marées terrestres, effet barométrique, évolution de l'excavation des galeries). Les pré-traitements permetten...

  2. Strategy for nuclear wastes incineration in hybrid reactors; Strategies pour l'incineration de dechets nucleaires dans des reacteurs hybrides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lelievre, F

    1998-12-11

    The transmutation of nuclear wastes in accelerator-driven nuclear reactorsoffers undeniable advantages. But before going into the detailed study of a particular project, we should (i) examine the possible applications of such systems and (ii) compare the different configurations, in order to guide technological decisions. We propose an approach, answering both concerns, based on the complete description of hybrid reactors. It is possible, with only the transmutation objective and a few technological constraints chosen a posteriori, to determine precisely the essential parameters of such reactors: number of reactors, beam current, size of the core, sub-criticality... The approach also clearly pinpoints the strategic decisions, for which the scientist or engineer is not competent. This global scheme is applied to three distinct nuclear cycles: incineration of solid fuel without recycling, incineration of liquid fuel without recycling and incineration of liquid fuel with on-line recycling; and for two spectra, either thermal or fast. We show that the radiotoxicity reduction with a solid fuel is significant only with a fast spectrum, but the incineration times range from 20 to 30 years. The liquid fuel is appropriate only with on-line recycling, at equilibrium. The gain on the radiotoxicity can be considerable and we describe a number of such systems. The potential of ADS for the transmutation of nuclear wastes is confirmed, but we should continue the description of specific systems obtained through this approach. (author)

  3. Des concepts aux indicateurs du développement durable: multidimensionnalité et responsabilisation

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Gilles Allaire

    2004-01-01

    Full Text Available L’opérationnalisation du concept d’agriculture durable au moyen de la production d’indicateurs applicables à l’exploitation agricole pose de nombreuses difficultés en raison de l'intrication des dimensions spatiale et temporelle des problèmes et pratiques en jeu: les changements d’échelle sont alors problématiques. Les problèmes à traiter dans la perspective de plus de durabilité, compte tenu de leur nature publique, demandent d’être circonscrits à plusieurs niveaux: outre les niveaux global (biens publics mondiaux et local (activités privées, un niveau intermédiaire collectif et territorial est indispensable pour l’élaboration de solutions socialement acceptables.To deal with «sustainable agriculture» in practical ways needs to set up indicators. But such indicators are quite difficult to find out, due to the multi-scaled and inter-temporal dimensions of external effects of economic activities and especially of agricultural practices. Externalities issues, which are problems characterized by their public nature, have to be defined and sized at different levels: besides the global one (which concerns debates on global public goods and the local one (how sustainable are private activities, collective and territorial levels are also necessary to set up socially acceptable responses.

  4. Processing Th C{sub 2} - UC{sub 2} fuel extracted from high temperature reactors HTGCR; Etude du traitement des combustibles Th C{sub 2} - UC{sub 2} issus de reacteurs a haute temperature

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Derrien, C; Lessart, P; Pianezza, E; Verry, C; Villain, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1969-07-01

    The object of this investigation is solubilisation head-end (from crushing and grinding phase to non included first purification phase) of pulverulent ({sup 233}U/{sup 232}Th)C{sub 2} (200 - 500 microns diameter) contained in a graphite matrix extracted from a 4.10{sup 13} n.cm{sup -2}.s{sup -1} thermalized neutrons average flux with an irradiation of 80000 MWjT{sup -1} HTGCR reactor. After having succinctly described different bibliographic processes we have chosen the burn - leach of reactor fuel and graphite matrix containing it. The technology of burner is original in nuclear field and still more by utilizing ultra-sounds to intensify burning reaction and to minimize the weight of unburnables. The mixture of ThO{sub 2}, U{sub 3}O{sub 8}, and fission products oxides is solubilized by boiling HNO{sub 3} 13 M + HF 0.05 M. This process is profit-learning in a thorium recuperation and reprocessing point of view. In the contrary-case it would be interesting to consider a dry-process which would permit to separate solid ThF{sub 4} from gaseous UF{sub 6}. (authors) [French] Cette etude a pour objet le traitement initial de mise en solution ou 'head-end' (allant de la phase broyag-concassage a la phase de premiere purification exclue) d'un combustible ({sup 233}U/{sup 232}Th)C{sub 2} pulverulent (de 200 a 500 {mu} de diametre) contenu dans une matrice de graphite issu d'un reacteur HTGCR surgenerateur a neutrons thermiques de flux moyen 4. l0{sup 13} n.cm{sup -2}.s{sup -1} et taux d'irradiation 80000 MWjT{sup -1}. Apres exposition succincte des differents procedes bibliographiques decrits, nous avons finalement choisi le traitement par combustion-attaque ('Burn-Leach') du combustible et de la matrice etanche graphite qui le contient. La technologie du bruleur est originale dans le domaine nucleaire d'autant qu'elle utilise les ultra-sons pour ameliorer le rendement de la reaction de combustion et reduire au minimum le poids des imbrules. Le melange ThO{sub 2}, U{sub 3}O

  5. Preliminary studies of vanadium-base alloys intended for use in fabrication of cans for fast reactors; Etudes preliminaires sur les alliages a base de vanadium envisages pour la fabrication de gaines de reacteurs rapides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Conte, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-03-15

    Preliminary research has been carried out on a series of vanadium-based alloys: V, 0.5 per cent Si; V, 5 per cent Ca; V, 5 per cent Mo; V, 5 per cent Nb; V, 2 per cent Zr; V, 20 per cent Ti; V, 10 per cent Al; V, 10 per cent Sn and v, 10 per cent Ti liable to be used as canning material in fast reactors. The transformation by forging at about 1000 deg. C and rolling between 200 deg. C and room temperature is satisfactory for all types of alloys except V with 10 per cent Sn and V with 10 per cent Al. The mechanical properties deduced from tensile strength tests carried out on alloy samples annealed 1 hour at 1050 deg. C in a vacuum show that, generally speaking, the addition elements lead to an improvement in these properties as compared to those of pure vanadium. After undergoing corrosion tests in a liquid sodium loop purified by a cold trap, the alloys become brittle at room temperature. Only the vanadium containing 20 per cent Ti keeps its plastic properties. These alloys are covered by a layer of vanadium carbide VC. After undergoing treatment in a liquid sodium loop purified by a hot trap, all the alloys keep their good mechanical characteristics. The surface layer with which they are covered is composed of two vanadium carbides VC and {sub {gamma}}VC, and a vanadium sub-oxide VO{sub 0.9}. (author) [French] Des etudes preliminaires ont ete faites sur une serie d'alliages a base de vanadium: V-0,5 pour cent Si, V-5 pour cent Ca, V-5 pour cent Mo, V-5 pour cent Nb, V-2 pour cent Zr, V-20 pour cent Ti, V-10 pour cent Al, V-10 pour cent Sn et V-10 pour cent Ti susceptibles d'etre utilises comme materiau de gainage pour les reacteurs rapides. La transformation par forgeage a 1000 deg. C environ et laminage entre 200 deg. C et la temperature ambiante est satisfaisante pour toutes les nuances d'alliage sauf le V-10 pour cent Sn et le V-10 pour cent Al. Les proprietes mecaniques deduites des essais de traction realises sur des eprouvettes d'alliages recuits 1 heure a

  6. Multi-physic simulations of irradiation experiments in a technological irradiation reactor; Modelisation pluridisciplinaire d'experiences d'irradiation dans un reacteur d'irradiation technologique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bonaccorsi, Th

    2007-09-15

    A Material Testing Reactor (MTR) makes it possible to irradiate material samples under intense neutron and photonic fluxes. These experiments are carried out in experimental devices localised in the reactor core or in periphery (reflector). Available physics simulation tools only treat, most of the time, one physics field in a very precise way. Multi-physic simulations of irradiation experiments therefore require a sequential use of several calculation codes and data exchanges between these codes: this corresponds to problems coupling. In order to facilitate multi-physic simulations, this thesis sets up a data model based on data-processing objects, called Technological Entities. This data model is common to all of the physics fields. It permits defining the geometry of an irradiation device in a parametric way and to associate information about materials to it. Numerical simulations are encapsulated into interfaces providing the ability to call specific functionalities with the same command (to initialize data, to launch calculations, to post-treat, to get results,... ). Thus, once encapsulated, numerical simulations can be re-used for various studies. This data model is developed in a SALOME platform component. The first application case made it possible to perform neutronic simulations (OSIRIS reactor and RJH) coupled with fuel behavior simulations. In a next step, thermal hydraulics could also be taken into account. In addition to the improvement of the calculation accuracy due to the physical phenomena coupling, the time spent in the development phase of the simulation is largely reduced and the possibilities of uncertainty treatment are under consideration. (author)

  7. Development of Non-Metallic Fuel Elements for a High-Temperature Gas-Cooled Reactor; Mise au point d'elements combustibles non metalliques pour un reacteur a haute temperature, refroidi par un gaz; Razrabotka nemetallicheskikh teplovydelyashchikh ehlementov dlya vysokotemperaturnogo reaktora s gazovym okhlazhdeniem; Elementos combustibles no metalicos para un reactor de temperatura elevada refrigerado por gas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Liebmann, B.; Schafer, L.; Spener, G. [NUKEM, Nuklear-Chemie und -Metallurgie G.m.b.H., Wolfgang bei Hanau, Federal Republic of Germany (Germany)

    1963-11-15

    In connection with fuel element development work for the high-temperature gas-coolcd reactor of the Brown-Boveri/Krupp Reaktorbau G.m.b.H., two different fuel element concepts were considered and developed. In both cases the fuel element consists of a graphite ball of 6 cm in diam. which contains the fuel insert, a cylindrical pellet of about 20 mm in diam. and 16 mm in height. The two concepts differ in the type of the.fuel insert as well as in the preparation of the graphite ball. In the first concept the fuel insert consists of a mixture of UC{sub 2} and graphite which is prepared by blending U{sub 3}O{sub 8} and graphite, pressing them into pellets and reacting the two components in a vacuum furnace at 1800{sup o}C. The atomic ratio of U : C is 1:45. Since this type of fuel pellet does not retain the fission products completely the surrounding graphite sphere had to be made impervious to fission products by impregnation in order to obtain a fission-product retaining element. Permeabilities of the order of 10{sup -6}cm{sup 2}/s could be achieved. In the second concept the fuel insert consists of a solid solution of UC in ZrC and is coated with a layer of ZrC. The molar ratio of UC to ZrC is 1 : 20. The fuel pellet preparation was accomplished by the following procedure: UO{sub 2}, ZrO{sub 2}, and graphite were mixed and pressed into pellets. The pellets were reacted to the carbides. Ball milling of the carbides was followed by hot pressing at temperatures o f 2000{sup o}C. Densities of more than 95% of the theoretical density could be achieved. A full description of the preparation and of some physical properties of the fuel pellets is given in the paper. A sufficient fission gas retention behaviour of this type of fuel insert which allows it to be put into unimpregnated graphite balls is expected. Other advantages of this kind of fuel are discussed. (author) [French] Dans le cadre des etudes de combustibles destines au reacteur a haute temperature, refroidi par

  8. Absolute NMR shielding scales and nuclear spin–rotation constants in {sup 175}LuX and {sup 197}AuX (X = {sup 19}F, {sup 35}Cl, {sup 79}Br and {sup 127}I)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Demissie, Taye B., E-mail: taye.b.demissie@uit.no; Komorovsky, Stanislav; Repisky, Michal; Ruud, Kenneth [Centre for Theoretical and Computational Chemistry, Department of Chemistry, UiT The Arctic University of Norway, N-9037 Tromsø (Norway); Jaszuński, Michał [Institute of Organic Chemistry, Polish Academy of Sciences, Kasprzaka 44, 01 224 Warszawa (Poland)

    2015-10-28

    We present nuclear spin–rotation constants, absolute nuclear magnetic resonance (NMR) shielding constants, and shielding spans of all the nuclei in {sup 175}LuX and {sup 197}AuX (X = {sup 19}F, {sup 35}Cl, {sup 79}Br, {sup 127}I), calculated using coupled-cluster singles-and-doubles with a perturbative triples (CCSD(T)) correction theory, four-component relativistic density functional theory (relativistic DFT), and non-relativistic DFT. The total nuclear spin–rotation constants determined by adding the relativistic corrections obtained from DFT calculations to the CCSD(T) values are in general in agreement with available experimental data, indicating that the computational approach followed in this study allows us to predict reliable results for the unknown spin–rotation constants in these molecules. The total NMR absolute shielding constants are determined for all the nuclei following the same approach as that applied for the nuclear spin–rotation constants. In most of the molecules, relativistic effects significantly change the computed shielding constants, demonstrating that straightforward application of the non-relativistic formula relating the electronic contribution to the nuclear spin–rotation constants and the paramagnetic contribution to the shielding constants does not yield correct results. We also analyze the origin of the unusually large absolute shielding constant and its relativistic correction of gold in AuF compared to the other gold monohalides.

  9. Smart Sensing of the Aux. Feed-water Pump Performance in NPP Severe Accidents Using Advanced GMDH Method

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    No, Young Gyu; Seong, Poong Hyun [KAIST, Daejeon (Korea, Republic of)

    2016-05-15

    In order to develop and verify the models, a number of data obtained by simulating station black out (SBO) scenario for the optimized power reactor 1000 (OPR1000) using MARS code were used. Most of monitoring systems for component have been suggested by using the directly measured data. However, it is very difficult to acquire data related to safety-critical component' status. Therefore, it is necessary to develop the new method that combines the data-based equipped with learning system and data miming technique. Many data-based modeling methods have been applied successfully to nuclear engineering area, such as signal validation, plant diagnostics and event identification. Also, the data miming is the process of analyzing data from different perspectives and summarizing it into useful information. In this study, the smart sensing technique was developed using advanced group method of data handing (GMDH) model. The original GMDH is an inductive self organizing algebraic model. The advanced GMDH model is equipped with a fuzzy concept. The proposed advanced GMDH model enhances the original GMDH model by reducing the effect of outliers and noise. The advanced GMDH uses different weightings according to their importance which is specified by the fuzzy membership grade. The developed model was verified using SBO accident simulation data for the OPR1000 nuclear power plant acquired with MARS code. Also, the advanced GMDH model was trained using the simulated development data and verified with simulated test data. The development and test data sets were independent. The simulation results show that the performance of the developed advanced GMDH model was very satisfactory, as shown in Table 1. Therefore, if the developed model can be optimized using diverse and specific data, it will be possible to predict the performance of Aux. feed water pump accurately.

  10. Les stratégies des investisseurs : des bords de ville aux bords de mer

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Sophie Cueille

    2004-03-01

    Full Text Available L’architecture de la villégiature a un prix. Construire des villes nouvelles, qu’elles soient balnéaires, thermales ou périurbaines, induit la mise en place de réseaux ferroviaires et viaires, d’édifices dévolus à la détente, les soins ou les jeux, d’hôtels et de maisons. Quels sont les investisseurs qui engagent d’importants financements en ces lieux ? Personnages de la vie politique, industrielle et bancaire, le plus souvent parisiens, tous se saisissent des besoins de la nouvelle société bourgeoise montante, consommatrice de loisirs dès le milieu du XIXe siècle. Si certains projets peuvent être initialement teintés d’une certaine forme de philanthropie, toutes les opérations deviennent très vite de véritables entreprises lucratives. Sociétés civiles en tous genres, concessions et affermages, les formules d’investissement s’adaptent au produit où souvent se mêlent intérêts publics et privés. La réussite de tels projets suscite également le financement de campagnes publicitaires importantes : journaux, affiches et guides sont publiés pour faire accourir la clientèle visée et ainsi rapporter aux investisseurs les profits escomptés.

  11. Aux Débuts de la syntaxe structural: Tesnière et la construction d’une syntaxe

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Pierre Swiggers

    1994-12-01

    Full Text Available “…il est parfaitement possible de constituer une syntaxe sur des données purement syntaxiques et en dehors de toute morphologie. Certes, le système proposé (... est loin d'être parfait. Mais on ne saurait le taxer d'arbitraire, prétendre qu'il dépasse la réalité des données, et n'y voir qu'une vue personnelle et subjective de son auteur (... Pour être plus abstraits et plus difficiles à saisir que Jes faits morphologiques, Jes faits syntaxiques n'en ont pas moins une réalité objective. Et ceux qui voudront Jes étudier pour édifier la syntaxe qui nous manque encore peuvent être en tout cas assurés de construire sur un terrain solide" (Lucien Tesniere, "Comment construire une syntaxe''., p. 229. Le projet tesniérien d'une syntaxe structurale - aboutissant aux Élements de syntaxe structurale (1959, deuxieme ed. 1966, ouvrage posthume - a sa propre histoire. Une histoire qui la rattache d'ailleurs à un courant de pensee international, qui se manifeste dans l'reuvre de Bally,2 Jespersen,3 Sapir,4 Brunot,5 Brøndal 6 et Hjelmslev,7 et qui s'articule autour de la problématique des classes de mots. En fait, ce courant de pensée se présente en premier lieu comme une critique du système des parties du discours: celles-ci ne sont guère des composantes du discours, au sens où elles constitueraient les bases constructives du discours, mais elles sont en fait des parties du système de la langue. Il importe done de franchir le pas, à partir d'elles, vers l'organisation de la phrase.

  12. Le projet Petits Films : du retour aux participants à la valorisation des données

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Piccoli Vanessa

    2015-01-01

    Full Text Available En 2014, au sein du laboratoire ICAR (équipe InSitu / Cellule Corpus Complexe un projet appelé “Petits Films” a été conduit avec une double finalité : confectionner des petits films à partir de trois différents corpus et parallèlement mener une réflexion sur les modalités de réalisation, les finalités et les contraintes de ce type de réalisation. On considère que dans le domaine de l’analyse conversationnelle, dans lequel les chercheurs recourent de plus en plus à des corpus de données vidéo, la réalisation d’un petit film peut représenter non seulement un retour pour les participants, mais aussi un moyen de valorisation du corpus, d’un type d’approche en linguistique et plus largement de l’activité du laboratoire de recherche. Grâce à leur forme agréable et à leur courte durée, les petits films sont conçus pour la diffusion et la valorisation des méthodologies et des recherches, ils sont accessibles pour un large public, même de non-experts. Cependant, il est nécessaire de réfléchir aux questions juridiques et déontologiques que soulève cette opération.

  13. The purification by ion exchange resins of the heavy water la the reactors EL1 and EL2. B - study of the general properties of the resins used; Purification par resines echangeuses d'ions de l'eau lourde de reacteurs EL1 et EL2. B - etude des proprietes generales des resines utilisees

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fourre,; Platzer, [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    Within the programme of the pile heavy water purification project, organized by the stable Isotopes Section, we have carried out a certain number of tests on ion exchange resins. The problem posed by the stable Isotopes Section was to determine the conditions of utilisation of ion exchange resins, knowing that they would be employed in a system branching off the heavy water circuit in the piles. These investigations were carried out in close collaboration with the stable Isotopes Section, and were guided chiefly by the extremely short delay permitted between the laboratory study and its application to the piles. The tests are divided into two groups: 1- General properties of the resins. 2- Utilisation of the resins, particularly in an apparatus similar to those mounted on the piles but of smaller dimensions. (author) [French] Dans le cadre du projet d'epuration de l'eau lourde des piles, traite par la Section des Isotopes stables, nous avons fait un certain nombre d'essais sur les resines echangeuses d'ions. Le probleme pose par la Section des Isotopes stables etait de determiner les conditions d'utilisation des resines echangeuses d'ions sachant qu'elles devraient etre employees dans un appareil place en derivation sur le circuit d'eau lourde des piles. L'ensemble de l'etude a ete mene en collaboration etroite avec la Section des Isotopes stables et a ete guide principalement par le delai extremement court dans lequel l'etude de laboratoire devait etre appliquee aux piles. Les essais se divisent en deux groupes: 1- Proprietes generales des resines. 2- Utilisation des resines, en particulier dans un appareil analogue a ceux montes sur les piles, mais de dimensions reduites. (auteur)

  14. Acquisition de donnees a haute resolution et faible latence dediee aux capteurs avioniques de position

    Science.gov (United States)

    Koubaa, Zied

    The communication network and the detection mechanisms are two critical systems in a plane. Their performance has a direct impact on aircrafts. This is of particular interest for avionics designers, who have increasingly invested more and more in the development of these elements. As a part of a project in this domain, we introduce the design and the development of a smart interface for position sensors dedicated to flights (Smart Sensor Interface - SSI). This interface will serve to connect sensors of different technologies (electromagnetic, optical and MEMS) to the new communication network, AFDX. The role of this interface is to generate an appropriate excitation signal for certain types of sensors (R/LVDT), and to treat, demodulate, and digitize their output signals. The proposed interface is thus composed of a Signal Acquisition Path (SAP) and an Excitation Signal Generation (ESG). By adopting the Integrated Modular Avionics architecture (IMA), we can minimize the size of the classic interface, reduce its energy consumption and improve its reliability and its performance. The focus of our design is particularly on the Data Acquisition Path (DAP). An Architecture characterized by a high resolution (14 bits) and a low latency (1.2 ms) of this module is introduced and developed in this prestigious work. This architecture was developed after a wellconducted study of existing solutions found in literature work and a detailed analysis of the problems arise in the design and implementation of this system (DAP). The conversion of the sensor signal into a digital signal is the most important step in acquiring data, as it sets the resolution of the acquired information and generates the majority of its latency. This module can also affect the reliability and stability of the system. Among different models and architectures, the Delta-Sigma analog-to-digital converter (ADC) is preferred for this application (for better resolution). This converter is formed by an analog

  15. Effect of the plutonium isotopic composition on the performance of fast reactors; Effet de la composition isotopique du plutonium sur le rendement de reacteurs a neutrons rapides; Vliyanie izotopnogo sostava plutoniya na rabotu reaktorov na bystrykh nejtronakh; Efectos de la composicion isotopica del plutonio sobre el funcionamiento de los reactores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Yiftah, S [Israel Atomic Energy Commission (Israel)

    1962-03-15

    The isotopic composition of plutonium to be used as fuel for fast reactors will depend on the source of plutonium. In principle three different sources are possible: (a) production reactors; (6) thermal power reactors (using natural uranium or enriched uranium as fuel); (c) fast reactor blankets. In general, source (a) and to some extent source (c) will provide relatively 'clean' plutonium, that is mostly Pu{sup 239}, while plutonium from source (6) will be 'dirty' plutonium, that is plutonium rich in Pu{sup 240}, Pu{sup 241}, and Pu{sup 242}. The degree of 'dirtiness' will depend on the kind of reactor, amount of burn-up and in general on the irradiation history of the fuel. The question then arises, can one use as fuel for fast reactors any kind of plutonium? To investigate the effect of different isotopic composition of the plutonium fuel, in the metallic, oxide and carbide form, on the performance of fast reactors, a limited series of spherical geometry 16-group diffusion theory calculations were performed, using the 16-group cross-section set developed recently by Yiftah, Okrent and Moldauer and taking three different kinds of plutonium, starting with pure Pu{sup 239} and increasing the amount of higher isotopes. For the systems studied-800, 1500 and 2500-l core-volumes, which are typical for large fast power reactors-the result is, when one takes into account only the thermally fissionable isotopes Pu{sup 239} arid Pu{sup 241}, that the 'dirtier' the plutonium, the smaller the critical mass and the higher the breeding ratio. For the 1500-l reactor, taken as an example, it is further found that in the metallic, oxide and carbide plutonium fuels the reactivity change upon removal of 40% of the sodium initially present in the core is made more negative (or less positive) when the plutonium is richer in higher isotopes. (author) [French] La composition isotopique du plutonium qui doit etre utilise comme combustible dans des reacteurs a neutrons rapides depend de

  16. Transport and turbulence in a magnetized plasma (application to tokamak plasmas); Transport et turbulence dans un plasma magnetise (application aux plasmas de tokamaks)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sarazin, Y

    2004-03-01

    This document gathers the lectures made in the framework of a Ph.D level physics class dedicated to plasma physics. This course is made up of 3 parts : 1) collisions and transport, 2) transport and turbulence, and 3) study of a few exchange instabilities. More precisely the first part deals with the following issues: thermonuclear fusion, Coulomb collisions, particles trajectories in a tokamak, neo-classical transport in tokamaks, the bootstrap current, and ware pinch. The second part involves: particle transport in tokamaks, quasi-linear transport, resonance islands, resonance in tokamaks, from quasi to non-linear transport, and non-linear saturation of turbulence. The third part deals with: shift velocities in fluid theory, a model for inter-change instabilities, Rayleigh-Benard instability, Hasegawa-Wakatani model, and Hasegawa-Mima model. This document ends with a series of appendices dealing with: particle-wave interaction, determination of the curvature parameter G, Rossby waves.

  17. Supporting interpretation of dynamic simulation. Application to chemical kinetic models; Aides a l`interpretation de simulations dynamiques. Application aux modeles de cinetique chimique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Braunschweig, B

    1998-04-22

    Numerous scientific and technical domains make constant use of dynamical simulations. Such simulators are put in the hands of a growing number of users. This phenomenon is due both to the extraordinary increase in computing performance, and to better graphical user interfaces which make simulation models easy to operate. But simulators are still computer programs which produce series of numbers from other series of numbers, even if they are displayed graphically. This thesis presents new interaction paradigms between a dynamical simulator and its user. The simulator produces a self-made interpretation of its results, thanks to a dedicated representation of its domain with objects. It shows dominant cyclic mechanisms identified by their instantaneous loop gain estimates, it uses a notion of episodes for splitting the simulation into homogeneous time intervals, and completes this by animations which rely on the graphical structure of the system. These new approaches are demonstrated with examples from chemical kinetics, because of the energic and exemplary characteristics of the encountered behaviors. They are implemented in the Spike software, Software Platform for Interactive Chemical Kinetics Experiments. Similar concepts are also shown in two other domains: interpretation of seismic wave propagation, and simulation of large projects. (author) 95 refs.

  18. Non-linear vibrations of cracked structures: application to turbine rotors; Vibrations non-lineaires des structures fissurees: application aux rotors de turbines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    El Arem, S.

    2006-01-15

    The aim of this work is to study the dynamic response of a cracked rotor to establish some possibilities for early on line crack detection. First, a review on experimental, numerical and analytical works on the dynamics of cracked rotors is given. Then, an original method of calculating the behavior of a cracked beam section in bending with shearing effects is presented. The nonlinear behavior relations are derived from a three-dimensional model taking into account the unilateral contact conditions on the crack's lips. Based on an energy formulation, this method could be applied to any geometry of crack. The exploration by different numerical integration methods of the vibratory response of some models of cracked rotors is presented in the third chapter of this thesis. The un-cracked parts of a rotor are represented by elements of bar or beam type, and the cracked section by a nonlinear spring taking into account the breathing mechanism of the cracks. At the end of this part, an original method of construction of a finite element of a cracked beam is presented. The final chapter is devoted to the analytical study of the system with 2 degrees of freedom. The breathing mechanism of the crack is taken into account by considering specific periodic variation of the global stiffness of the system. The differential equations system is solved using the harmonic balance method. The linear stability of the periodic solutions is studied by the Floquet theory. Some vibratory parameters are proposed as crack indicators. (author)

  19. Deformable object model and simulation. Application to lung cancer treatment; Modelisation et simulation parametrable d'objets deformables. Application aux traitements des cancers pulmonaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Baudet, V

    2006-06-15

    Ionising treatment against cancers such as conformal radiotherapy and hadron therapy are set with error margins that take into account statistics of tumour motions, for instance. We are looking for reducing these margins by searching deformable models that would simulate displacements occurring in lungs during a treatment. It must be personalized with the geometry obtained from CT scans of the patient and also it must be parameterized with physiological measures of the patient. In this Ph. D. thesis, we decided to use a mass-spring system to model lungs because of its fast and physically realist deformations obtained in animation. As a starting point, we chose the model proposed by Van Gelder in order to parameterize a mass-spring system with rheological characteristics of an homogeneous, linear elastic isotropic material in two dimensions (2D). However, we tested this model and proved it was false. Hence we did a Lagrangian study in order to obtain a parametric model with rectangular in 2D (cubic in 3D) elements. We also determined the robustness by testing with stretching, inflating, shearing and bending experiments and also by comparing results with other infinite element method. Thus, in this Ph.D. thesis, we explain how to obtain this parametric model, and how it will be linked to physiological data and how accurate it will be. (author)

  20. Application of the 2910 by-law to coal-fired heating plants; Application de l`arrete 2910 aux chaudieres a charbon

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hing, K. [CDF Energie (France)

    1997-12-31

    This paper analyzes the impact of the new French regulation about medium power thermal equipments on small coal-fired combustion installations (2 - 20 MW) in particular concerning the limit values of SO{sub 2}, NO{sub x} and dust emissions. (J.S.)

  1. General load function in geo-mechanics: application to underground works; Fonction de charge generale en geomecanique: application aux travaux souterrains

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Maiolino, S

    2006-04-15

    This work deals both with the behavioral and numerical aspects of the mechanical response of a rock massif to the digging out of a tunnel. The comparison between existing criteria has permitted to stress on some key points, like the dependence of the criterion to the average stress and the extension ratio. A load function, easily identifiable with tests, with regular and convex properties, has been proposed which allows to take into account the shape of the Mohr envelope of the criterion and the extension ratio. Regularized forms of Mohr-Coulomb and Hoek-Brown criteria can thus be achieved. The development of this new criterion has been completed by the proposal of a numerical charts method which greatly speeds up the resolution. For the proposed criterion, the physical problem is equivalent to a purely geometrical problem in polar coordinates in the plan. Numerical charts can thus be built which allow to find immediately the value of plastic deformations and to greatly reduce the processing time. Tunnel calculation methods have been the object of a bibliographic synthesis, specifying the domains and limitations of use of tunnel dimensioning methods used by engineers. The modeling of tunnels excavation has been performed with the stationary algorithm designed for the calculation of systems submitted to mobile loads. This algorithm has been adapted to integrate the new criterion and the numerical charts system. These tools have been validated using a real case study and data supplied by the French national agency of radioactive waste management (ANDRA) in the framework of the MODEX-REP European project (5. Euratom plan). The study of these data has permitted to define a rock wear variable, easily identifiable and allowing to parameterize the damaged rock criterion. (J.S.)

  2. Behaviour and lifetime of multi-perforated parts: application to turbine blades; Comportement et duree de vie des pieces multiperforees: application aux aubes de turbine

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cardona, J.M.

    2000-12-15

    High-pressure turbine blades are submitted to very high thermal and mechanical constraints but also variable with time, thus leading to combined fatigue and creep phenomena. Micro-channels are an efficient mean to reduce the global temperature of parts but they generate temperature gradients and stress concentrations which can be at the origin of cracks. Thus, geometrical singularities are important factors to take into consideration in the analysis of the behaviour and lifetime of HP turbine blades. A 3D calculation of a multi-perforated blade has been performed in isotropic and anisotropic elasticity and visco-plasticity conditions and in isothermal and aniso-thermal conditions. A dimensioning method for turbine blades, based on homogenization methods, has been proposed. It allows to replace the heterogenous area (the holes of the leading edge) by an equivalent homogenous medium having effective properties. This medium has been determined in elasticity using classical homogenization methods, and then in isotropic viscosity and in the monocrystal case using a pragmatic method. The preconized homogenization methods comprise a relocation step allowing to use the informations of the simplified calculation in order to apply suitable boundary conditions to a representative cell with a single cooling hole. Because the reference calculation gives the constraints-deformations status around the holes, the result given by the relocation method can be unambiguously evaluated. The limitations of such an approach in the case of strong stress gradients has been evidenced. In these conditions of operation, the classical homogenization methods are not suitable and the equivalent homogenous medium can be considered as a generalized continuous medium. A thermo-elasticity formulation of the second gradient is proposed. An experimental study has been carried out in parallel at the ONERA in order to analyze the influence of perforation on the behaviour and lifetime. Thermo-mechanical fatigue tests, taking into consideration the thermal gradients observed on a real structure, have been performed on coated monocrystalline test-pieces up to their rupture. These tests have been simulated by finite elements and a model of fatigue-creep-oxidation lifetime has been applied as a post-processing of the structure calculation. Therefore, calculation-experiment comparisons at the behaviour and lifetime level could be performed. (J.S.)

  3. Industrial applications of solar energy: deserts, seas, the Alps; Les applications industrielles de l'energie solaire: du desert aux Alpes en passant par la mer

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Allani, Y.

    2008-07-01

    In this set of presentation slides, after a review of worldwide energy resources the author presents his innovative technical solution aimed at contributing to future energy supply. An extra-flat solar concentrator was developed to produce industrial steam in the temperature range 150 to 300 {sup o}C. A prototype was operated on the site of the Federal Institute of Technology (EPFL) in Lausanne, Switzerland, for power generation at 12 kW{sub el}. In Ras al Khaimah, United Arab Emirates, the concept of the so-called Solar Island is to be tested. Construction work is underway. A floating circular platform will be equipped with parallel rows of extra-flat solar concentrators. The platform will rotate to follow the sun apparent movement and enhance the power output of the concentrators. A second project is presented that should be realised in the Swiss Alps. In this case the extra-flat concentrators will be mounted on existing steel constructions that prevent snow avalanches on steep grounds. The basic technical data of the two projects are given.

  4. Dynamic method for the measurement of Young'S modulus. Application to nuclear graphites; Methode de mesure dynamique du module d'Young. Application aux graphites nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pattou, F; Trutt, J C

    1963-07-01

    A dynamic method has been developed for measuring Young's modulus and the rigidity modulus using the 'Forster Elastomat'. The principle consists in the determination of the resonance frequencies of graphite samples submitted to transverse, longitudinal, and torsional vibrations. The first two modes of vibration make it possible to calculate the elasticity modulus or the Young's modulus E, the third mode makes possible the calculation of the rigidity modulus G. The relationships from which the moduli E and G are measured are given. A systematic study has been made of graphite samples produced by extrusion or compression and submitted afterwards to one or several impregnations with pitch. For graphites made from the same coke by the same method, a linear relationship has been found for Young's modulus as a function of the apparent density. For the same apparent density, graphites made from different starting materials have generally different Young's moduli that bear a relationship to the crystalline characteristics of the material. The measurements of the rigidity modulus C made on different graphites also show the influence of crystallite orientation. (authors) [French] Une methode de mesure dynamique du module d'Young et du module de rigidite du graphite utilisant 'l'Elastomat Forster' a ete mise au point. Le principe consiste a determiner les frequences de resonance d'echantillons de graphite soumis a des vibrations transversales, longitudinales et de torsion. Les deux premiers modes de vibration permettent de calculer le module d'elasticite ou module d'Young E, le troisieme mode de vibration permet de calculer le module de rigidite G. Apres avoir decrit la methode de mesure, on rappelle les relations qui permettent de calculer les modules E et G. L'etude systematique d'echantillons de graphite, fabriques par filage ou pressage et ayant subi eventuellement une ou plusieurs impregnations au brai a ete effectuee. Pour les graphites issus du meme coke et fabriques selon un mode determine, une relation lineaire, module d'Young - densite apparente a ete mise en evidence. A densite apparente egale, des graphites realises avec des produits de base differents possedent generalement des modules d'Young differents en relation avec les caracteristiques cristallines du materiau. Les mesures du module de rigidite C faites sur differents graphites, montrent egalement l'influence de l'orientation des cristallites. (auteurs)

  5. Comprehensive genome-wide analysis of the Aux/IAA gene family in Eucalyptus: evidence for the role of EgrIAA4 in wood formation.

    Science.gov (United States)

    Yu, Hong; Soler, Marçal; San Clemente, Hélène; Mila, Isabelle; Paiva, Jorge A P; Myburg, Alexander A; Bouzayen, Mondher; Grima-Pettenati, Jacqueline; Cassan-Wang, Hua

    2015-04-01

    Auxin plays a pivotal role in various plant growth and development processes, including vascular differentiation. The modulation of auxin responsiveness through the auxin perception and signaling machinery is believed to be a major regulatory mechanism controlling cambium activity and wood formation. To gain more insights into the roles of key Aux/IAA gene regulators of the auxin response in these processes, we identified and characterized members of the Aux/IAA family in the genome of Eucalyptus grandis, a tree of worldwide economic importance. We found that the gene family in Eucalyptus is slightly smaller than that in Populus and Arabidopsis, but all phylogenetic groups are represented. High-throughput expression profiling of different organs and tissues highlighted several Aux/IAA genes expressed in vascular cambium and/or developing xylem, some showing differential expression in response to developmental (juvenile vs. mature) and/or to environmental (tension stress) cues. Based on the expression profiles, we selected a promising candidate gene, EgrIAA4, for functional characterization. We showed that EgrIAA4 protein is localized in the nucleus and functions as an auxin-responsive repressor. Overexpressing a stabilized version of EgrIAA4 in Arabidopsis dramatically impeded plant growth and fertility and induced auxin-insensitive phenotypes such as inhibition of primary root elongation, lateral root emergence and agravitropism. Interestingly, the lignified secondary walls of the interfascicular fibers appeared very late, whereas those of the xylary fibers were virtually undetectable, suggesting that EgrIAA4 may play crucial roles in fiber development and secondary cell wall deposition. © The Author 2015. Published by Oxford University Press on behalf of Japanese Society of Plant Physiologists. All rights reserved. For permissions, please email: journals.permissions@oup.com.

  6. Introduction to the study of an optimal control for irradiation loops of the reactor Pegase; Introduction a l'etude d'une commande optimale des boucles d'irradiation du reacteur Pegase

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Guintrand, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1968-07-01

    The control system under consideration is made up of: a regulation unit consisting of a conventional nonlinear looped circuit for static tests, a cycling unit operating in open loop for dynamic tests. After a definition of a mathematical model for an irradiation loop, the behaviour of the regulation unit is studied, first of all theoretically using three-dimensional topological methods, and then by analogue simulation. A prototype unit is under construction and its principal characteristics are given. Finally, as far as the cycling unit is concerned, the first tests involving self-instruction technique, are described. (author) [French] Le systeme de commande envisage se compose de r: une unite de regulation se presentant sous la forme d'un circuit boucle classique non-lineaire, pour les essais statiques, une unite de cyclage fonctionnant en boucle ouverte, pour les essais dynamiques. Apres avoir defini un modele mathematique d'une boucle d'irradiation, on etudie le comportement de l'unite de regulation d'abord de facon theorique par les methodes topologiques a trois dimensions, puis par une simulation analogique. Une unite prototype est en cours de realisation, les principales caracteristiques en sont donnees. Enfin, en ce qui concerne l'unite de cyclage, les premiers essais effectues faisant appel aux techniques d'autoapprentissage, sont decrits. (auteur)

  7. Un projet de développement forestier au Niger : problèmes d'adaptation des objectifs initiaux aux contraintes de réalisation

    OpenAIRE

    Clément, Jean

    1986-01-01

    Comme tous les pays du Sahel, le Niger est affronté à de graves problèmes de désertification et de déboisement dont les causes sont diverses : sécheresses successives,intensification du paturage provoquée par l'accroissement des troupeaux, consommation accrue de bois de feu... Sur la base d'une population totale de 6 OOO OOO habitants, la consommation de bois de feu peut être estimée à environ 4 OOO OOO m3 qu'il faut comparer aux 3 OOO OOO m3 d'accroissement en volume annuel des peuplements n...

  8. De la production fruitière intégrée à la gestion écologique des vergers aux Antilles

    OpenAIRE

    Lavigne, Claire; Lesueur-Jannoyer, M.; de Lacroix, S.; Chauvet, G.; Lavigne, A.; Dufeal, D.

    2011-01-01

    La forte anthropisation aux Antilles françaises, la pression des monocultures de banane et de canne à sucre, et l'usage immodéré de pesticides, ont abouti à la pollution persistante d'une partie importante des sols de la SAU ainsi que des eaux de rivière et des nappes phréatiques. Si, dans les dix dernières années, la recherche de moyens de lutte biologique contre les insectes a été prioritaire, la lutte contre les adventices continue d'être un problème central pour les arboriculteurs qui ne ...

  9. Cartographie de la vulnérabilité globale d'une population citadine face aux risques naturels: le cas de Manizales

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Anne-Catherine CHARDON

    1994-12-01

    Full Text Available Cette méthode cartographique sert à évaluer la vulnérabilité de la population d’une grande ville andine (Manizales, Colombie, exposée aux séismes et à de fréquents glissements de terrain. Sept facteurs naturels et huit facteurs socio-économiques, mesurés à l’échelle du quartier, sont intégrés, avec d’autre facteurs géographiques, dans une carte de vulnérabilité globale.

  10. La participation des personnes utilisatrices aux exercices de planification et d'organisation des services de santé mentale au Québec

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Michèle Clément

    2013-10-01

    Full Text Available Cet article documente la manière dont s'est renouvelé et s'est transformé au fil du temps le projet de faire participer les usagers aux exercices de planification et d'organisation des services de santé mentale au Québec (Canada. Pour ce faire, les auteurs reviennent sur l'ensemble des documents ministériels qui ont traité de cette question et dégage, pour les principaux moment-clés, les principales modalités de participation des usagers.

  11. Le recours aux modeles dans l'enseignement de la biologie au secondaire : Conceptions d'enseignantes et d'enseignants et modes d'utilisation

    Science.gov (United States)

    Varlet, Madeleine

    Le recours aux modeles et a la modelisation est mentionne dans la documentation scientifique comme un moyen de favoriser la mise en oeuvre de pratiques d'enseignement-apprentissage constructivistes pour pallier les difficultes d'apprentissage en sciences. L'etude prealable du rapport des enseignantes et des enseignants aux modeles et a la modelisation est alors pertinente pour comprendre leurs pratiques d'enseignement et identifier des elements dont la prise en compte dans les formations initiale et disciplinaire peut contribuer au developpement d'un enseignement constructiviste des sciences. Plusieurs recherches ont porte sur ces conceptions sans faire de distinction selon les matieres enseignees, telles la physique, la chimie ou la biologie, alors que les modeles ne sont pas forcement utilises ou compris de la meme maniere dans ces differentes disciplines. Notre recherche s'est interessee aux conceptions d'enseignantes et d'enseignants de biologie au secondaire au sujet des modeles scientifiques, de quelques formes de representations de ces modeles ainsi que de leurs modes d'utilisation en classe. Les resultats, que nous avons obtenus au moyen d'une serie d'entrevues semi-dirigees, indiquent que globalement leurs conceptions au sujet des modeles sont compatibles avec celle scientifiquement admise, mais varient quant aux formes de representations des modeles. L'examen de ces conceptions temoigne d'une connaissance limitee des modeles et variable selon la matiere enseignee. Le niveau d'etudes, la formation prealable, l'experience en enseignement et un possible cloisonnement des matieres pourraient expliquer les differentes conceptions identifiees. En outre, des difficultes temporelles, conceptuelles et techniques peuvent freiner leurs tentatives de modelisation avec les eleves. Toutefois, nos resultats accreditent l'hypothese que les conceptions des enseignantes et des enseignants eux-memes au sujet des modeles, de leurs formes de representation et de leur approche

  12. The 'Reacteur Jules Horowitz': The preliminary design

    International Nuclear Information System (INIS)

    Ballagny, A.; Frachet, S.; Minguet, J.L.; Leydier, C.

    1999-01-01

    The 'Reactor Jules Horowitz' is a new research reactor project dedicated to materials and nuclear fuels testing, the location of which is foreseen at the CEA-Cadarache site, and the start-up in 2008. The launching of this project arises from a double finding: 1) the development of nuclear power plants aimed at satisfying the energy needs of the next century cannot be envisaged without the disposal of experimental reactors which are unrivalled for the validation of new concepts of nuclear fuels, materials, and components as well as for their qualification under irradiation. 2) the present park of experimental reactors is 30 to 40 years old and it is advisable to examine henceforth the necessity and the nature of a new reactor to take over and replace, at the beginning of next century, the reactors shut-down in the mean time or at the very end of their lives. Within this framework, the CEA has undertaken, in the last years, a reflection on the mid and long term irradiations needs, to determine the main features and performances of this new reactor. The concept of the reactor will have to fulfil the thermal neutron irradiation requirements as well as the fast neutron experimental needs, with a great potential versatility for any new irradiation programs. The selected reactor project, among several different concepts, is finally a light water open pool concept, with 100 MW thermal power. It could reach neutronic fluxes twice those of present French reactors, and allows many irradiations in the core and around the core, under high neutron fluxes. The reactor will satisfy the highest level of safety in full accordance with international safety recommendations and French safety approach for this kind of nuclear facility, thus giving an added safety margin keeping in mind the versatility of research reactors. The feasibility studies have been focused on the main items, and have permit to determine: the core and fuel designs, with added pressurisation; the different core surrounding structures in connection with the core studies; overall layout of the reactor/auxiliary pools and reactor building. (author)

  13. La chasse aux axions

    CERN Multimedia

    Robilliard, Cécile

    2009-01-01

    Since three years, physicists double efforts to catch an hypothetical particle that would not interact - or little - with the matter. Its detection would resolve a lot of problems in the filed of particle physics and cosmology. (4 pages)

  14. Des Connaissances Aux Politiques

    International Development Research Centre (IDRC) Digital Library (Canada)

    Les synergies ont été mises en commun au fur et à mesure des progrès de la recherche. .... Recherche normative (sur le rôle et la performance des institutions .... Système national d'information sur la gestion environnementale connecté à 19 ...... Un fort contrôle centralisé sur l'élaboration des politiques nationales peut ...

  15. Optimization by simulation of the coupling between a sub-critical reactor and its spallation source. Towards a pilot reactor; Optimisation par simulation du couplage entre un reacteur sous-critique et sa source de spallation. Application a un demonstrateur

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kerdraon, D

    2001-10-01

    Accelerator Driven Systems (ADS), based on a proton accelerator and a sub-critical core coupled with a spallation target, offer advantages in order to reduce the nuclear waste radiotoxicity before repository closure. Many studies carried out on the ADS should lead to the definition of an experimental plan which would federate the different works in progress. This thesis deals with the neutronic Monte Carlo simulations with the MCNPX code to optimize such a system in view of a pilot reactor building. First, we have recalled the main neutronic properties of an hybrid reactor. The concept of gas-cooled eXperimental Accelerator Driven System (XADS) chosen for our investigations comes from the preliminary studies done by the Framatome company. In order to transmute minor actinides, we have considered the time evolution of the main fuels which could be reasonably used for the demonstration phases. The neutronic parameters of the reactor, concerning minor actinide transmutation, are reported. Also, we have calculated the characteristic times and the transmutation rates in the case of {sup 99}Tc and {sup 129}I isotopes. We have identified some neutronic differences between an experimental and a power ADS according to the infinite multiplication coefficient, the shape factor and the level of flux to extend the demonstrator concept. We have proposed geometric solutions to keep the radial shape factor of a power ADS acceptable. In the last part, beyond the experimental XADS scope, we have examined the possible transition towards an uranium/thorium cycle based on Molten Salt Reactors using a power ADS in order to generate the required {sup 233}U proportion. (author)

  16. Détermination de quelques paramètres hématologiques chez les agriculteurs exposés aux pesticides dans la région de Tlemcen

    OpenAIRE

    SAIDI, Fatima Zohra

    2015-01-01

    Résumé Les pesticides représentent une large gamme de produits utilisés de façon très variable. Les agriculteurs sont aujourd'hui le groupe le plus exposé aux risques de contact avec les pesticides. L'objectif de notre travail consiste à mettre en évidence les altérations hématologiques chez les hommes agriculteurs disposés aux pesticides comparés aux hommes témoins. Un prélèvement sanguin est réalisé afin de déterminer quelques paramètres hématologiques (FNS, numérations cellu...

  17. Neutron Tests at the Start-Up of EDF1; Les essais neutroniques au demarrage du reacteur EDF1; Nejtronnye izmereniya pri puske reaktora EDF1; Ensayos neutronicos efectuados durante la puesta en marcha del reactor EDF1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Teste du Bailler, A. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France); Janin, R. [Electricite de France, Paris (France)

    1963-10-15

    A series of neutron measurements, for which the principal experimental methods perfected at the Marcoule reactors were used, was carried out at the start-up of EDF1. The measurements were designed mainly to determine the efficiency of the control rods at different depths of insertion. From them a rod-withdrawal configuration was derived which allowed full-power operation without infringing certain limitations on cladding and gas temperatures. At the same time flux measurements were made for different shim-rod positions and different absorber loadings in certain channels. These measurements based on preliminary two-dimensional calculations, were obtained by activation of point detectors,using the standard technique of air poisoning. At certain temperature plateaus (up to 140{sup o}C), measurements of temperature coefficients and control-rod efficiency were made. Spectrum index measurements were carried out at the same time by activation of appropriate detectors (U, Pu, Lu, Mn, In, Au). The oscillation technique was used to measure the efficiency of certain shim rods. Finally, fast-neutron measurements were made in connection with studies of shielding and graphite damage. (author) [French] Une serie de mesures neutroniques utilisant les principales methodes experimentales mises au point sur les reacteurs de Marcoule a ete effectuee au cours du demarrage d'EDF1. Les mesures portent essentiellement sur l 'efficacite des barres de controle a diffe