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

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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

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

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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)

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

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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

Materials Control in the Fabrication of Enriched Uranium Fuels; Controle des Matieres au Cours de la Fabrication des Combustibles a Base d'Uranium Enrichi; Uchet materialov pri izgotovlenii topliva na obogashchennom urane; Control de Materiales en la Elaboracion de Combustibles de Uranio Enriquecido

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Cardwell, Jr., R. G. [Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

1966-02-15

measurement were successfully used where alloy fuel content was critical. Scrap handling had an important effect on the materials balance, by which fuel content was confirmed and good accountability was assured. Records and handling procedures, including batching and physical marking methods, were formulated in a manner that assisted the fabricator in criticality control. (author) [French] Grace aux efforts intenses qui ont ete accomplis au cours des 15 dernieres annees dans le domaine de la technologie des elements de combustible par le Laboratoire national d'Oak Ridge, il a ete possible d'etablir des methodes rationnelles de fabrication et de controle des combustibles eraichis, qui trouvent une iaige application dans la fabrication industrielle des elements de combustible a l'heure actuelle. Des techniques eprouvees de manipulation du combustible enrichi en alliages, en dispersion et sous forme d'oxyde en vrac ont ete mises au point et appliquees a l'etude et a la' fabrication des prototypes d'elements combustibles utilises pour le demarrage du reacteur d'essai de materiaux, du reacteur a protection constituee par la masse du ra- lentisseur ou reacteur piscine, du reacteur de puissance transportable construit pat V, du reacteur protection en tour, du reacteur expose a la Conference de Geneve, du reacteur a haut flux pour la production de radioisotopes et du reacteur experimental refroidi par un gaz. L'experience acquise est la base du present memoire qui traite essentiellement des problemes de controle des matieres qui se posent au cours de la fabrication de differents types d'elements de combustible a base d'uranium enrichi et montre comment ils ont ete resolus. Les objectifs principaux d'un systeme rationnel de controle des matieres sont les suivants: 1. reduire le plus possible le nombre des postes matiere a controler; 2. etablir des releves distincts pour chacune des phases principales des operations et les coordonner de maniere a pouvoir relever les ecarts avec un

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

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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)

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

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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

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

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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

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

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

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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)

[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

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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

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

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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)

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)

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

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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

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

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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)

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

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

combustibles et des investissements specifiques nucleaires et classiques. Ces conditions de rentabilite conduisent a admettre pour les reacteurs ainsi utilises certaines caracteristiques techniques et economiques hors desquelles la competition est improbable. On situe, d'autre part, ces resultats par rapport au marche potentiel de la vapeur et de l'electricite et on est ainsi conduit a examiner certaines utilisations de la chaleur des centrales mixtes telles que l'alimentation de complexes industriels, de divers types de chauffage urbain ou du dessalement des eaux de mer. (auteurs)

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

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

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)

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

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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)

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

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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

Assessment of End-Plug Welding of Fuel Elements; Evaluation des Soudures Terminales des Elements Combustibles; Otsenka kachestva privarki kontsevoj probki toplivnykh ehlementov; Inspeccion de la Soldadura del Tapon Terminal de los Elementos Combustibles

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Nakamura, Y.; Aoki, T. [Tokai Refinery, Atomic Fuel Corporation (Japan)

1965-10-15

faites pour des elements combustibles du reacteur JRR-3. Il s'agit d'un reacteur de recherche de 10 MW, ralenti et refroidi 3 l'eau lourde, avec des elements combustibles en uranium metallique sous gaine d'aluminium. Comme ces elements n'ont qu'une liaison mecanique entre la gaine et l'ame, il peut exister une contrainte de traction aux bouchons de la gaine sous l'effet du gonflement de l'uranium par suite de l'irradiation. Le traitement thermique provoquera une contrainte analogue dans les soudures. Une corrosion preferentielle provoquee par l'eau chaude peut se produire dans le voisinage des soudures, a cause de la difference de microstructure. Il est essentiel d'assurer l'etancheite pendant et apres l'utilisation dans le reacteur. Des specimens specialement concus ont ete utilises pour les essais d'elasticite, les essais de fluage a haute temperature, les essais thermiques et le controle de la corrosion. Plusieurs sortes de soudures ont fait l'objet d'essais non destructifs avant les controles proprement dits et ont ete verifiees quant a l'etancheite a diverses periodes entre les controles. L'etude critique des resultats obtenus peut permettre de fixer des normes d'inspection, telles que la radiographie par rayons X et l'inspection visuelle des soudures des bouchons. Le memoire donne egalement d'autres resultats pour les elements combustibles avec gaine en Magnox ou en Zircaloy. (author) [Spanish] Es muy importante establecer una correlacion entre los resultados de los ensayos y el rendimiento en los reactores en servicio, asf como perfeccionar los correspondientes metodos de ensayo no destructivo. Ahora bien, resulta algo diffcil lograr la correlacion indicada a causa de los elevados gastos que ello supone y de la intensa radiactividad. Se han efectuado varios estudios fuera del reactor simulando las condiciones que reinan en el interior de este. En el presente documento se exponen algunos datos sobre los ensayos con elementos combustibles del reactor japones de

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

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

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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)

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

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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)

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)

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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

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

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

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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

Optimization of fuel cycles: marginal loss values; Optimisation des cycles de combustibles: valeurs marginales des pertes

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Gaussens, J [Commissariat a l' Energie Atomique, 75 - Paris (France); Lasteyrie, B de; Doumerc, J [Compagnie pour l' Etude et la Realisation de Combustibles Atomiques, 75 - Paris (France)

1965-07-01

comme definitivement perdue, alors que le reste pourrait etre recupere et recycle. Le cout eleve des pertes, recyclees ou non, d'autant plus eleve que l'uranium est plus enrichi, exige qu'il en soit tenu compte dans l'optimisation generale des cycles de combustible. Il importe donc de determiner leur niveau le plus souhaitable economiquement, aux diverses etapes d'elaboration du combustible nucleaire. Mais en France et dans d'autres pays, la production de matieres fissiles est geree par l'Etat, tandis que la fabrication de l'element combustible est effectuee par l'industrie privee. Les criteres d'optimisation et l'interet economique accorde aux pertes sont donc differents pour les deux parties de la chaine de fabrication. Pour tenter neanmoins d'atteindre un optimum conforme a l'interet collectif sans intervenir dans la politique de prix de l'entreprise, on peut utiliser la propriete des couts marginaux d'etre egaux entre eux a l'optimum, pour un volume de production donne. On peut donc ajuster le niveau des pertes pour realiser cette egalite des couts marginaux dont le calcul est plus facile a obtenir de la firme que la justification des prix eux-memes. On s'apercoit d'ailleurs que, bien qu'axee essentiellement sur les pertes, cette analyse globale peut conduire a une meilleure utilisation d'autres facteurs de production. On donne un expose theorique et des exemples pratiques de cette methode d'optimisation economique dans le cadre de la fabrication d'elements combustibles destines a des reacteurs du type: uranium naturel, moderes au graphite et refroidis par le gaz carbonique. (auteurs)

Optimization of fuel cycles: marginal loss values; Optimisation des cycles de combustibles: valeurs marginales des pertes

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Gaussens, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, 75 - Paris (France); Lasteyrie, B. de; Doumerc, J. [Compagnie pour l' Etude et la Realisation de Combustibles Atomiques, 75 - Paris (France)

1965-07-01

'uranium doit etre consideree comme definitivement perdue, alors que le reste pourrait etre recupere et recycle. Le cout eleve des pertes, recyclees ou non, d'autant plus eleve que l'uranium est plus enrichi, exige qu'il en soit tenu compte dans l'optimisation generale des cycles de combustible. Il importe donc de determiner leur niveau le plus souhaitable economiquement, aux diverses etapes d'elaboration du combustible nucleaire. Mais en France et dans d'autres pays, la production de matieres fissiles est geree par l'Etat, tandis que la fabrication de l'element combustible est effectuee par l'industrie privee. Les criteres d'optimisation et l'interet economique accorde aux pertes sont donc differents pour les deux parties de la chaine de fabrication. Pour tenter neanmoins d'atteindre un optimum conforme a l'interet collectif sans intervenir dans la politique de prix de l'entreprise, on peut utiliser la propriete des couts marginaux d'etre egaux entre eux a l'optimum, pour un volume de production donne. On peut donc ajuster le niveau des pertes pour realiser cette egalite des couts marginaux dont le calcul est plus facile a obtenir de la firme que la justification des prix eux-memes. On s'apercoit d'ailleurs que, bien qu'axee essentiellement sur les pertes, cette analyse globale peut conduire a une meilleure utilisation d'autres facteurs de production. On donne un expose theorique et des exemples pratiques de cette methode d'optimisation economique dans le cadre de la fabrication d'elements combustibles destines a des reacteurs du type: uranium naturel, moderes au graphite et refroidis par le gaz carbonique. (auteurs)

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

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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.)

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

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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

Contribution to the study of nuclear fuel materials with a metallic uranium base; Contribution a l'etude des materiaux combustibles nucleaires a base d'uranium metallique

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

1957-11-15

In a power reactor destined to supply industrially recoverable thermal energy, the most economical source of heat still consists of natural metallic uranium. However, the nuclear fuel material, most often employed in the form of rods of 20 to 40 mm diameter, is subjected to a series of stresses which lead to irreversible distortions usually incompatible with the substructure of the reactor. As a result the fuel material must possess at the outset a certain number of qualities which must be determined. Investigations have therefore been carried out, first on the technological characters peculiar to each of the three allotropic phases of pure uranium metal, and on their interactions on the stabilisation of the material which consists of either cast uranium or uranium pile-treated in the {gamma} phase. (author) [French] Dans un reacteur de puissance destine a fournir de l'energie thermique industriellement recuperable, la source de chaleur la plus economique reste constituee par de l'uranium metallique naturel. Or, le materiau combustible nucleaire, employe le plus souvent sous forme de barreaux de 20 a 40 mm de diametre, se trouve soumis a un ensemble de contraintes qui provoque des deformations irreversibles, le plus souvent incompatibles avec l'infrastructure du reacteur. Par consequent, le materiau combustible doit presenter a l'origine un certain nombre de qualites qu'il est necessaire de determiner. Aussi a-t-on d'abord etudie les caracteres technologiques propres a chacune des trois phases allotropiques de l'uranium-metal pur et leurs interactions sur la stabilisation du materiau constitue soit par de l'uranium coule, soit par de l'uranium traite en pile en phase {gamma}. (auteur)

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

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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)

Optimal sizes and siting of nuclear fuel reprocessing plants; Tailles et localisations optimales des usines de retraitement des combustibles nucleaires

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Thiriet, L; Deledicq, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Siege (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-07-01

The expansion of a nuclear economy entails the development of fuel process and reprocessing plant programmes. The model proposed makes it possible to select the size, the site and the start-up schedule of the plants in such a way as to minimize the total freight and reprocessing costs. As an illustration, we have approached the problem of burnt natural uranium processing plants related to natural uranium-graphite as nuclear power stations. The sites and annual output of the reactors, the possible plant sites and cost functions (freight and reprocessing) are supposed to be known. The method consists in first approaching the process plant problem as a Dynamic Programming problem, increasing programme slices (total reactor output) being explored sequentially. When the quantities of burnt natural uranium to be reprocessed are fixed, the minimization of the transport cost is then also carried out as a dynamic programming problem. The neighbourhood of the optimum process cost is explored in order to find the minimum summation of a suboptimal processing cost and corresponding optimal transport cost. As the reprocessing problem can be represented on a sequential graph, in order to compute the sub-optima, we developed and used a 'reflexion algorithm'. The method can be interpreted as a general mechanism for determining the optimum when to a sequential dynamic problem (for example an equipment programme) is added a complementary problem (transport, for instance). It also makes it possible to estimate the economic losses which result from the choice of a non optimal policy for other than economic reasons. (author) [French] L'expansion de l'economie nucleaire se traduit par un developpement des programmes d'usines d'elaboration et de retraitement des combustibles. Le modele propose permet de choisir la taille, la localisation et la cadence de mise en service des usines de maniere a minimiser le total des frais de transport et de retraitement. A titre d'exemple nous avons

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

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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)

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

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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

Contribution to the study of the fission-gas release in metallic nuclear fuels; Contribution a l'etude du degagement des gaz de fission dans les combustibles nucleaires metalliques

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

1969-10-01

le cas de l'uranium. On etablit pour chaque type de combustible une relation gonflement-degagement des gaz de fission. Les resultats suggerent la possibilite d'obtenir des performances elevees avec un combustible metallique destine a fonctionner dans les conditions d'un reacteur rapide. (auteur)

Cost of transporting irradiated fuels and maintenance costs of a chemical treatment plant for irradiated fuels; Cout de transport des combustibles irradies et cout d'entretien d'une usine de traitement chimique des combustibles irradies

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

1964-07-01

other plants, an attempt has been made to express the maintenance costs as a percentage of the investments corresponding to each of the sections considered. The unequal aspect of maintenance in a plant of this type is demonstrated, this being due particularly to the inaccessibility of most of the equipment during operation. Finally some conclusions are drawn on what the maintenance costs could be and the means of reducing them in future plants. (author) [French] Le cout du cycle des combustibles a fait l'objet de nombreuses etudes mais beaucoup d'entre elles sont basees sur des etudes a priori et sont donc plus ou moins sujettes a caution. C'est ainsi que dans la partie ayant trait au traitement des combustibles irradies, des elements importants du cout n'ont que rarement ete precises a la suite d'experiences pratiques: le cout du transport des combustibles eux-memes et le cout d'entretien de l'usine. Les etudes relatives au cout du transport sont generalement basees sur des calculs faits a partir de donnees un peu arbitraires. Les etudes qui ont ete faites en France pour le transport d'uranium irradie entre les reacteurs EdF de Chinon et l'usine de retraitement de La Hague et l'uranium irradie des reacteurs de recherches jusqu'aux usines de retraitement etrangeres sont exposees et montrent qu'il a ete possible d'arriver a des types de chateaux de transport et des modalites d'expedition qui permettent de diminuer les couts dans des proportions tres importantes. Ceci a pu etre obtenu soit en combinant les transports par rail et par route soit par l'augmentation des capacites unitaires des chateaux de transport: on cite le cas d'un chateau de transport pour element des piles piscines qui est capable de transporter un coeur complet d'une pile a la fois entrainant une reduction substantielle du cout. Les etudes concernant les couts d'entretien d'usines de retraitement sont encore plus rares, or, dans les usines a entretien direct, ces couts sont une fraction non negligeable

Ultrasonic Water-Gap Measurements in MTR Fuel Elements; Mesure par Ultrasons des Espaces Intercalaires dans les Elements Combustibles des Reacteurs d'Essai de Materiaux; Izmereniya vodyanogo zazora v teplovydelyayushchikh ehlementakh dlya materialovedcheskogo reaktora s pomoshch'yu ul'trazvuka; Medicion Ultrasonica de la Capa de Agua en Elementos Combustibles para Reactores de Ensayo de Materiales

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Deknock, R. [Metallurgy Department, S.C.K./C.E.N., Mol (Belgium)

1965-10-15

generalement eleves, il est indispensable de prevoir un transfert de chaleur uniforme et un refroidissement regulier empechant toute formation massive de vapeur. En outre, pour determiner le gonflement et le comportement general du combustible dans le reacteur, il faudra mesurer les espaces intercalaires dans les elements combustibles au cours de controles apres irradiation. A cette fin, on a mis au point une sonde fondee sur le principe des ultrasons, qui permet de mesurer les espaces intercalaires de 3 mm sur 1 m de long dans les elements combustibles du reacteur BR-2. Lorsqu'on procede a des experiences apres irradiation, la sonde doit pouvoir fonctionner dans un element combustible immerge dans un reservoir d'eau a une profondeur de 6 m au minimum. La sonde peut resister a une immersion prolongee dans l'eau et n'est pas endommagee par une irradiation gamma a des doses normales. Bien que le systeme soit fonde sur la methode classique de la reflexion des impulsions, il permet de separer les impulsions emises des impulsions reflechies au moyen d'un cristal ferroelectrique de 10 MHz a pouvoir eleve de dispersion de l'energie. Les resultats des mesures peuvent etre lus directement sur un oscilloscope: le temps est indique sur l'axe horizontal et la vitesse d'exploration est reglee de maniere a se trouver en relation directe avec la vitesse de propagation de l'onde, c'est-a-dire avec la distance intercalaire. Ce mode de lecture est satisfaisant lorsqu'on procede a un nombre limite de mesures, mais il est evidemment preferable d'enregistrer les resultats sur un graphique. Dans ce cas, les impulsions incidentes et les impulsions reflechies sont transmises a un convertisseur temps-tension au moyen d'un circuit logique transistorise. Cet appareil permet un ajustement continu du zero de sortie pour toute distance intercalaire choisie arbitrairement entre 2 et 4 mm, grace a quoi on peut obtenir un enregistrement autour d'un axe zero. En outre, toute variation de 100 {mu}m de la

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

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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.)

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

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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

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

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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)

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

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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

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

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

1964-07-01

'EDF d'une part, les conclusions des etudes et essais effectues hors pile d'autre part, conduisent a un changement considerable de la physionomie des reacteurs de la filiere Graphite-Gaz, Les principales modifications envisagees sont analysees dans la communication. L'adoption d'un element combustible annulaire et d'un soufflage descendant permettront d'accroitre considerablement la puissance specifique et la puissance developpee par canal; il en resultera une reduction sensible du nombre des canaux et un accroissement correlatif de la maille du reseau - L'empilement de graphite devra etre adapte a ces nouvelles conditions - Des raisons de securite conduisent a generaliser l'emploi du beton precontraint pour la construction du caisson; elles pourront amener a integrer a l'interieur de celui-ci les echangeurs et l'appareil de manutention du combustible (dispositif dit: 'en grenier'). Une maquette en vraie grandeur de ce grenier a ete construite a Saclay avec la participation d'EURATOM; les resultats d'exploitation en sont presentes, ainsi que des idees de barres de controle de conception nouvelle. En ce qui concerne la filiere Eau-Lourde-Gaz, les etudes sont poursuivies dans deux voies principales; la premiere, qui conserverait l'usage de tubes de force horizontaux, tient compte de l'experience acquise au cours de la construction du reacteur EL4 dont elle constituerait une extrapolation; la seconde, inspiree des etudes poursuivies au titre de la filiere Graphite-Gaz, ferait appel a un caisson en beton precontraint pour tenir la pression, le moderateur etant sensiblement a la pression du fluide refrigerant et le combustible etant dispose dans des canaux verticaux. Les merites respectifs de ces deux variantes sont analyses dans la communication. (auteurs)

The reprocessing of irradiated fuels by halides and their compounds; Le traitement des combustibles irradies par les halogenes et leurs composes

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Bourgeois, M; Faugeras, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

A brief description is given of the experiments leading to the choice of the process volatilization of fluorides by gas phase attack. The chemical process is described for certain current types of clad Fuels: the aluminium or the zirconium cladding is first volatilized as chloride by attack with gaseous hydrogen chloride. The uranium is then transformed into volatile hexafluoride by attack with fluorine. These reactions are carried out consecutively in the same reactor in the presence of a fluidized bed of alumina which facilitates heat exchange. The experiments have been carried out in quantities from 100 gms to several kilograms of fuel, first without activity, and then with tracers. A description is given of the laboratory research which was carried out simultaneously on the separation of uranium and plutonium fluorides. Finally, an apparatus is described which is intended to test the process on irradiated fuel at an activity level of several thousands of curies of fission products. (authors) [French] On rappelle brievement les experimentations qui nous ont permis de decider du procede adopte volatilisation des fluorures par attaque en phase gazeuse. On decrit le processus chimique pour certains types courants de combustibles Gaines: dans un premier stade, l'aluminium ou le zirconium est volatilise sous forme de chlorure par action de l'acide chlorhydrique. Ensuite, l'uranium est transforme en hexafluorure volatil par action du fluor. Ces operations se font successivement dans un meme reacteur, en presence d'un lit fluidise d'alumine qui a pour but de faciliter les echanges thermiques. L'experimentation a ete conduite sur des quantites allant de 100 g a plusieurs kg de combustibles, en inactif, puis avec des traceurs. On decrit les etudes de laboratoire menees parallelement sur la separation des fluorures d'uranium et de plutonium. Enfin, on decrit une installation en construction destinee a experimenter le procede sur combustible irradie, a l'echelle de

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

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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)

Contribution to the study of nuclear fuel materials with a metallic uranium base; Contribution a l'etude des materiaux combustibles nucleaires a base d'uranium metallique

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

1957-11-15

In a power reactor destined to supply industrially recoverable thermal energy, the most economical source of heat still consists of natural metallic uranium. However, the nuclear fuel material, most often employed in the form of rods of 20 to 40 mm diameter, is subjected to a series of stresses which lead to irreversible distortions usually incompatible with the substructure of the reactor. As a result the fuel material must possess at the outset a certain number of qualities which must be determined. Investigations have therefore been carried out, first on the technological characters peculiar to each of the three allotropic phases of pure uranium metal, and on their interactions on the stabilisation of the material which consists of either cast uranium or uranium pile-treated in the {gamma} phase. (author) [French] Dans un reacteur de puissance destine a fournir de l'energie thermique industriellement recuperable, la source de chaleur la plus economique reste constituee par de l'uranium metallique naturel. Or, le materiau combustible nucleaire, employe le plus souvent sous forme de barreaux de 20 a 40 mm de diametre, se trouve soumis a un ensemble de contraintes qui provoque des deformations irreversibles, le plus souvent incompatibles avec l'infrastructure du reacteur. Par consequent, le materiau combustible doit presenter a l'origine un certain nombre de qualites qu'il est necessaire de determiner. Aussi a-t-on d'abord etudie les caracteres technologiques propres a chacune des trois phases allotropiques de l'uranium-metal pur et leurs interactions sur la stabilisation du materiau constitue soit par de l'uranium coule, soit par de l'uranium traite en pile en phase {gamma}. (auteur)

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

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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

Combustion of Solid Propellants (La Combustion des Propergols Solides)

Science.gov (United States)

1991-07-01

the of ether and ethyl alcohol and removing objective of these lectures to give a this solvent. Instead of having a fibrous comprehensive understanding...do cetto esrne do Les propergols composites, A matrice confifrences une description tout A fait A polymarique charg~o pst, un oxydant at un jour des...rusa., De nouveaux souvant suppos6 qua la vitesa des gaz de oxydes de for ultrafirts mont aujourd’hui combustion est n~gligeable at qua d~velopps pour

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

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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)

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

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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

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

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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

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

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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

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

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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)

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

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Engelmann, P [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

1962-03-15

Fuel-cycle costs and doubling time of fast-breeder reactors are strongly affected by the fuel-burn-up obtainable. Use of oxide or carbide fuel offers the possibility of reaching a burn-up of 100 000 MWd/t. In fuel-clad elements, a limiting factor is the fission-gas-pressure build-up. At the high burn-up considered, an appreciable fraction of the fission gases gets into the pores and thus contributes to the pressure on the can. Starting from the known fission-product yields and decay chains, gas production and pressure build-up have been calculated. Three physical models have been employed in calculating the pressure acting upon the can : the gas is contained either in interconnected pores, in separate pores, or in a central hole. The pressure-dependence upon free volume (fuel density) and temperature will be discussed. Cans made of high-strength materials as Ineonel-X and molybdenum could stand the fission-gas pressure at operating temperatures. Unfortunately, these materials have higher absorption cross-sections than stainless steel. Results of a multi-group calculation are given, showing the effect of using these can materials and of decreasing the fuel density on critical mass and breeding ratio in small and medium-size breeders. (author) [French] Le cout du cycle de combustible et la periode de doublement des reacteurs surgenerateurs a neutrons rapides dependent etroitement du taux de combustion. En utilisant pour combustible un oxyde ou un carbure, on peut atteindre un taux de combustion de 100 000 MW j/t. Avec des combustibles gaines, l'accumulation de la pression des gaz de fission est un facteur limitatif. Pour le fort taux de combustion envisage, une fraction non negligeable des gaz de fission penetre dans les interstices et contribue ainsi a la pression sur la gaine. A partir des rendements en produits de fission et des chaines de desintegration connus, l'auteur a calcule la production de gaz et l'accumulation de pression. Pour calculer la pression

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

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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)

Professional Nuclear Materials Management; Gestion Industrielle des Matieres Nucleaires; Obrashchenie s yadernymi materialami na professional'nom urovne; Administracion Eficiente de Materiales Nucleares

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Forcella, A. A.; O' Leary, W. J. [Allis-Chalmers Manufacturing Company, Bethesda, MD (United States)

1966-02-15

. (author) [French] Le memoire expose en quoi consiste la gestion des matieres nucleaires dans une centrale nucleaire type, aux Etats-Unis. Comme le reacteur en question est partiellement finance a l'aide de capitaux prives, l'une des principales obligations de l'exploitant est d'assurer la protection et la rentabilite des investissements. Etant donne que les matieres nucleaires sont d'une valeur intrinseque elevee, il faut constamment proceder a des controles appropries allant au-dela des mesures de securite et de la comptabilite interessant les matieresnucleaires proprement dites afin de reduire les pertes au minimum. Il faut faire preuve de clairvoyance et planifier judicieusement pour prevenir toute perte supplementaire de capital provenant de frais inutiles ou d'un manque a gagner dans divers secteurs de l'exploitation. C'est ainsi que le gestionnaire de matieres nucleaires doit prendre des dispositions pour garantir la bonne marche des operations et assurer le respect des plans d'execution par une liaison et un controle constants, dans les domaines suivants? a) acquisition du combustible et des elements combustibles, b) utilisation des elements combustibles dans le reacteur et c) recuperation, dans le combustible irradie, des produits et matieres presentant de l'interet. Pendant la periode qui precede l'utilisation du reacteur, il faut faire une place importante dans la planification et les travaux preparatoires aux considerations d'economie dans la conception des elements combustibles, en ce qui concerne leur fabrication, leur manutention, leur transport et leur remplacement. Les differentes etapes de la fabrication doivent etre planifiees de facon a reduire au minimum le manque a gagner du a des periodes improductives d'entreposage de matieres tres couteuses. Pendant la marche du reacteur, il faut assurer une combustion maximale de la matiere fissile par des redistributions appropriees du combustible dans le coeur du reacteur. Parallelement, les temps morts dus a

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)

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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)

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

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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

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)

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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)

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

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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.

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

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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

refroidis par un gaz, construire et exploiter, dans le cadre de ce projet, un reacteur experimental de 20 MWth. Le reacteur - dont la construction touche a sa fin - est refroidi a l'helium; la temperature de sortie du coeur est de 750{sup o}C; il emploie de l'uranium-235 comme combustible et du thorium comme matiere fertile. Il est caracterise par l'absence de tout metal dans le coeur du reacteur. En raison'des hautes temperatures, qui peuvent atteindre 1050{sup o}C a la surface des elements combustibles et s'elever au dessus de 1500{sup o}C dans les regions les plus chaudes du combustible, on emploie des materiaux refractaires non metalliques. Le fait que tous les constituants du coeur sont reunis dans l'element combustible permet d'obtenir un rapport eleve entre la surface de transfert de la chaleur et le volume du coeur, d'ou une puissance specifique moyenne elevee pour un ensemble de dimension relativement faible. Chaque element combustible est constitue par un faisceau de tubes de graphite contenant les matieres fissiles et fertiles sous forme de carbure incorpore a des pastilles de graphite. Un courant refroidisseur d'helium traverse le centre de chaque barreau de combustible d'ou il ressort par la base pour etre conduit dans une installation de purification dans laquelle il est debarrasse des produits de fission et autres impuretes avant d'etre achemine de nouveau vers le reacteur. Cette methode permet de reduire la fuite des produits de fission qui, s'echappant du combustible ceramique porte a tres haute temperature, entrent dans le circuit de refroidissement primaire. Les auteurs exposent les problemes lies a la mise au point et a la fabrication du graphite et des elements combustibles ceramiques destines a ce reacteur ainsi que le comportement de ces materiaux dans les conditions de fonctionnement. Ils indiquent les resultats de recherches en pile et dans des boucles d'irradiation. Dans ce programme, tout l'effort se concentre sur la mise au point de reacteurs a

Long term developments in irradiated natural uranium processing costs. Optimal size and siting of plants; Perspectives a long terme des couts de traitement de l'uranium naturel irradie. Tailles et localisations optimales des usines

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Thiriet, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Oger, C; Vaumas, P de [Saint-Gobain Nucleaire, 92 - Courbevoie (France)

1964-07-01

processing plants are shown, different from those in part two. The indirect effect of these reprocessing programmes on the availability of plutonium, and therefore on the possibility.of undertaking plutonium burning reactor programmes, must be taken into account. (authors) [French] L'objet de cette communication est d'apporter une contribution a la solution du probleme du choix des tailles et des localisations optimales des usines de traitement des combustibles nucleaires irradies, associees a des programmes de puissance electrique installee. Dans une premiere partie, on etudie la structure des couts d'investissements et d'exploitation des usines de traitement de l'uranium naturel irradie, l'influence de la taille des usines sur ces couts et ces structures de couts. Au cout de traitement de l'uranium naturel irradie s'ajoute d'autre part le cout du transport des combustibles irradies des lieux de production aux sites des usines de traitement. La recherche du cout minimum pour la production d'un pays ou d'un ensemble de pays fait donc intervenir a la fois la taille et la localisation des usines. On indique les couts de transport previsibles pour l'uranium naturel irradie et la structure de ces couts (transport, assurance, couts et amortissement des containers). Dans une deuxieme partie, et pour differents echeanciers de combustibles irradies a traiter chaque annee, on determine les tailles et les localisations optimales des usines de traitement et la sensibilite de ces resultats, aux hypotheses de base concernant le cout du traitement, le cout du transport, l'annee de demarrage du programme d'usines, l'horizon choisi. - le probleme de nature combinatoire, assez complexe, est resolu par l'application des methodes de la programmation dynamique. - on montre que les methodes sont egalement applicables au probleme du choix des tailles et des localisations optimales des usines de traitement des elements du type MTR, associees aux programmes de reacteurs de recherche ainsi qu

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

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

1964-07-01

problem of thermal insulation around a zirconium alloy liner tube. The neutron absorption equivalent is about 1, 1 mm of Al, and the mean loss around 2 p. 100 of the thermal power of the reactor. The methods proposed have proved practicable as a result of important research and developments on automatic remote control for all the operations which make up the sequences of mounting, demounting and repairing of the construction components. In particular the possibilities opened up by the new techniques of welding tubes from the inside have been extended to other problems connected with the assembling of a reactor. (authors) [French] Le coeur de ce reacteur est constitue par une cuve contenant l'eau lourde, cuve traversee d'une serie de tubes de force dans lesquels circule le gaz caloporteur sous pression de 60 at. Les specifications de depart qui ont joue un role important dans la conception de ces structures concernent des aspects de securite de fonctionnement (chargement du combustible par les deux faces du reacteur, remplacement des structures sur les deux faces du reacteur), des necessites neutroniques (absorption des structures minimum, pas du reseau, diametre des tubes de force) et des considerations thermiques (temperature de sortie 500 C). Ces specifications ont entraine une disposition horizontale des tubes de force et des problemes d'encombrement tres delicats qui ont elimine (pour les dimensions d'EL 4) toute possibilite de recourir a des compensateurs de dilatation sur les tubes de force. II s'ensuit un dessin de cuve semi-rigide dans lequel les tubes de force contribuent pour une part importante a la resistance mecanique de l'ensemble en jouant le role de tirant, d'ou des contraintes elevees sur les jonctions et tubes de force (et le choix des alliages de zirconium). Les structures comprennent le tube de force, les jonctions, l'isolement thermique et le tube de guidage. On expose brievement les moyens d'essais mis en oeuvre et les performances de ces diverses

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

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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)

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

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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)

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

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

1964-06-15

important dans le choix des materiaux absorbants. L'auteur decrit les modeles actuels de mecanismes de controle d'un reacteur a neutrons rapides. Ceux-ci ont tendance a tirer parti, la ou cela est possible, du principe du controle des fuites de neutrons. La ou il n'est pas possible d'appliquer ce principe, on a frequemment recours au controle par deplacement de matieres du coeur. On a egalement recours dans une certaine mesure au controle par absorbant. Aucune de ces methodes ne presente d'avantages notables lorsqu'elle est appliquee au reacteur surgenerateur d'une centrale, a moins que le rapport de conversion dans le coeur ne soit tres eleve. Il faudra deployer beaucoup d'ingeniosite pour trouver le moyen d'utiliser les methodes de controle par absorbant ou par modification du spectre sans affecter gravement l'economie des neutrons souhaitee et souvent necessaire. L'auteur mentionne les resultats d'etudes portant sur les systemes les plus perfectionnes. La reactivite qu'il faut donner aux barres de controle est determinee par la reactivite necessaire pour l'arret brusque du reacteur, le cycle du combustible (exces de reactivite) et dans une mesure mouns grande, les effets des facteurs dominants. On peut fixer tres exactement l'exces de reactivite pour un cycle de combustible donne, mais cet exces peut varier considerablement pouf des reacteurs similaires, s'ils fonctionnent avec des cycles de combustible differents. On peut, dans certaines limites, fixer presque arbitrairement la reactivite necessaire pour l'arret brusque. Cependant, certaines considerations militent en faveur d'une determination precise de ce parametre. L'auteur examine la question sous tous ces aspects en comparant la reactivite des barres de controle dans les reacteurs a neutrons rapides actuels et la quantite de reactivite dont on a reellement besoin pour le fonctionnement d'un reacteur surgenerateur a neutrons rapides.. P cite les parametres typiques dependant de la puissance et de la temperature

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

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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)

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

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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

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

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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

A Survey of the Fuel Cycles Operated in the United Kingdom; Etude d'ensemble sur les cycles de combustible au Royaume-Uni; Obzor toplivnykh tsiklov, ispol'zuemykh v soedinennom korolevstve; Estudio de los ciclos de combustible utilizados en el Reino Unido

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Allday, C. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Risley, Warrington, Lancs (United Kingdom)

1963-10-15

son programme d'energie d'origine nucleaire sur la filie re des reacteurs a l'uranium naturel et au graphite, refroidis par un gaz. Les reacteurs de Calder Hall et de Chapelcross fonctionnent depuis sept ans; ceux de Berkeley et de Bradwell, qui dependent du Central Electricity Generating Board (CEGB), sont maintenant en service et sept autres reacteurs sont en construction ou en projet. Le combustible destine a ces reacteurs est etudie et fabrique dans l'usine de l'Atomic Energy Authority (AEA) a Springfields, puis transporte jusqu'au reacteur. Apres irradiation et dechargement, le combustible est transporte a l'usine de l'AEA, situee a Windscale, ou l'uranium et le plutonium sont separes des produits de fission. L'auteur decrit l'experience britannique en matiere d'etude et de fabrication du combustible, d'exploitation du reacteur, de transport et de traitement chimique du combustible irradie. Il examine brievement le comportement du combustible dans le reacteur et les differents programmes possibles de chargement et de dechargement, ce sujet etant developpe dans un autre memoire. b) Reacteurs utilisant les combustibles enrichis. Le Royaume-Uni met au point un reacteur perfectionne refroidi par un gaz (Advanced Gas Cooled Reactor = AGR), dont le prototype a ete mis en service en 1963. Le combustible est fabrique a partir d'oxyde d'uranium enrichi gaine d' acier inoxydable; apres irradiation, il sera traite dans une novelle installation qui sera ajoutee a l'usine de separation de Windscale ou est actu ellement traite le combustible gaine de magnox. L'uranium enrichi destine a AGR est produit par l'usine de diffusion situee a Capenhurst. L'oxyde d'uranium naturel enrichi au plutonium peut remplacer, comme combustible, l'oxyde d'uranium enrichi. L'auteur decrit l'experience acquise dans la transformation de l'oxyde destine a AGR et dans le fonctionnement du reacteur et indique comment on envisage de traiter le combustible irradie. Il examine le cas de l'utilisation d

Recent developments concerning French fuel elements used in natural uranium - graphite - CO{sub 2} reactor systems; Developpements recents des elements combustibles francais de la filiere uranium naturel - graphite - CO{sub 2}

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Salesse, M; Stohr, J A; Jeanpierre, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

internal can of the annular element, has necessitated very much research work. - the exact temperature drop at the contact between the uranium and the can, and the strength of the lower end of the cartridge are points which are increasingly crucial in the case of the annular element. All in all the annular element thus calls for a great research effort. This effort is justified by the big step forwards in which it will result in the case of the EDF reactors thanks to its high specific power and to the high weight of uranium in each cartridge. (authors) [French] La politique choisie en France pour le developpement des elements combustibles destines aux reacteurs de l'Electricite de France, consiste a chercher, pour chaque pile nouvelle, a beneficier au maximum des progres techniques les plus recents en etudiant chaque fois un nouvel element combustible permettant une puissance par canal aussi elevee que possible. Les derniers elements combustibles ainsi etudies par le Commissariat a l'Energie Atomique sont de deux types differents: un element a tube d'uranium ferme aux deux extremites et refroidi exterieurement (ce type d'element, retenu pour les reacteurs EDF 2, EDF 3 et EDF 4 permet des puissances specifiques maximum de l'ordre de 6 MW/t). Un element a tube d'uranium ouvert, refroidi interieurement et exterieurement, appele clemont annulaire et dont on etudie la possibilite pour EDF5. Un tel element peut permettre des puissances specifiques superieures a 12 MW/t. Ces deux types d'elements possedent des caracteristiques communes: la gaine, pour le refroidissement externe, comporte des ailettes en chevron. Ce type de profil, qui a recu recemment des ameliorations notables augmentant son efficacite thermique, a l'avantage important d'eviter les vibrations de cartouche mais a pose des problemes technologiques de tenue au cyclage thermique qui ont necessite une etude approfondie. les cartouches sont placees a l'interieur de chemise en graphite, ce qui limite les efforts

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

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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

Fuel location, homogeneity and amount in flat and tubular configurations; Repartition, Homogeneite et Quantite du Combustible dans les Elements a Configuration Plate ou Tubulaire; Polozhenie, gomogennost' i kolichestvo topliva v ploskikh i trubchatykh konfiguratsiyakh; Disposicion, Homogeneidad y Cantidad de Combustibles en Configuraciones Planas y Tubulares

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Meester, P. de [Studiecentrum voor Kernenergie, Mol (Belgium)

1965-10-15

standards are considered. Accuracy and elimination of errors are discussed. Some possible future improvements in the tests are proposed. (author) [French] Les elements combustibles pour le reacteur d'essai de materiaux BR-2 peuvent etre-realises, soit avec des plaques obtenues par cadrages, soit avec des tubes obtenus par coextrusion. Au cours de la fabrication et avant le chargement dans le reacteur, il faut verifier ou mesurer la repartition, l'homogeneite et la quantite du combustible. Il faut connaitre la repartition du combustible pour le positionnement de l'ame dans les plaques et tubes ainsi que pour une premiere evaluation qualitative du produit du point de vue des specifications geometriques. On a procede a des radiographies 3 80-90 keV, ainsi qu'a des autoradiographies et gammagraphies avec une source au thulium-170. Pour l'examen radiographique des tubes de combustible, on a introduit dans le tube un mandrin en plomb auquel etait fixe un film sensible aux rayons X , puis on a fait des radiographies sous divers angles. En utilisant une source radioactive se deplacant le long de l'axe du tube et un film place autour du tube, on a obtenu des enregistrements avec un tres bon contraste. Il faut controler l'homogeneite du combustible pour assurer la securite du fonctionnement du reacteur, c'est-a-dire pour eviter toute concentration excessive de combustible pouvant donner lieu a des formations de vapeur pendant le fonctionnement du reacteur et pour garantir que le chargement de combustible est suffisant et regulierement reparti. On peut faire appel a des radiographies en vue d'une verification visuelle. Cependant, s'il est necessaire de faire une analyse quantitative, il est preferable d'utiliser un spectrometre g a m m a a scintillation permettant de mesurer le rayonnement propre emis par l'uranium-235. Le memoire contient une' analyse des resultats obtenus pour quelque 400 plaques de combustible et pour un premier lot de tubes de combustible. Il est possible de

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

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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)

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

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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

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

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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)

L'évolution des combustibles pour moteurs thermiques Evolution of Fuels for Thermal Engines

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Balaceanu J. C.

2006-11-01

Full Text Available Depuis la crise pétrolière, l'accroissement des prix et les craintes de pénurie ont conduit à adapter les moteurs aux combustibles disponibles. Si la situation apparaît comme moins tendue, l'industrie des machines thermiques, qui pendant longtemps a eu comme partenaire une industrie du pétrole très sûre, se trouve cependant confrontée à un marché des combustibles incertain dans son ravitaillement et surtout dans ses prix. Les progrès des moteurs diesel et des turbines à gaz, dûs à une meilleure adaptation à leur usage et aussi à l'évolution de la technologie, supposent que les combustibles n'apporteront aucune contrainte majeure en quantité ou en qualité. La modification des usages dévolus désormais au pétrole entraînera une réduction de la coupe lourde et un raffinage plus profond des bruts avec en particulier un développement du craquage catalytique et de la viscoréduction. Or, ces différentes opérations de conversion peuvent conduire à une détérioration de la qualité des combustibles moins grave pour le gazole que pour le fuel lourd. Dans les différents domaines impliqués, les parades technologiques sont en cours de développement. L'industrie des machines thermiques, qui poursuit l'amélioration des engins, et l'industrie du pétrole, qui recherche une réduction des prix des combustibles, sont donc conduites à un compromis optimal auquel elles ne peuvent accéder efficacement qu'en définissant les règles du jeu c'est-à-dire des spécifications internationales rigoureuses des combustibles. Since the oil crisis, the increase in prices and fears of a shortage have led to the adapting of engines to what fuels are available. Whereas the situation now seems somewhat less tense, the thermal machinery industry, which for a long time had a very reliable petroleum industry as its partner, nonetheless finds itself confronted with an uncertain fuel market with regard to supplies and especially to prices. Progress

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

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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)

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

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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

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

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

1967-09-15

son acquisition a l'exterieur, ce qui permet de faire une bonne approximation et d'eliminer la grande inconnue du prix de marche du plutonium dans les decennies a venir. Etant donne pour ce systeme une politique d'implantation de centrales nucleaires, c'est-a-dire un ensemble de decisions d'installer des centrales de type et de puissance donnes a des dates donnees, les techniques de programmation lineaire permettent d'optimiser l'utilisation du plutonium produit de facon a minimiser le cout total actualise de la production cumulee d'energie electrique pendant une periode determinee. Une etape ulterieure est l'optimisation, par des techniques differentes, non seulement de l'utilisation mais aussi de la production de plutonium, et cela en choisissant les types de reacteurs a installer dans les differentes centrales. (author)

Apparatus for examination of irradiated fuel elements of industrial reactors at Marcoule; Appareillage d'examen des elements combustibles des piles industrielles de Marcoule

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Pesenti, P; Wallet, Ph [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

The authors describe a viewing and measurement cell for the slugs of Marcoule industrial reactors. This cell allows visual inspection, and photography of slugs. Length measurements are also made possible by horizontal motion of the slug both in translation and rotation. (author) [French] Les auteurs decrivent une cellule d'observation et de mesure des elements combustibles des piles industrielles de Marcoule. La cellule permet l'examen a vue, la photographie, la radioscopie et la radiographie des elements combustibles. Elle permet en outre la mesure de longueurs sur ces elements, ces derniers pouvant etre deplaces horizontalement en translation, et en rotation. (auteur)

Some economic aspects of natural uranium graphite gas reactor types. Present status and trends of costs in France; Quelques aspects economiques de la filiere uranium naturel - Graphite - gaz. Etat actuel et tendance des couts en France

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Gaussens, J; Tanguy, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Leo, B [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

1964-07-01

reduction in investment costs can be obtained without relying on fuel enrichment, and that this development is accompanied moreover by improvements in the operational safety of the reactor. The economic aspects of the main technical problems entailed by these developments are discussed: loading and unloading machines, blowers etc... (authors) [French] Dans une premiere partie, on situe l'interet economique de l'utilisation de l'uranium naturel comme combustible. Cet interet reside a la fois dans le nombre limite et la simplicite relative des operations de mise en forme des elements combustibles, dans le faible cout du produit fini par kwh et dans les immobilisations modestes en capital qu'implique ce cycle par rapport ou cycle de l'uranium enrichi. Tous ces elements permettent de reduire le caractere aleatoire des evaluations des couts, particulierement marque dans le cas de l'uranium enrichi, en raison de la complexite de son cycle et des incertitudes concernant le prix du plutonium. Enfin, la diversite des sources d'approvisionnement en concentre d'uranium naturel opposee au quasi monopole actuel de la separation isotopique, et le faible cout du stockage de ce concentre, offrent des garanties en matiere de securite d'approvisionnement et d'independance economique et politique appreciables par rapport a l'uranium enrichi. En ce qui concerne l'ensemble des capitaux immobilises, on montre que si le cout des centrales au graphite-gaz est plus eleve que celui des centrales eau legere pour certaines gammes de puissance, ce resultat est fortement nuance des que l'on fait intervenir dans un souci d'independance nationale le cout de l'equipement de production des combustibles de l'une et l'autre filiere. Enfin, le cout marginal de la puissance du reacteur au graphite est faible, ses limitations technologiques ont considerablement recule (grace en particulier a l'utilisation du beton precontraint). On sait que la tendance actuelle est a l'accroissement de la puissance unitaire des

The Non-Destructive Testing of Fuel Elements and Their Components for the United Kingdom Power-Reactor Development Programme; Controle Non Destructif des Elements Combustibles et de Leurs Parties Constitutives dans le Cadre du Programme de Developpement des Reacteurs de Puissance au Royaume-Uni; Nedestruktivnoe ispytanie teplovydelyayushchikh ehlementov i ikh komponentov dlya osushchestvleniya programmy soedinennogo korolevstva po razrabotke ehnergeticheskikh reaktorov; Ensayo No Destructivo de Elementos Combustibles y sus Componentes, en el Marco del Programa de Reactores de Potencia del Reino Unido

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Mann, C. A.; Campsie, I. C. [U.K.A.E.A., Reactor Fuel Element Laboratories, Springfields, Salwick, Preston, Lancs. (United Kingdom)

1965-10-15

and the ends closed. In addition, the integrity of end closures is established, by radiography. Multiple exposures are commonly made to examine the whole of circumferential weld adequately. The disposition of the fuel can also be recorded accurately by using a panoramic technique. The use of colour radiography is also discussed. Pins are normally tested for leakage after filling with helium, using a mass-spectrometer leak detector. Pins not filled with helium may be tested using a ''back-pressurizing'' technique. Conventional ''probing'' and ''sniffing'' methods are used when it is desirable to locate the sites of leaks. The bubble test in liquids is also used, as a cheap and simple test. The use of krypton-85 as a tracer gas is discussed. (author) [French] Les auteurs decrivent les methodes d'essai que les laboratoires charges des elements combustibles ont elaborees dans le cadre du programme etabli par le des reacteurs> en vue de mettre au point des aiguilles de combustible pour diverses filieres de reacteurs. Ces aiguilles sont contenues dans des gaines de 5 a 15 mm de diametre, les materiaux utilises etant des aciers inoxydables et des alliages de zirconium, a) Detection de defauts dans les gaines. Examen par ultrasons a l'aide de deux traducteurs immerges. Les tubes sont animes d'un mouvement helicoidal rapide dans un reservoir fixe. Chaque signal de defaut est verifie et enregistre. Pour regler le dispositif et verifier sa stabilite, on utilise comme temoins des fentes'pratiquees a l'arc a la surface des tubes. Dans certains cas, on a egalement recours au controle par courants de Foucault. Les auteurs decrivent deux procedes: l'un, a debit rapide, est fonde sur un systeme de bobines encerclant le tube; l'autre, a exploration heliccfldale, utilise une bobine se deplacant le long du tube. Les signaux fournis par un circuit a pont sont selectionnes selon la phase et filtres, pour des frequences de 30 a 60 kHz. b) Controle des dimensions de tubes et de

Developments in natural uranium - graphite reactors; Developpement des reacteurs a graphite et uranium naturel

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Bourgeois, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Saitcevsky, B [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

1964-07-01

in order to show the advantages resulting from such developments in gas-graphite natural metallic uranium reactor systems; these are: a doubling of the specific and volume powers, and a three-fold reduction in the number of channels. The research now under way will make it possible to calculate the reduction in capital costs which will result from these important technical advances. (authors) [French] Le programme francais de centrales a graphite et uranium naturel s'est developpe, d'EDF 1 a EDF 4 - dans la voie d'un accroissement de la puissance unitaire des installations, de la puissance specifique et de la puissance volumique, et d'une amelioration des conditions de securite de fonctionnement. La puissance elevee d'EDF 4 (500 MWe) et l'integration du circuit primaire dans le caisson, lui-meme en beton precontraint, permettent ainsi de tirer le meilleur parti des elements combustibles tubulaires utilises des EDF 1, et d'arriver ainsi a une solution tres satisfaisante. L'emploi d'un element combustible refroidi interieurement (element annulaire) permet de faire un nouveau pas en avant: il devient alors possible d'augmenter la pression du gaz de refroidissement sans craindre le fluage du tube d'uranium. L'emploi d'un caisson en beton precontraint permet une telle augmentation de pression, et l'integration du circuit primaire elimine les risques d'une depressurisation rapide qui aurait presente dans ce cas un risque majeur. On aborde dans ce rapport les principaux problemes poses par ce nouveau type de centrale et on indique les grandes lignes des recherches et etudes effectuees en France: - Les etudes de neutronique et thermique ont permis d'envisager l'emploi d'elements combustibles de grandes dimensions (diametre interne = 77 mm, diametre externe = 95 mm), tout en conservant l'uranium naturel. - Les problemes de fabrication de ces elements, et de leur comportement en pile, font l'objet d'un programme important, tant hors pile que dans les piles de puissance (EDF 2

Production of artificial radioelements; Production des radioelements artificiels

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

1960-07-01

The techniques used in the production of artificial radioelements are described, with special emphasis on the following points: - nuclear reactions and use of reactors; - chemical separation methods and methods for enriching the activity of preparations; - protection of personnel and handling methods. (author) [French] On decrit l'ensemble des techniques utilisees dans la fabrication des radioelements artificiels en insistant notamment sur les points suivants: - reactions nucleaires et utilisation des reacteurs; - methodes de separations chimiques et methodes d'enrichissement d'activite des preparations; - protection du personnel et methodes de manipulation. (auteur)

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

Presence de Carbone-13 dans les elements combustibles de type (U,Pu)O 2 irradies en reacteur rapide

Science.gov (United States)

Kryger, Bernard; Hagemann, Robert

1982-06-01

Du carbone-13 produit par la réaction de capture neutronique 168O + 10n → 136C + 42He se forme dans les combustibles de type oxyde irradiés en neutrons rapides. Cette réaction, dont le seuil d'énergie se situe à 2.35 MeV, conduit à la formation d'une quantité de carbone-13 qui peut varier notablement suivant le spectre neutronique du réacteur (entre 20 et 40 × 10 -6g 13C/g (U,Pu)O 2 pour une fluence de 2 × 10 23 n/cm 2). DES mesures effectuées sur le combustible et la gaine par spectrométrie de masse après irradiation montrent qu'une fraction égale ou supérieure à la moitié du carbone-13 produit dans l'oxyde peut être transférée dans la gaine. Un tel comportement nous fait considérer le carbone-13 comme un véritable marqueur du carbone plus généralement contenu dans l'oxyde et, à ce titre, la détection de cet isotope devrait contribuer à élucider tout particulièrement les mécanismes de carburation de la gaine par les combustibles (U,Pu)O 2 des réacteurs surgénérateurs.

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

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

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)

Optical Engines as Representative Tools in the Development of New Combustion Engine Concepts Moteurs transparents comme outils représentatifs dans le développement de nouveaux concepts des moteurs à combustion interne

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Kashdan J.

2011-11-01

(EGR. A comparison has been made between simulated EGR (using pure nitrogen with real EGR under Diesel LTC conditions. Finally, “pure”, single component fuels are often employed in optical Diesel engines due to laser diagnostic constraints. However, these fuels generally differ from standard Diesel fuel in terms of cetane number and fuel volatility which can significantly influence the combustion and emissions characteristics in optical engines. These aspects have also been investigated within the present study. An improved understanding of the differences between optical and all-metal engines has allowed us to develop appropriate strategies to compensate for these differences on the optical engine. It is shown here that combustion phasing (and engine-out emissions matching between optical and all-metal engines can be achieved even for advanced LTC Diesel combustion strategies. The ability to ensure fully representative combustion and emissions behaviour of optical engines ultimately increases the value of optical engine data, highlighting the importance of using such engines as research tools for the further development of innovative, low emission combustion concepts. Les moteurs monocylindres transparents sont employés comme outils de recherche et de développement des moteurs à combustion interne. Ils permettent l’utilisation de techniques de diagnostics non-intrusifs (qualitatifs et quantitatifs pour étudier des phénomènes comme l’aérodynamique interne, la préparation du mélange, la combustion et la formation de polluants. Ces données expérimentales sont importantes pour la validation des modèles numériques et permettent également d’obtenir une compréhension détaillée des phénomènes physiques se déroulant dans la chambre. Les données recueillies aident au développement des nouvelles stratégies de combustion telles que la combustion homogène (HCCI et la combustion Diesel à basse température (LTC. Dans ce contexte, il est important

Study of the thermal drop at the uranium-can interface for fuel elements in gas-graphite reactors; Etude de la chute thermique au contact uranium-gaine pour des elements combustibles de reacteur de la filiere graphite-gaz

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Faussat, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Levenes, G; Michel, M [Societe Industrielle de Combustible Nucleaire (France)

1964-07-01

The report reviews the tests now under way at the CEA, for determining the thermal contact resistance at the uranium-can interface for fuel elements used in gas-graphite type reactors. These are laboratory tests carried out with equipment based on the principle of a heat flow across a stack of test pieces having planar contact surfaces. The following points emerge from this work: - for a metallic uranium element canned in magnesium, of the type G-2 or EDF-2, a value of 0.2 deg C/W/cm{sup 2} seems reasonable for can temperatures of 400 deg C and above. - this value is independent of the micro-geometric state of the uranium surface in a range of roughness which easily includes those observed on tubes and rods produced industrially. - for the internal cans of elements cooled internally and externally, the value of the contact resistance for temperatures of under 400 deg C as a function of the stresses in the can has not yet been measured exactly. (authors) [French] Le rapport fait le point des essais actuellement en cours au CEA pour determiner la resistance thermique de contact uranium-gaine pour des reacteurs de la filiere graphite-gaz. Ces essais sont effectues en laboratoire sur des appareils bases sur le principe d'une circulation de flux de chaleur a travers un empilement d'eprouvettes dont les faces en contact sont planes. De l'etude, il ressort essentiellement que: - pour un element a uranium metallique et gaine de magnesium type G-2 ou EdF-2, on peut admettre la valeur de 0,2 deg C/W/cm{sup 2} pour des temperatures de gaines de 400 deg C et plus. - cette valeur ne depend pas de l'etat de surface microgeometrique de l'uranium pour un domaine de rugosites couvrant largement celles que l'on observe sur des tubes et barreaux fabriques en serie. - pour les gaines internes d'elements a refroidissement interne et externe la valeur de la resistance de contact reste a preciser pour les temperatures inferieures a 400 deg C, en fonction des contraintes existant dans les

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

. Comportement de l'eau lourde dans les reacteurs en exploitation. Pollution isotopique de l'eau lourde: Sa vitesse est liee au type de reacteur et a certains incidents caracteristiques. L'utilisation d'une colonne de reconcentration est un moyen efficace pour maintenir le titre de l'eau lourde dans un reacteur dont la pollution isotopique lente ne peut etre exclue. Detection des fuites d'eau lourde: Elle permet de mesurer les taux instantanes de fuites faibles, de localiser la fuite, et de controler la contamination atmospherique dans l'enceinte du reacteur. On procede par analyse isotopique du deuterium ou par dosage du tritium sur des echantillons d'eau de condensation. Pollution chimique et epuration de l'eau lourde: La pollution chimique de l'eau lourde constitue un des problemes les plus complexes de la chimie des reacteurs. La corrosion des materiaux constituant le coeur et le circuit d'eau lourde varie dans de larges limites avec l'etat de purete de l'eau lourde, les performances des circuits d'epuration et des mesures directes permettent d'en apprecier l'importance. Les connaissances acquises permettent de degager des normes de purete dont l'observation est susceptible de garantir un fonctionnement satisfaisant du reacteur. 4) Decomposition radiolytique de l'eau lourde: Une meilleure connaissance de son allure quantitative dans les reacteurs est necessaire pour prevoir les degagements de gaz tonnant dans les reacteurs de puissance. Le taux de radiolyse evolue avec la purete chimique de l'eau et la puissance instantanee du reacteur. L'experience des reacteurs a eau lourde du CE.A. et l'etude systematique de la decomposition radiolytique de l'eau dans le coeur des piles piscines sont exposees Mise en oeuvre du controle de la reactivite par voie physico-chimique. Controle de la reactivite par empoisonnement homogene du moderateur: Une comparaison de l'evolution de l'empoisonnement Xenon avec l'antireactivite residuelle du poison en solution pendant sa consommation

Les méthodes thermiques de production des hydrocarbures. Chapitre 5 : Combustion "in situ". Pricipes et études de laboratoire Thermal Methods of Hydrocarbon Production. Chapter 5 : "In Situ" Combustion. Principles and Laboratory Research

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Burger J.

2006-11-01

Full Text Available II existe plusieurs variantes de la combustion in situ, suivant le sens de déplacement du front de combustion, à co-courant ou à contre-courant, et suivant la nature des fluides injectés, air seul ou injection combinée d'air et d'eau. Les réactions de pyrolyse, d'oxydation et de combustion mises en jeu par ces techniques sont discutées, en particulier la cinétique des principaux mécanismes réactionnels, l'importance du dépôt de coke et l'exothermicité des réactions d'oxydation et de combustion. Les résultats d'essais de déplacement unidirectionnel du front de combustion dans des cellules de laboratoire sont présentés et discutés. Enfin on indique les conditions pratiques d'application des méthodes de combustion in situ sur champ. Possible variations of in situ combustion technique ore as follows : forward or reverse combustion depending on the relative directions of the air flow and the combustion front, dry combustion if air is the only fluid injected into the oil-bearing formation, or fixe/woter flooding if water is injected along with air. The chemical reactions of pyrolysis, oxidation and combustion involved in these processes are described. The kinetics of these reactions is discussed as well as fuel availability in forward combustion and the exothermicity of the oxidation and combustion reactions. The results obtained in the laboratory when a combustion front propagates in unidirectional adiabatic tells are described and discussed. This type of experimentation provides extensive information on the characteristics of the processes. Screening criteria for the practical application of in situ combustion techniques are presented.

Developments in natural uranium - graphite reactors; Developpement des reacteurs a graphite et uranium naturel

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bourgeois, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Saitcevsky, B. [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

1964-07-01

in order to show the advantages resulting from such developments in gas-graphite natural metallic uranium reactor systems; these are: a doubling of the specific and volume powers, and a three-fold reduction in the number of channels. The research now under way will make it possible to calculate the reduction in capital costs which will result from these important technical advances. (authors) [French] Le programme francais de centrales a graphite et uranium naturel s'est developpe, d'EDF 1 a EDF 4 - dans la voie d'un accroissement de la puissance unitaire des installations, de la puissance specifique et de la puissance volumique, et d'une amelioration des conditions de securite de fonctionnement. La puissance elevee d'EDF 4 (500 MWe) et l'integration du circuit primaire dans le caisson, lui-meme en beton precontraint, permettent ainsi de tirer le meilleur parti des elements combustibles tubulaires utilises des EDF 1, et d'arriver ainsi a une solution tres satisfaisante. L'emploi d'un element combustible refroidi interieurement (element annulaire) permet de faire un nouveau pas en avant: il devient alors possible d'augmenter la pression du gaz de refroidissement sans craindre le fluage du tube d'uranium. L'emploi d'un caisson en beton precontraint permet une telle augmentation de pression, et l'integration du circuit primaire elimine les risques d'une depressurisation rapide qui aurait presente dans ce cas un risque majeur. On aborde dans ce rapport les principaux problemes poses par ce nouveau type de centrale et on indique les grandes lignes des recherches et etudes effectuees en France: - Les etudes de neutronique et thermique ont permis d'envisager l'emploi d'elements combustibles de grandes dimensions (diametre interne = 77 mm, diametre externe = 95 mm), tout en conservant l'uranium naturel. - Les problemes de fabrication de ces elements, et de leur comportement en pile

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)

Experimental Determination of the Neutron Characteristics of UO{sub 2}-PuO{sub 2}-H{sub 2}O Lattices; Determination Experimentale Des Caracteristiques Neutroniques De Reseaux UO{sub 2}-PuO{sub 2}-H{sub 2}O

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Debrue, J.; Fabry, A.; Leenders, L.; Motte, F.; Van Den Broeck, H. [Centre d' Etude de l' Energie Nucleaire, Mol (Belgium)

1967-09-15

plutonium: fission density measurements by direct counting of the fission products formed in the mixed fuel as a result of irradiation, and measurements of spectral indices by means of fission detectors and detectors having resonances close to those of the isotopes of plutonium. The optimum conditions for applying these techniques are described and the effect on the fuel cycle of uncertainties in the values for the spectral indices (ratios of cross-sections) is discussed. A brief reference is finally made to a programme of sub-critical experiments conducted hitherto with two batches of UO{sub 2} fuel enriched to 5% and 7% {sup 235}U, and having the purpose of studying possible methods of exciting a sub-critical lattice by means of an external neutron source in pulsed and modulated operation. The aim of this programme is to ascertain to what extent these methods, which employ a quantity of fuel considerably less than the critical mass, can help in determining the characteristics of a lattice. The advantages of such methods are particularly obvious in the case of plutonium fuels. (author) [French] Au cours de l'etude dans l'installation critique VENUS du coeur a moderation variable du reacteur BR3/VULCAIN, un assemblage combustible constitue de 37 crayons UO{sub 2}-PuO{sub 2} (94% UO{sub 2} naturel, PuO{sub 2}) a ete substitue a un des assemblages combustibles UO{sub 2} enrichi a 7% {sup 235}U constituant le coeur de ce reacteur. Des experiences ont ete effectuees dans le but de permettre l'ajustement des modeles du calcul des performances de cet assemblage special: on a notamment mesure la distribution de la densite de fission ainsi que l'evolution du rapport des sections efficaces effectives de fission dans {sup 239}Pu et {sup 235}U. Une experience critique directement orientee sur les problemes de recyclage du plutonium dans les reacteurs thermiques a eau legere pressurisee est en cours d'execution dans la meme installation critique. A cette fin, on dispose de deux

The fuel element of the first charge for EL 4; presentation, main problems arising in the research, production problems; L'element combustible du 1. jeu de EL 4; presentation, problemes essentiels poses par l'etude, problemes de fabrication

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Ringot, C; Bailly, H; Bujas, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The fuel element making up the first charge for EL-4 is made of slightly enriched uranium oxide canned in stainless steel. This fuel element makes it possible to operate the reactor in the safest conditions awaiting the development of the fuel which will be finally adopted; this will have a low absorption can: beryllium, or a zirconium copper alloy. The 500 mm assembly is made up of 19 small rods placed on 3 rings, inside a graphite jacket. The solution adopted was a solution using completely independent small rods. This report deals with possible problems resulting from their study and production. (authors) [French] L'element combustible du 1er jeu EL-4 est un element combustible a oxyde d'uranium legerement enrichi gaine d'acier inoxydable. C'est un element combustible permettant de faire fonctionner le reacteur EL 4 dans des conditions aussi sures que possible avant de mettre au point le combustible definitif qui sera a gaine peu absorbante: beryllium, ou alliage zirconium-cuivre. L'assemblage de longueur 500 mm est constitue de 19 crayons places sur 3 couronnes, a l'interieur d'une chemise de graphite. La solution adoptee a ete une solution a crayons independants les uns des autres. Ce rapport traite des problemes eventuels poses par leur etude et leur fabrication. (auteurs)

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

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)

Results of the irradiation of mixed UO{sub 2} - PuO{sub 2} oxide fuel elements; Resultats d'irradiation d'elements combustibles en oxyde mixte UO{sub 2} - PuO{sub 2}

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Mikailoff, H; Mustelier, J P; Bloch, J; Ezran, L; Hayet, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1966-07-01

In order to study the behaviour of fuel elements used for the first charge of the reactor Rapsodie, a first batch of eleven needles was irradiated in the reactor EL3 and then examined. These needles (having a shape very similar lo that of the actual needles to be used) were made up of a stack of sintered mixed-oxide pellets: UO{sub 2} containing about 10 per cent of PuO{sub 2}. The density was 85 to 97 per cent of the theoretical, value. The diametral gap between the oxide and the stainless steel can was between 0,06 and 0,27 mm. The specific powers varied from 1230 to 2700 W/cm{sup 3} and the can temperature was between 450 and 630 C. The maximum burn-up attained was 22000 MW days/tonne. Examination of the needles (metrology, radiography and {gamma}-spectrography) revealed certain macroscopic changes, and the evolution of the fuel was shown by micrographic studies. These observations were used, together with flux measurements results, to calculate the temperature distribution inside the fuel. The volume of the fission gas produced was measured in some of the samples; the results are interpreted taking into account the temperature distribution in the oxide and the burn-up attained. Finally a study was made both of the behaviour of a fuel element whose central part was molten during irradiation, and of the effect of sodium which had penetrated into some of the samples following can rupture. (author) [French] Afin d'etudier le comportement des elements combustibles destines a la premiere charge du reacteur Rapsodie, une premiere serie de onze aiguilles a ete irradiee dans le reacteur EL3 et examinee apres irradiation. Ces aiguilles (aux caracteristiques geometriques tres proches de celles des aiguilles definitives) etaient constituees d'un empilement de pastilles frittees en oxyde mixte UO{sub 2} a 10 pour cent environ de PuO{sub 2}, dont la densite etait comprise entre 85 et 97 pour cent de la densite theorique. Le jeu diametral entre l'oxyde et la gaine en acier

Results of the irradiation of mixed UO{sub 2} - PuO{sub 2} oxide fuel elements; Resultats d'irradiation d'elements combustibles en oxyde mixte UO{sub 2} - PuO{sub 2}

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Mikailoff, H.; Mustelier, J.P.; Bloch, J.; Ezran, L.; Hayet, L. [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1966-07-01

In order to study the behaviour of fuel elements used for the first charge of the reactor Rapsodie, a first batch of eleven needles was irradiated in the reactor EL3 and then examined. These needles (having a shape very similar lo that of the actual needles to be used) were made up of a stack of sintered mixed-oxide pellets: UO{sub 2} containing about 10 per cent of PuO{sub 2}. The density was 85 to 97 per cent of the theoretical, value. The diametral gap between the oxide and the stainless steel can was between 0,06 and 0,27 mm. The specific powers varied from 1230 to 2700 W/cm{sup 3} and the can temperature was between 450 and 630 C. The maximum burn-up attained was 22000 MW days/tonne. Examination of the needles (metrology, radiography and {gamma}-spectrography) revealed certain macroscopic changes, and the evolution of the fuel was shown by micrographic studies. These observations were used, together with flux measurements results, to calculate the temperature distribution inside the fuel. The volume of the fission gas produced was measured in some of the samples; the results are interpreted taking into account the temperature distribution in the oxide and the burn-up attained. Finally a study was made both of the behaviour of a fuel element whose central part was molten during irradiation, and of the effect of sodium which had penetrated into some of the samples following can rupture. (author) [French] Afin d'etudier le comportement des elements combustibles destines a la premiere charge du reacteur Rapsodie, une premiere serie de onze aiguilles a ete irradiee dans le reacteur EL3 et examinee apres irradiation. Ces aiguilles (aux caracteristiques geometriques tres proches de celles des aiguilles definitives) etaient constituees d'un empilement de pastilles frittees en oxyde mixte UO{sub 2} a 10 pour cent environ de PuO{sub 2}, dont la densite etait comprise entre 85 et 97 pour cent de la densite theorique. Le jeu diametral entre l'oxyde et la

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)

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

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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)

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

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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

Review of Development Status of Nuclear Superheat; Expose sur l'etat actuel des travaux concernant la surchauffe nucleaire; Obzor razrabotki voprosa o yadernykh peregrevatelyakh; Estudio de los progresos realizados en niateria de sobrecalentamiento nuclear

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Imhoff, D. H.; Pennington, R. T. [General Electric Company, San Jose, CA (United States)

1963-10-15

fuel irradiation performance, in-pile and out-of-pile uniform and localized corrosion evaluations, results from thermal superheat critical experiments, results from experimental heat-transfer testing and a brief appraisal of the economic incentives of the separate superheat reactor, integral superheat reactor, and mixed-spectrum superheat reactor design studies. (b) A brief description is given of the USAEC-Sponsored ESADA-VESR nuclear superheat fuel development programme. The development tasks, the initial core superheat fuel-element design, the range of experimental variables, and the expected results for the three-year fuel development programme are discussed. (author [French] Depuis 1959, la Societe General Electric s'occupe activement de mettre au point la surchauffe nucleaire dans les reacteurs ralentis a l'eau ordinaire. A cette epoque, le ''Superheat Advance Demonstration Experiment'' (SADE), finance par la societe, a permis d'obtenir, pour la premiere fois aux Etats-Unis, de la vapeur surchauffee par un dispositif nucleaire. Les auteurs du memoire font le point de la situation actuelle concernant la surchauffe nucleaire. Ils decrivent, dans une premiere partie, les trois principales installations de surchauffe nucleaire utilisees par la General Electric et, dans la seconde, les deux principaux programmes de recherches sur la surchauffe ainsi que les resultats les plus importants obtenus jusqu'ici dans ce domaine. 1. Principales installations pour les experiences de surchauffe: a) Breve description du SADE utilise dans le reacteur a eau bouillante de Vallecitos (VBWR), avec tableaux des conditions dans lesquelles se deroulent les experiences, et des elements combustibles irradies pendant la periode comprise entre mai 1959 et juin 1962; puis examen critique des resultats les plus importants ainsi obtenus. b) Breve description de l' ''Expanded Superheat Advance Demonstration Experiment'' (E-SADE) installe dans le reacteur de Vallecitos, avec tableaux des

Reactor Radiation Loops as Large Gamma Sources; Boucles d'irradiation des reacteurs nucleaires utilisees comme sources gamma intenses; Radiatsionnye kontury yadernykh reaktorov kak moshchnye gamma-istochniki; Empleo de circuitos de irradiacion de los reactores como fuentes gamma de gran intensidad

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Ryabukhina, Yu. S.

1963-11-15

. On a etudie le comportement de deux alliages eutectiques de l'indium en presence de certains materiaux de construction; la premiere installation a ndium-gallium est entree en service au debut de 1960. Des travaux ulterieurs ont permis d'equiper le reacteur IRT de l'Academie des sciences de Georgie d'une boucle modele permettant d'obtenir dans le.canal d'irradiation une activite maximum equivalent a environ 100 g de radium, et d'installer une boucle d'essai a indium-gallium-etain dans le canal du reacteur IRT appartenant a l'Institut de l'energie atomique de l'Academie des sciences de l'URSS. Enfin, en 1962, une boucle a indium - gallium - etain a ete mise en service dans le reacteur IRT de l'Academie des sciences de Lituanie, en vue d'executer des irradiations a une echelle semi-industrielle. Son activite maximum atteignait, dans le dispositif d'irradiation, un niveau equivalent a 30 000 g de radium. Le memoire se compose des quatre parties suivantes: 1. ''Calcul des boucles d'irradiation''; les auteurs generalisent les resultats des travaux sur les methodes de calcul des boucles d'irradiation. 2. ''Modele d'une boucle d'irradiation a indium-gallium pour le reacteur IRT-2000 de Tbilisi''; les auteurs decrivent le fonctionnement de la boucle. 3. ''Boucle d'irradiation a indium-gallium-etain du reacteur nucleaire IRT de l'Academie des sciences de Lituanie''; les auteurs decrivent le fonctionnement de la boucle. 4. des boucles d'irradiation''; les auteurs decrivent des experiences, donnent des schemas et indiquent les calculs sur la base desquels il devient possible-de construire des boucles a manganese solide et des boucles utilisant des alliages liquides d'indium. (author) [Spanish] Desde 1957 se vienen realizando en la Union Sovietica estudios sobre la construccion de circuitos de irradiacion. Se idearon metodos de calculo de tales sistemas y se averiguaron las posibilidades que ofrecen los distintos portadores gamma. En

A new detector for the measurement of neutron flux in nuclear reactors; Nouvelle methode de mesure des flux de neutrons dans les reacteurs atomiques

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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

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

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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

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

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

1962-03-15

systems. (author) [French] La compilation recente du chapitre sur la physique des reacteurs a neutrons rapides dans la preparation de la deuxieme edition de 'Reactor Physics Constants' a entraine une recapitulation des resultats disponibles des mesures experimentales globales. Le choix des donnees integrales connues relatives a la physique des reacteurs a neutrons rapides a faire figurer dans cette compilation a ete fait en fonction de deux criteres : a) informations recueillies a partir de reacteurs relativement simples et qui se pretent a des analyses theoriques simples, et b) informations recueillies a partir de reacteurs complexes, representant des prototypes ou des maquettes, et qui offrent un interet general pour les reacteurs de puissance a neutrons rapides. Le premier critere a pour objet de donner une enumeration des informations concernant les systemes les plus couramment utilises pour verifier les parametres des sections efficaces et les methodes de calcul. Le deuxieme critere est fonde sur la representation des informations courantes concernant les reacteurs a surgeneration, a neutrons rapides, existant. Ces informations sont trop compliquees pour qu'il soit possible de proceder a leur egard a des analyses theoriques simples. Elles prouvent la complexite du reacteur reel, par rapport a l'experience critique plus schematique et plus facile a analyser. Les donnees integrales intervenant dans les calculs de reacteurs sont les resultats des mesures faites, sur des types de reacteurs critiques ou non, des diverses grandeurs de la physique des reacteurs qui presentent un interet pratique et/ou theorique. Elles caracterisent le type de reacteur et aident a sa comprehension. Les mesures portent sur la masse critique, le facteur forme du coeur, les pourcentages de detection, les spectres des neutrons, les experiences de substitution de materiaux, le gain reflecteur, le temps de vie des neutrons, l'{alpha} de Rossi et sur d'autres grandeurs similaires. Les auteurs

Nuclear reactor (1960); Reacteurs nucleaires (1960)

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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)

Ignition et oxydation des particules de combustible solide pulvérisé Ignition and Oxidation of Pulverized Solid Fuel

Directory of Open Access Journals (Sweden)

De Soete G. G.

2006-11-01

Full Text Available On présente dans cet article, en utilisant la méthode du ruban chauffé, une étude de la compétition entre (1 la dévolatilisation et l'oxydation consécutive des produits de pyrolyse et (2 l'ignition de la matrice solide et sa combustion rapide. La comparaison entre le moment de l'ignition et le début de la pyrolyse permet de déterminer en fonction de la température, de la taille des particules et de la concentration en oxygène, le domaine dans lequel l'ignition d'un combustible solide pyrolysable est du type whole coal ignition (c'est-à-dire lorsque l'ignition intervient avant que la pyrolyse devienne mesurable. Les résultats suggèrent que ce type d'ignition doit s'effectuer en règle générale dans les conditions de mise en oeuvre des combustibles solides pulvérisés dans les flammes industrielles. Dans le cas de l'ignition whole coal , la vitesse de combustion de la matrice solide est inhibée dans la période qui suit l'ignition. Cette inhibition est due d'une part à la difficulté pour l'oxygène de diffuser dans les pores pendant la sortie des produits de pyrolyse, et d'autre part à la consommation préférentielle de l'oxygène dans l'oxydation des produits de pyrolyse, principalement dans le cas où cette oxydation se développe sous forme de flamme. Ce n'est que lorsque la pyrolyse s'achève que la vitesse de combustion hétérogène peut atteindre sa valeur stationnaire normale, qui est alors pratiquement identique à celle du coke. Aux températures situées entre la température d'ignition du combustible solide et la température d'extinction du coke résiduel, la combustion est incomplète, une extinction intervenant à un degré de dévolatilisation d'autant plus grande que la température est élevée. Ce phénomène s'explique qualitativement par la théorie classique d'ignition thermique lorsqu'on l'applique au cas particulier des combustibles solides pyrolysables. Les températures d'ignition ainsi que les d

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

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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

fonctionne a la puissance nominale depuis le mois de decembre 1960. Ce reacteur est utilise comme source puisee de neutrons pour les experiences de physique fondees sur la methode du temps de vol. On l'emploie pour etablir la section efficace totale et la section efficace de capture des neutrons intermediaires, pour etudier l'interaction des neutrons lents et des corps solides ou liquides et pour mesurer les spectres neutroniques dans differents milieux. Le memoire decrit les caracteristique s essentielles de la construction du reacteur et les resultats d'experiences faites a l'aide de ce reacteur. Le regime de fonctionnemen t normal est celui des impulsions periodiques. Les impulsions de puissance sont produites par un deplacement rapide de la partie mobile du coeur a travers sa partie immobile. La partie mobile se trouve fixee sur un disque tournant et se deplace a une vitesse d'environ 230 m/s. Une zone mobile auxiliaire permet de modifier la frequence des impulsions de puissance entre 2,3 et 88 ips. Le reacteur a une puissance moyenne de 1 kW. La demi-largeur d'une impulsion de puissance est de 36 {mu}/s. Le reacteur est dote d'un systeme de commande et de securite qui assure le maintien automatique de la puissance moyenne et un arret rapide en cas de fonctionnement irregulier. Il est equipe d'un systeme de canalisations sous vide pour le passage des neutrons, qui permettent de mesurer le temps de vol. Le canal principal a 1000 m de long. Lors du demarrage du reacteur et durant les experiences de physique dont il a fait l'objet, on a etudie l'effet que produit sur la reactivite le deplacement des organes de commande et des parties mobiles du coeur; on a mesure la longueur des impulsions a des regimes de fonctionnement differents et etudie les fluctuations d'amplitude des impulsions de puissance. En outre, les auteurs ont procede a des mesures en vue de determiner la duree de vie des neutrons instantanes, la fraction effective de neutrons retardes et les coefficients de

Rapsodie; Rapsodie

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Vendryes, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; D' Ayguevives, Ch [Groupement Atomique Alsacienne Atlantique (France); Sahl, W [Association Euratom-CEA Cadarache, 13 - Saint-Paul-lez-Durance (France)

1964-07-01

interesting studies were carried out on the safety of Rapsodie, and in particular scale models (1/3 and 1/10) were used to estimate the damage caused by the theoretical maximum nuclear accident. The construction of the reactor was started in the autumn of 1961. The industrial architects are the Groupement Atomique Alsacienne Atlantique (G. AAA). A brief outline of the current situation in the construction will be given. (authors) [French] Rapsodie, le premier reacteur a neutrons rapides construit on France dans le cadre d'une Association entre Euratom et le CEA, repond a un triple but: - Il servira d'abord de reacteur experimental dont on etudiera en detail le comportement en regime statique et dynamique, - Les enseignements retires de sa construction et de son fonctionnement serviront a developper la technologie des futurs reacteurs industriels a neutrons rapides. - Son flux de neutrons rapides sera suffisant pour lui permettre de servir aux essais sous irradiation d'elements combustibles pour les reacteurs a neutrons rapides suivants. Rapsodie ayant deja fait l'objet de descriptions, on se contentera d'en faire ici une presentation tres breve en insistant sur les points particulierement significatifs et sur les recentes modifications du projet. Seront successivement evoques: - les principales caracteristiques neutroniques et thermiques, - les assemblages combustibles et fertiles, - le bloc pile et les circuits de refroidissement, - les principaux moyens de manutention des assemblages, - les principes et moyens qui regissent la conduite et la surete du reacteur. La construction du reacteur a ete precedee par la realisation de maquettes en vraie grandeur de ses parties essentielles comprenant notamment: - un circuit complet de sodium do 10 MW, prototype des deux circuits qui equiperont le reacteur, - une maquette du bloc pile (cuve, fermeture superieure, structures internes du coeur et de la couverture), munie d'un circuit de sodium special permettant d'effectuer des essais d

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

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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

Irradiation behaviour of mixed uranium-plutonium carbides, nitrides and carbonitrides; Comportement a l'irradiation de carbures, nitrures et carbonitrures mixtes d'uranium et de plutonium

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Mikailoff, H; Mustelier, J P; Bloch, J; Leclere, J; Hayet, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-07-01

In the framework of the research program of fast reactor fuels two irradiation experiments have been carried out on mixed uranium-plutonium carbides, nitrides and carbo-nitrides. In the first experiment carried out with thermal neutrons, the fuel consisted of sintered pellets sheathed in a stainless steel can with a small gap filled with helium. There were three mixed mono-carbide samples and the maximum linear power was 715 W/cm. After a burn-up slightly lower than 20000 MW day/tonne, a swelling of the fuel which had ruptured the cans was observed. In the second experiment carried out in the BR2 reactor with epithermal neutrons, the samples consisted of sintered pellets sodium bonded in a stainless steel tube. There were three samples containing different fuels and the linear power varies between 1130 and 1820 W/cm. Post-irradiation examination after a maximal burn-up of 1550 MW day/tonne showed that the behaviour of the three fuel elements was satisfactory. (authors) [French] Dans le cadre du programme d'etude des conibustiles pour reacteurs rapides, on a realise deux experiences d'irradiation de carbures, nitrures et carbonitrures mixtes d'uranium et de plutonium. Dans la premiere experience, faite en neutrons thermiques, le combustible etait constitue de,pastilles frittees gainees dans un tube d'acier inoxydable avec un faible jeu rempli d'helium. Il y avait trois echantillons de monocarbures mixtes, et la puissance lineaire maximale etait de 715 W/cm. Apres un taux de combustion legerement inferieur a 20 000 MWj/t, on a observe un gonflement des combustible qui a provoque, la rupture des gaines. Pans la seconde experience, realisee dans le reacteur BR2 en neutrons epithermiques, les echantillons etaient constitues de pastilles frittees gainees dans un tube d'acier avec un joint sodium. Il y avait trois echantillons contenant des combustibles differents, et la puissance lineaire variait de 1130 a 1820 W/cm. Les examens apres irradiation a un taux maximal de

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

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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

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)

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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

Critical mass, rod values and reactivity coefficients for Rapsodie; Masse critique, valeur des barres et coefficients de reactivite de rapsodie

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Stevens, L; Gourdon, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-07-01

Besides a brief general description, the report contains a description and discussion of the aims, the methods used and the results of critical mass, rod worth and static reactivity coefficient measurements on the Rapsodie reactor. (authors) [French] Apres une breve description generale, le rapport decrit et discute le but, les methodes employees et les resultats des mesures de masse critique, de reactivite des barres et des coefficients de reactivite statiques du reacteur RAPSODIE. (auteurs)

Fabrication and Testing of Prototype APM-Clad UO{sub 2} Fuel Elements; Fabrication et essai de prototypes de cartouches de combustible en bioxyde d'uranium gaine d'aluminium (APM); Izgotovlenie i ispytanie prototipa toplivnykh ehlementov na osnove UO{sub 2} s obolochkoj iz alyuminiya metodom poroshkovoj metallurgii; Elaboracion y ensayo de elementos combustibles prototipo de UO{sub 2} con revestimiento de aluminio sinterizado

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Ballif, III, J. L.; Friske, W. H.; Gordon, R. B. [Atomics International, Canoga Park, California (United States)

1963-11-15

elements had been removed from the reactor as a result of problems encountered with instrumentation associated with their tests. The other three elements were still in the reactor. The results of the experimental work to date give every indication that the APM-UO{sub 2} fuel system will achieve the goals set for the POPR programme. (author) [French] Dans le cadre du programme execute avec le ''Prototype Organic Power Reactor'' (POPR) de 50 MWe, des travaux importants ont ete entrepris en vue de mettre au point des produits de la metallurgie des poudres d'aluminium (APM) utilisables comme gaines d'elements combustibles en bioxyde d'uranium. Dans le cadre de ces travaux on a etudie des procedes d'emploi de melanges eutectiques, de soudure directe a Tare et de soudure par pression a froid (Kolweld) pour obturer l'extiemite des gaines. On a etudie l'emploi des vibrations pour le remplissage des gaines d'APM en combustible UO{sub 2}. Des essais hors pile ont ete faits pour recueillir des renseignements sur la compatibilite entre les produits APM et le bioxyde d'uranium. Les etudes ont revele que, dans les conditions actuelles, le recours aux melanges eutectiques etait la meilleure methode d'obturation des extremites; le remplissage par vibration a permis d'atteindre des densites de combustible de l'ordre de 80 a 88% de la valeur theorique et aucune reaction n'a ete observee entre les produits APM et UO{sub 2} dans la gamme des temperatures de fonctionnement de POPR (temperature maximum a l'interface combustible/gaine-455{sup o}C). A la suite de ces travaux preliminaires, on a fabrique cinq prototypes de cartouches de combustibles en UO{sub 2} gaine d'APM, que Gop a essayes dans le reacteur experimental a ralentisseur organique (OMRE). Chaque cartouche consistait en 24 ou 25 barreaux gaines d'APM, disposes en 5 rangees de 5 dans un recipient en acier nickele ou en aluminium APM. Pour ameliorer les echanges thermiques, les gaines d'APM extrudees etaient munies de 8 ailettes

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

Problems presented by the filtration and sampling of aerosols in the atomic energy programme; Problemes poses par la filtration et le prelevement des aerosols dans le cadre de l'energie atomique

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

1959-07-01

The maximum permissible limits for radioactive aerosols are much lower than those for aerosols encountered in the non-nuclear industries. These limits depend on numerous factors such as: nature of the radiation, half-life, etc. The radioactive aerosols can be prepared by various methods. The filtering of the air in high activity laboratories or in plutonium treatment factories necessitates an installation consisting of: - aspiration filters, - extraction filters of very high efficiency (those used for {alpha} emitter cells: designed to be replaced without incurring contamination risks; those used for {gamma} emitter cells: designed to be replaced by remote control). The filtering in nuclear reactors is also effectuated by filter papers: - the G1 reactor with open circuit: the air coolant is entirely filtered at the entry and on leaving; - the G2, G3 and EDF1 reactors with closed circuits: filtering under pressure of a small portion of the coolant gas. (author) [French] Les limites maxima permises des aerosols radioactifs sont beaucoup plus faibles que celles des aerosols rencontres dans l'industrie classique. Elles dependent de nombreux facteurs tel que: nature du rayonnement, periode radioactive, etc... La formation des aerosols radioactifs est de nature diverse. La filtration des laboratoires de haute activite, ou d'usines d'elaboration de plutonium conduit a des types d'installations comportant: - des filtres d'aspiration; - des filtres d'extraction a rendement extremement eleve (type pour cellules emettrices {alpha} concu pour etre change sans risque de contamination, type pour cellules emettrices {gamma}: concu pour etre change a distance) La filtration des reacteurs nucleaires sont egalement effectuee par des papiers filtres: - reacteur G1 a circuit ouvert: air de refroidissement totalement filtre a l'aspiration et a l'extraction; - reacteurs G2, G3, EDF1: a circuit ferme: filtration sous pression d'une faible partie du gaz de refroidissement. (auteur)

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

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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)

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

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

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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

Properties of low content uranium-molybdenum alloys which may be used as nuclear fuels; Proprietes des alliages uranium-molybdene de faibles teneurs utilisables comme materiaux combustibles

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

1964-07-01

sont presentees les caracteristiques metallurgiques des alliages uranium-molybdene de teneurs comprises entre 0,5 et 3 pour cent en poids de molybdene. Certains de ces alliages etant utilises dans les piles de puissance EdF, nous indiquons brievement les conditions de fonctionnement demandees aux materiaux combustibles: temperature maximum, gradient de temperature et pression externe. Dans une premiere partie sont etudiees les proprietes structurales des alliages en correlation avec les cinetiques des transformations de phases, nous decrivons les incidences de differents facteurs physico-metallurgiques sur la morphologie et sur la structure cristalline des materiaux: - conditions de solidification et heredite de la structure {gamma}, - vitesse de refroidissement au passage des points de transformation - suppression ou non de la transformation intermediaire {gamma} {yields} {beta} Dans une seconde partie, nous indiquons comment la connaissance des processus des transformations de phase a permis de definir les conditions d'elaboration optimales de ces materiaux sous forme de tubes de combustibles destines aux reacteurs EdF: conditions de coulee traitement de refroidissement controle, soudabilite. Dans une troisieme partie, nous etudions la stabilite thermique au cours de paliers de longue duree a haute temperature et de cycles, dans les deux domaines du diagramme d'equilibre {alpha} + {gamma}, {beta} + {gamma}; les influences de la morphologie (en particulier des deux types de pseudo-grains {alpha} observes) et de la vitesse de refroidissement lors du passage des points de transformation sont discutees. Dans une quatrieme partie, les proprietes mecaniques sont discutees resistance a la traction, resistance au fluage, resilience. Ces proprietes peuvent etre egalement influencees par l'heredite de la structure {gamma} et par la vitesse de refroidissement subie par l'alliage. En conclusion, nous developpons les raisons qui ont motive le choix de certains de ces alliages

Evolution des modèles mathématiques directs appliqués aux moteurs à combustion interne Evolution of Direct Mathematical Models Applied to Internal-Combustion Engines

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Rumiano N.

2006-11-01

Full Text Available Cet article rend compte de l'évolution présente et future des modèles mathématiques directs de simulation dans les moteurs. Ceux-ci sont basés sur la résolution des équations de Navier-Stokes, et deviennent peu à peu une nécessité surtout en ce qui concerne la combustion hétérogène. Après un aperçu sur l'état actuel des algorithmes de calcul et des sous-modèles physiques utilisés, on présente une revue des principaux codes de calcul appliqués au moteur, avec quelques-uns de leurs résultats. Après avoir évoqué les obstacles rencontrés lors de leur mise en oeuvre, on aborde l'évolution prévisible lors des prochaines années, tant pour les techniques de calcul que pour les codes eux-mêmes. This article describes the present and future evolution of direct mathematical models used for engine simulation. These models are based on the solving of Navier-Stokes equations and are gradually becoming an absolute necessity, especially with regard to heterogeneous combustion. Alter briefly describing the present state of the computing algorithms and physical submodels used, the leading computing codes applied to engines are reviewed, with some of their results. Then the stumbling blocks encountered during the implementation of these codes are described, followed by the foresable evolution in the next few years, for both computing techniques and the codes themselves.

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

Aerodynamic and thermal studies of cans of gas cooled fuel elements; Etudes aerodynamiques et thermiques de gaines d'elements combustibles refroidis par gaz

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Gelin, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Milliat, J P [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

1964-07-01

l'amelioration des grappes et s'est ensuite poursuivie dans les deux Laboratoires pour le refroidissement interne des elements combustibles annulaires. Au fur et a mesure de l'avancement de ces etudes, les moyens d'essais se sont amplifies tandis que les methodes experimentales n'ont cesse de s'ameliorer. Actuellement, les deux Laboratoires, qui travaillent en pleine collaboration, disposent de moyens puissants. Pour les grappes, l'effort a surtout porte sur les pertes de charge dues aux pieces d'assemblage et sur les variations de temperature autour des elements de la grappe. On est arrive ainsi a determiner d'une facon satisfaisante les points chauds de gaine, les deformations des crayons et les conditions de stabilite de ces deformations. Pour les gaines a chevrons, les etudes ont porte, d'une part sur l'evolution des performances en fonction des parametres geometriques, et, d'autre part sur les singularites aerodynamiques et thermiques creees tant par les ailettes que par les interruptions de cartouche. Ces etudes ont abouti a une connaissance tres complete des cartouches choisies pour les reacteurs EDF2 et EDF3, et ouvrent maintenant des perspectives tres encourageantes pour les reacteurs a venir, en particulier les reacteurs equipes d'elements annulaires; parmi les solutions convenant a la gaine interne de l'element annulaire, les corrugations et les ailettes longitudinales ont fait l'objet d'essais assez etendus dans une large plage de nombre de Reynolds. (auteurs)

Effect of Ash on Oxygen Carriers for the Application of Chemical Looping Combustion to a High Carbon Char Effet des cendres sur l’activité des porteurs d’oxygène dans la combustion du charbon en boucle chimique

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Rubel A.

2011-02-01

activity of the OCs and both OCs performed well. The results were promising for the application of CLC directly to solid fuels. L’application de la combustion en boucle chimique (CLC aux combustibles solides est actuellement étudiée à l’Université du Kentucky, au Centre de Recherche de l’Energie Appliquée (CAER dans le but de développer un procédé de gazéification/combustion en boucle chimique pressurisé (PCLC/G afin de générer de l’électricité à partir de charbon. Un des principaux aspects de la combustion en boucle chimique de combustibles solides est la compréhension de l’effet des cendres sur la réactivité des porteurs d’oxygène (OCs. L’effet des cendres sur la capacité de transfert d’oxygène et sur l’aptitude à oxyder le charbon est étudié avec deux porteurs d’oxygène à base d’oxydes de fer. Les cendres utilisées sont des cendres volantes provenant d’une centrale thermique au charbon. Les expériences sont réalisées dans un système composé d’une thermo-balance couplée à un spectrographe de masse (TGMS dans lequel on utilise d’abord 500 mg d’un mélange de cendres/porteurs d’oxygène à différentes concentrations de cendres allant jusqu’à 75 %. Le gaz réducteur est composé de 10 % de H2, 15 % de CO, 20 % de CO2 et de 55 % de Ar; et le gaz oxydant est composé de 20 % de O2 dans Ar. Les réactions d’oxydation/réduction sont quasi totales. D’après ces expériences, les cendres ont une activité propre de porteur d’oxygène, liée à la présence de fer dans les cendres, confirmée par les analyses DRX. Cela génère une augmentation du gain ou de la perte de masse du mélange pendant l’oxydation/réduction. Les vitesses d’oxydation/réduction augmentent avec la concentration des cendres à cause de l’augmentation de la porosité du mélange de porteurs d’oxygène avec les cendres, ce qui permet un meilleur accès des gaz réactifs sur les sites actifs des porteurs d’oxygène. Dans un

Fuel slugs considered for use in the high flux reactor EL3; Elements combustibles envisages pour la pile a haut flux EL 3

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Stohr, J A; Caillat, R; Gauthron, M; Montagne, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

EL3 was designed essentially for the study, under irradiation conditions, of materials used in the construction of atomic reactors. The study schedule allocates considerable time and effort to new types of fuel slugs. The present report described the various types of slug being tested or scheduled for tests. After laboratory study, each slug is tested in an experimental cell in the pile. The best are retained and used to charge the reactor (the present charge is purely provisional to permit first criticality and power rise tests)ren. [French] La pile EL3 est essentiellement destinee a l'etude sous irradiation des materiaux utilises dans la construction des reacteurs atomiques. Dans ce programme, une tres large part est reservee a l'etude de nouveaux elements combustibles. Le present rapport decrit les differentes solutions de cartouches dont l'essai est envisage ou en cours. Apres etude en laboratoire, chacune de ces solutions est testee dans une cellule experimentale en pile. Les meilleures seront retenues pour constituer le chargement normal de la pile (le chargement actuel etant essentiellement une solution provisoire qui a permis la divergence de la pile et les premiers essais de montee en puissance). (auteur)

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

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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)

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)

Cfd Based Shape Optimization of Ic Engine Optimisation de l'admission et des chambres de combustion des moteurs avec la modélisation 3D

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Griaznov V.

2006-12-01

Full Text Available Intense competition and global regulations in the automotive industry has placed unprecedented demands on the performance, efficiency, and emissions of today's IC engines. The success or failure of a new engine design to meet these often-conflicting requirements is primarily dictated by its capability to provide minimal restriction for the inducted and exhausted flow and by its capability to generate strong large-scale in-cylinder motion. The first criterion is directly linked to power performance of the engine, while the latter has been shown to control the burn rate in IC engines. Enhanced burn rates are favorable to engine efficiency and partial load performance. CFD based numerical simulations have recently made it possible to study the development of such engine flows in great details. However, they offer little guidance for modifying the ports and chamber geometry controlling the flow to meet the desired performance. This paper presents a methodology which combines 3D, steady state CFD techniques with robust numerical optimization tools to design, rather than just evaluate the performance, of IC engine ports and chambers. La forte concurrence et les réglementations dans l'industrie automobile entraînent aujourd'hui une exigence sans précédent de performance, de rendement et d'émissions pour les moteurs à combustion interne. Le succès ou l'échec de la conception d'un nouveau moteur satisfaisant à ces propriétés, souvent contradictoires, est dicté, dans un premier temps, par l'obtention d'une restriction minimale des débits d'admission et d'échappement, ensuite, par la nécessité de générer des écoulements forts de grande amplitude. Le premier critère est directement lié à la performance du moteur, tandis que le second est reconnu comme contrôlant la combustion. Des dégagements de chaleur accélérés améliorent le rendement et les performances à faible charge. La simulation 3D rend possible depuis peu d

Techniques de combustion Combustin Techniques

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Perthuis E.

2006-11-01

Full Text Available L'efficacité d'un processus de chauffage par flamme est étroitement liée à la maîtrise des techniques de combustion. Le brûleur, organe essentiel de l'équipement de chauffe, doit d'une part assurer une combustion complète pour utiliser au mieux l'énergie potentielle du combustible et, d'autre part, provoquer dans le foyer les conditions aérodynamiques les plus propices oux transferts de chaleur. En s'appuyant sur les études expérimentales effectuées à la Fondation de Recherches Internationales sur les Flammes (FRIF, au Groupe d'Étude des Flammes de Gaz Naturel (GEFGN et à l'Institut Français du Pétrole (IFP et sur des réalisations industrielles, on présente les propriétés essentielles des flammes de diffusion aux combustibles liquides et gazeux obtenues avec ou sans mise en rotation des fluides, et leurs répercussions sur les transferts thermiques. La recherche des températures de combustion élevées conduit à envisager la marche à excès d'air réduit, le réchauffage de l'air ou son enrichissement à l'oxygène. Par quelques exemples, on évoque l'influence de ces paramètres d'exploitation sur l'économie possible en combustible. The efficiency of a flame heating process is closely linked ta the mastery of, combustion techniques. The burner, an essential element in any heating equipment, must provide complete combustion sa as to make optimum use of the potential energy in the fuel while, at the same time, creating the most suitable conditions for heat transfers in the combustion chamber. On the basis of experimental research performed by FRIF, GEFGN and IFP and of industrial achievements, this article describesthe essential properties of diffusion flames fed by liquid and gaseous fuels and produced with or without fluid swirling, and the effects of such flames on heat transfers. The search for high combustion temperatures means that consideration must be given to operating with reduced excess air, heating the air or

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

can often exhibit preferential release of particular elements, rapid fission- product release during temperature changes, and fission-gas release after reactor shutdown. The use of this technique allows fundamental information to be obtained on the performance of prototype fuel materials without the necessity for large testing reactors or high-level cave facilities for handling irradiated specimens. (author) [French] On peut employer avec profit un reacteur de recherche pour etudier la mobilite des produits de fission dans les prototypes de combustibles nucleaires en creant un milieu analogue a celui dans lequel le combustible est appele a fonctionner normalement, et en controlant rigoureusement les conditions de l'experience, tout en prevoyant une certaine souplesse dans le dispositif d'experimentation. Si l'on fait varier les conditions d'irradiation et que l'on procede a une analyse quantitative des produits de fission de courte periode liberes par l'echantillon, on pourra determiner les mecanismes de la liberation des produits de fission et leurs rapports avec les proprietes physiques et chimiques tant du combustible servant d'echantillon que des produits de fission eux-memes. On pourra en outre obtenir des donnees de technogenie utiles sur la valeur brute de la radioactivite liberee et la duree de vie probable du combustible. En regle generale, on irradie les echantillons dans des capsules a double paroi qu'on chauffe et introduit dans la piscine ou dans les canaux d'irradiation du reacteur, les produits de fission volatils liberes etant elimines de la capsule par un gaz de balayage. Etant donne .que le rapport entre la vitesse de degagement et la periode du radioisotope constitue un indice important du mecanisme, on recueille et analyse les gaz de fission- krypton et xenon - dont la periode va de 1,7 s jusqu'a 5,3 d. On determine les gaz rares de courte periode (krypton-89, krypton-91, krypton-92, xenon-137, xenon-138, xenon-139, xenon-140 et xenon-141) en

The life of some metallic uranium based fuel elements; Duree de vie de quelques combustibles a base d'uranium metal

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

Description of some theoretical and experimental data concerning the design and most economic preparation of metallic uranium based fuel elements, which are intended to produce an energy of 3 kW days/g of uranium in a thermal reactor, at a sufficiently high mean temperature. Experimental results obtained by testing by analogy or by actually trying out fuel elements obtained by alloying uranium with other metals in proportions such that the resistance to deformation of the alloy produced is much higher than that of pure metallic uranium and that the thermal utilisation factor is only slightly different from that of the uranium. (author) [French] Description de quelques donnees theoriques et experimentales concernant la conception et la preparation la plus economique d'elements combustibles a base d'uranium metallique naturel, destines a degager dans un reacteur thermique une energie de l'ordre de 3 kWj/g d'uranium a une temperature moyenne suffisamment elevee. Resultats experimentaux acquis par tests analogiques ou reels sur combustibles obtenus par alliage de l'uranium avec des elements metalliques en proportions telles que la resistance a la deformation soit bien superieure a celle de l'uranium metal pur et que le facteur propre d'utilisation thermique n ne soit que peu affecte. (auteur)

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

instrument for reactor components are discussed. Special attention is given to the possibility of using a small and versatile pick-up by means of manipulators in the ''hot'' zones and on ''hot'' materials. The increase of surface roughness with increasing irradiation dose is discussed. (author) [French] Full text: L'auteur presente les problemes de mesure de l'epaisseur de feuilles et des parois de tubes et recipients en aciers austenitiques ou en metaux non ferreux. Deux methodes de mesure des epaisseurs sans contact sont discutees: la mesure, par courants de Foucault, de l'epaisseur de feuilles et des parois de recipients en metaux non ferreux ou en aciers austenitiques, au moyen de bobines se deplacant le long des pieces a examiner: la mesure, par courants de Foucault, de l'epaisseur des parois de tubes, au moyen de bobines dans lesquelles se deplacent les pieces a examiner. L'auteur decrit des instruments appropries et le mode d'utilisation. Il discute egalement la mesure de l'epaisseur des parois de parties constitutives de reacteurs, en metaux non ferreux, par la 'methode de la bille magnetique' et explique le principe de ce nouveau type de mesure et son domaine d'utilisation - notamment pour les mesures par points; il decrit un instrument approprie. L'auteur examine la mesure des revetements non magnetiques de materiaux magnetiques; il explique les principes de mesure (methodes fondees sur les champs magnetiques des courants continus et des courants alternatifs) et decrit des instruments de mesure de revetements non magnetiques dont l'epaisseur varie entre 3 {mu}m et 20 mm. Il expose le probleme special de la mesure des depots de stellite sur les parois en aciers ferritiques des cuves de reacteurs. La mesure des revetements non conducteurs de metaux non ferreux est etudiee. Le memoire explique le principe de mesure (courants de Foucault). Il decrit un instrument approprie et donne des exemples de mesures typiques. L'auteur examine egalement la mesure sans contact, en

Les piles à combustible. Bilan des travaux de recherches. Perspectives Fuel Cells. Review of Research. Outlook

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Breelle Y.

2006-11-01

Full Text Available Cet article fait le point, sous forme résumée, des travaux de recherches et de développement menés par l'Institut Français du Pétrole (IFP depuis vingt ans dans le domaine des piles à combustible : sélection des filières directes conduisant au choix de la pile hydrogène-air basse température à électrolyte basique, mise au point des générateurs à hydrogène alimentés en méthanol. On présente les résultats obtenus et les conclusions des enquêtes effectués dans le domaine des groupes électrogènes et des applications spéciales, dans celui de la traction automobile et dans celui de la production massive d'électricité. This article reviews and sums up the research and development done by Institut Français du Pétrole (IFP in the last 20 years in the field of fuel cells, including the selection of direct methods leading to the choice of low-temperature basic-electrolyte hydrogen/air cells and the development of methanol-powered hydrogen generators. The results obtained are desceibed along with the conclusions of surveys made in the field of electric generators and special applications in the fields of automotive traction and massive electricity production.

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)

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)

Optimization of Gas Turbine Cogeneration Systemfor Various Heat Exchanger Configurations Optimisation des systèmes de turbine à combustion en cogénération pour différentes configurations des échangeurs de chaleur

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Costea M.

2011-11-01

Full Text Available The present paper investigates and compares the performance of three configurations of Gas Turbine systems allowing cogeneration of heat and electricity, on the basis of an irreversible regenerative Brayton-Joule cycle. The proposed model is developed for two different cycle constraints, namely, an imposed heat transfer rate released by the fuel combustion, or an imposed maximum cycle temperature. The model also includes the irreversibility due to the friction in the compressor and turbine, and due to the heat losses in the combustion chamber and heat exchangers. Energy efficiency for the system without and with cogeneration, and the exergetic efficiency are used in order to emphasize the cogeneration advantages, but also to help the designer to choose the best configuration of the Gas Turbine system that suits to his needs. Experimental data from a real operating microturbine were used to validate the model. The power output and the energy and exergetic efficiencies are optimized with respect to a set of operating parameters. The optimum values of the Gas Turbine engine parameters corresponding to maximum power output and respectively to maximum thermodynamic efficiency are discussed. The results show same optimal values of the compression ratio corresponding to almost all maximum performances for an imposed heat transfer rate released by the fuel combustion, excepting the maximum exergetic efficiency that requires higher optimal values of the compression ratio than the maximum exergy rate one. A performance comparison of the three configurations is done and future perspectives of the work are proposed. Cet article explore et compare les performances des trois configurations de systèmes de turbine à combustion permettant la production combinée de chaleur et d’électricité, sur la base du cycle irréversible régénératif de Brayton-Joule. Le modèle proposé est développé pour deux contraintes différentes sur le cycle, notamment le

Apparatus of irradiation of steel test pieces in the Marcoule pile G 1; Dispositifs d'irradiation d'eprouvettes d'acier dans la pile G 1 de Marcoule

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Marinot, R; Wallet, Ph [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

Test pieces of steel were irradiated in the reactor G1 at Marcoule, in convectors replacing fuel elements, and in vertical channels in furnace-heated containers. The apparatus designed for this irradiation is described: containers, converter-rods, suspension fixtures and clamps, temperature measurement devices, lead castles and unloading set-ups. (author) [French] Des eprouvettes d'acier ont ete irradiees dans le reacteur G1 de Marcoule dans des convertisseurs mis a la place d'elements combustibles, et dans des canaux verticaux, en conteneurs chauffes par four. Nous decrivons l'appareillage etudie pour cette irradiation: conteneurs, barreaux-convertisseurs, dispositifs de suspension et d'amarrage, dispositifs de regulation et de mesure de temperature, chateaux de plomb et montages de defournement. (auteur)

Coextrusion applied to the construction of fuel elements in solid or powder form; Coextrusion appliquee a la realisation d'elements combustibles massifs ou disperses

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Montagne, R; Meny, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

In this issue is described, in the first part, a realisation process of fuel elements for nuclear reactors. A contact as good as possible is achieved between the fuel and the can by both elements simultaneous extrusion. In this way a real weld is work out between the two metals. This weld can be improved by a thermic treatment that bring a diffusion. In this article are described the test carried out on these co extruded elements. In the second part, the fabrication of dispersed fuel elements studied: a 30 per cent weight U uranium-aluminium alloy is used, valuable with 20 per cent enriched uranium. The dimensions of the fuel element have been fixed at: external diameter: 30 mm, internal diameter: 24 mm, length of the core: 300 mm, thickness of the can: 0,4 mm. The method of fabrication is pressing of the mixed uranium and aluminium powders in an aluminium can, and extrusion at 500 deg. C.; one end is directly canned by extrusion and the other by welding of an aluminium plug. The results of the first test are described. (author) [French] Dans ce memoire est decrit, en premiere partie, un procede d'obtention d'elements combustibles pour reacteurs atomiques. Un contact aussi bon que possible est realise entre le combustible et la gaine grace au filage simultane des deux elements. Une veritable soudure est ainsi realisee entre les deux metaux. Celle-ci peut ensuite etre amelioree par un traitement thermique provoquant une diffusion. Les essais effectues sur ces elements coextrudes sont decrits dans cet article. Dans une deuxieme partie, la fabrication d'elements combustibles disperses est etudiee, avec un alliage uranium-aluminium a 30 pour cent en poids d'uranium, valable pour un enrichissement de l'uranium de 20 pour cent. Les dimensions des elements combustibles ont ete fixees a: diametre exterieur: 30 mm, diametre interieur: 24 mm, longueur du noyau: 300 mm, epaisseur de la gaine: 0,4 mm. La methode de fabrication est le pressage dans un pot en aluminium du

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

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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

Radiation hazards in the neighbourhood of uranium reactors; Dangers des rayonnements aupres des piles a uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1956-07-01

Radiation hazards near uranium reactors may be divided in two groups. Hazards when the reactor is normally operating: {gamma} radiation from hot uranium or air contamination by fission gases, {gamma} radiation or contamination by the coolant (air, nitrogen, heavy-water), {gamma} radiation from radioisotopes. Hazards in the case of an accident: presence of hot uranium in the atmosphere, soil contamination. (author) [French] Les dangers d'irradiation aupres des piles a uranium sont a classer essentiellement en deux groupes. Les dangers existant aupres d'une pile exploitee normalement: irradiation {gamma} par l'uranium irradie ou contamination de l'air par des gaz de fission, irradiation {gamma} ou contamination par les fluides de refroidissement (air, azote, eau lourde), irradiation {gamma} par les radioelements fabriques. Les dangers en cas d'accident survenant a un reacteur en fonctionnement, ayant pour consequence : la presence dans l'air d'uranium irradie, la contamination du sol. (auteur)

The general formulation and practical calculation of the diffusion coefficient in a lattice containing cavities; Formulation generale et calcul pratique du coefficient de diffusion dans un reseau comportant des cavites

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

1959-07-01

The calculation of diffusion coefficients in a lattice necessitates the knowledge of a correct method of weighting the free paths of the different constituents. An unambiguous definition of this weighting method is given here, based on the calculation of leakages from a zone of a reactor. The formulation obtained, which is both simple and general, reduces the calculation of diffusion coefficients to that of collision probabilities in the different media; it reveals in the expression for the radial coefficient the series of the terms of angular correlation (cross terms) recently shown by several authors. This formulation is then used to calculate the practical case of a classical type of lattice composed of a moderator and a fuel element surrounded by an empty space. Analytical and numerical comparison of the expressions obtained with those inferred from the theory of BEHRENS shows up the importance of several new terms some of which are linked with the transparency of the fuel element. Cross terms up to the second order are evaluated. A practical formulary is given at the end of the paper. (author) [French] Le calcul des coefficients de diffusion dans un reseau suppose la connaissance d'un mode de ponderation correct des libres parcours des differents constituants. On definit ici sans ambiguite ce mode de ponderation a partir du calcul des fuites hors d'une zone de reacteur. La formulation obtenue, simple et generale, ramene le calcul des coefficients de diffusion a celui des probabilites de collision dans les differents milieux; elle fait apparaitre dans l'expression du coefficient radial la serie des termes de correlation angulaire (termes rectangles), mis en evidence recemment par plusieurs auteurs. Cette formulation est ensuite appliquee au calcul pratique d'un reseau classique, compose d'un moderateur et d'un element combustible entoure d'une cavite; la comparaison analytique et numerique des expressions obtenues avec celles deduites de la theorie de BEHRENS

Improvements of the sensitivity of burst cartridge detection; Amelioration du seuil de detection des ruptures de gaine

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-07-01

I - Special tests for improving the sensitivity of burst cartridge detection equipment in power reactors II - Scintillator purge-flow tests using aged gas in the B.C.D. /E.D.F. 2 Summary. - The first part of this report describes the tests carried out on fission product detectors by a process in which gas is continuously injected in front of the scintillator. Using this system, the background is reduced and perturbations caused by pneumatic switches on the prospecting circuits are eliminated. The quality of the signals thus obtained permits better processing of the data and thus leads to a possible improvement in the sensitivity of burst cartridge detection. The second part gives results of tests carried out with both fresh and aged gases, the economic advantage of the latter being that it permits recycling through the reactor. Reduction of the background is less pronounced but the advantage of the stable signals is conserved. (author) [French] I - Essais speciaux pour ameliorer le seuil de detection des installations de D.R.G. des reacteurs de puissance II- Essais de balayage sous scintillateur avec gaz vieilli a la D.R.G. /E.D.F. 2 Sommaire. - La premiere partie de ce rapport decrit les essais effectues sur les detecteurs de produits de fission par un procede d'injection continue de gaz sous le scintillateur. Grace a ce systeme on obtient une reduction du bruit de fond et l'elimination des perturbations causees par les commutations pneumatiques des circuits de prospection. La qualite des signaux obtenus ainsi permet un meilleur traitement des informations d'ou une amelioration possible du seuil de detection des ruptures de gaines. La seconde partie donne les resultats d'essais effectues avec du gaz propre et vieilli, l'utilisation de ce dernier presentant l'avantage economique d'etre recycle du reacteur. La reduction du bruit de fond est moins importante mais on conserve l'avantage de la stabilisation des signaux. (auteur)

Modélisation de la combustion de fuels lourds prenant en compte la dispersion des asphaltènes Modeling Heavy Fuel-Oil Combustion (While Considering Or Including Asphaltene Dispersion

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Audibert F.

2006-11-01

Full Text Available Divers modèles, ayant pour but de prédire le taux d'imbrûlés solides lors de la combustion du fuel lourd, ont été mis au point dans le passé. Les paramètres entrant en ligne de compte sont le plus souvent les teneurs en résidus lourds hydrocarbonés (asphaltènes précipités au pentane ou à l'heptane et carbone Conradson et en métaux : c'est le cas des modèles Exxon et Shell développés respectivement en 1979 et 1981. D'autres modèles tiennent compte, en plus de la composition du fuel, de son mode d'atomisation, de son mode de diffusion dans le foyer et de la cinétique de combustion : on peut citer les travaux du Laboratoire Energie du MIT publiés en 1986. Néanmoins, ces facteurs ne sont pas les seuls à intervenir : l'expérience a montré que l'état de dispersion des asphaltènes peut jouer également un grand rôle, notamment dans le cas d'installations de combustion à injection mécanique, pour lesquelles la dispersion des gouttelettes n'est pas aussi fine que pour des installations munies d'une injection assistée par la vapeur. Cette influence de la dispersion des asphaltènes sur la combustion a été mise en évidence dans le passé par l'utilisation d'additifs dispersants et également par la combustion de fuels lourds constitués par dilution d'asphaltes précipités au pentane avec un gas-oil de cracking catalytique de raffinerie (LCO. Ce sont ces fuels que l'on a considérés dans la présente étude. L'effet de ce facteur dispersion n'a pas été quantifié jusqu'alors, la difficulté étant de définir une grandeur mesurable représentant la répartition des agglomérats d'asphaltènes. Dans cette étude, on a essayé en un premier temps de faire une approche fractale de la répartition des asphaltènes à partir de clichés (préparés par la société Total, cette méthode ayant déjà été utilisée avec succès pour décrire des structures d'aspects comparables. Malheureusement, on s'est heurté à des

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

Apparatus of irradiation of steel test pieces in the Marcoule pile G 1; Dispositifs d'irradiation d'eprouvettes d'acier dans la pile G 1 de Marcoule

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Marinot, R.; Wallet, Ph. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

Test pieces of steel were irradiated in the reactor G1 at Marcoule, in convectors replacing fuel elements, and in vertical channels in furnace-heated containers. The apparatus designed for this irradiation is described: containers, converter-rods, suspension fixtures and clamps, temperature measurement devices, lead castles and unloading set-ups. (author) [French] Des eprouvettes d'acier ont ete irradiees dans le reacteur G1 de Marcoule dans des convertisseurs mis a la place d'elements combustibles, et dans des canaux verticaux, en conteneurs chauffes par four. Nous decrivons l'appareillage etudie pour cette irradiation: conteneurs, barreaux-convertisseurs, dispositifs de suspension et d'amarrage, dispositifs de regulation et de mesure de temperature, chateaux de plomb et montages de defournement. (auteur)

Automatic welding of fuel elements; Soudure automatique des elements combustibles

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

The welding process depends on the type of fuel element, the can material and the number of cartridges to be welded: - inert-gas welding (used for G2 and the 1. set of EL3), - inert atmosphere arc welding (used for welding uranium and zirconium), - electronic welding (used for the 2. set of EL3 and the tank of Proserpine). (author) [French] Suivant le type d'element combustible, le materiau de gaine et l'importance de la serie a fabriquer, le soudeur dispose des differents procedes examines dans cette communication: - soudure classique a l'arc sous gaz inerte (utilisee pour G2 et le premier jeu EL3), - soudure en atmosphere complete d'argon (utilisee pour la soudure d'uranium et de zirconium), - soudure electronique (utilisee pourdeuxieme jeu EL3 et la cuve de Proserpine). (auteur)

Instrumentation for Sodium Circuits; Instrumentation des Circuits de Sodium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Cambillard, E. [CEA, Centre d' Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses (France); Lions, N. [CEA, Centre d' Etudes Nucleaires de Cadarache (France)

1967-06-15

RAPSODIE. A description is given of the modifications carried out in connection with the mechanical zero adjustment and the measurement chain. (author) [French] Les instruments de mesure qui ont ete principalement etudies et experimentes au CEA pour les reacteurs ''a sodium comportent des debitmietres electromagnetiques, des indicateurs de niveau et des manometres differentiels. Les auteurs donnent les caracteristiques principales des debitmietres du reacteur RAPSODIE, qui sont a aimant permanent ou a electro -aimant (sur les circuits primaires). Ils decrivent les methodes d'etalonnage utilisees qui font appel a des diaphragmes ou des Venturis comme debitmietres etalons et indiquent les resultats de mesure obtenus pour des debits de sodium maximaux de 400 m{sup 3}/h. Trois types d'indicateurs continus de niveau ont ete etudies: Indicateur a resistance. Les auteurs decrivent deux variantes equipant les circuits d'essai de RAPSODIE de 1 et 10 MW. L'une comporte une resistance de compensation disposee sur toute la hauteur de l'element de mesure (les indicateurs continus du reacteur RAPSODIE sont actuellement de ce type). L'autre possede un dispositif permettant le chauffage d e l ''element de mesure en vue d {sup e}mpecher la formation- eventuelle de depots conducteurs (les essais en sodium de prototypes sont termines). Indicateur a induction Il comprend deux bobines couplees et un dispositif permettant une compensation des effets de temperature. Les auteurs decrivent le prototype qui a ete construit et indiquent les resultats obtenus au cours des essais en sodium. Indicateur ultra-sons. Il est caracterise par l'utilisation d'un transmetteur place en haut et a l'exterieur de la cuve de sodium, et d'un guide d'ondes vertical dont l'extremite inferieure plongeant dans le metal liquide possede un systeme reflechissant qui renvoie le faisceau ultra-sonore vera la surface. Des reperes fixes permettent un etalonnage permanent; l'ensemble de l'appareil est entierement soude. Cet

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)

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

experiences a l'aide d'ensembles critiques et les comparaisons faites entre experiences exponentielles et experiences critiques font l'objet d'un apercu dans le present memoire et d'un expose detaille dans un autre memoire. 3. Evaluation des barres de controle Une analyse appropriee des experiences exponentielles semble donner de bons resultats lorsqu'il s'agit de mesures de l'antireactivite totale. Cependant, si l'on veut etudier convenablement certaines caracteristiques du flux, il faut un ensemble critique de dimensions normales tel que le PDP. 4. Coefficients de temperature Les experiences exponentielles offrent une methode excellente si l'on veut determiner le coefficient thermique du laplacien pour un chauffage de reseau uniforme. Une installation speciale (PSE) du SRL permet de proceder a ces mesures a des temperatures allant jusqu'a 215 Degree-Sign C. Pour un chauffage non uniforme, on prefere generalement utiliser des ensembles critiques. 5. Reseaux mixtes Dans les reacteurs, on utilise rarement les reseaux uniformes simples auxquels les experiences exponentielles s'appliquent essentiellement. Au SRL, on fait des experiences critiques a chargements mixtes tant pour mesurer les effets directs dans des maquettes de reacteurs que pour verifier les calculs de diffusion heterogenes et a deux dimensions. 6. Etudes,au point de vue de l'etat critique, du comportement dans l'eau ordinaire d'un combustible destine a un reseau a eau lourde Les ensembles exponentiels du SRL se sont reveles particulierement utiles pour les etudes visant a determiner comment manipuler le combustible enrichi dans l'eau ordinaire. Ces travaux ne necessitent pas une tres grande exactitude; les experiences exponentielles d'un caractere, plus general sont nettement preferables aux experiences critiques d'un caractere plus particulier. (author) [Spanish] Con los conjuntos criticos y los exponenciales se obtienen generalmente informaciones en parte repetidas sobre los reticulados de reactor. En los

Influence de la nature des fuels lourds sur la qualité de leur combustion Influence of Heavy Fuel Oil Composition on Particulate Emissions

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Feugier A.

2006-11-01

Full Text Available A partir d'études de combustion de fuels lourds numéro 2 effectuées dans une chaudière de 1 MW et dans un foyer de 0,1 MW, on conclut que le résidu de Carbone Conradson (CCR des fuels est un bon indicateur de leur combustibilité, mais qu'il n'est pas suffisant dans tous les cas, c'est-à-dire que pour un même CCR, on peut mesurer des valeurs différentes en indice pondéral. Plusieurs interpréta. tions possibles ont été proposées et vérifiées : a Le résidu de Carbone Conradson, résultat d'une pyrolyse lente, est une procédure qui n'est pas suffisamment représentative des conditions réelles. Or, en soumettant un certain nombre de fuels à une pyrolyse flash (technique de la grille chauffée, on observe une bonne corrélation entre la quantité de résidu résultant et le CCR. Donc, ce dernier reste un bon indicateur de combustibilité. b Pour les fuels ex résidu atmosphérique, ex résidu sous-vide et ex désasphaltage, on détermine de satisfaisantes corrélations entre le CCR et certaines caractéristiques physico-chimiques de la fraction lourde des fuels (point de coupe choisi 450°C : polyaromaticité (mesurée par RMN du Carbone 13, C/H, masse moléculaire. Cependant, les fuels de visco-réduction satisfont à d'autres corrélations, de même que les résidus de vapocraquage. Donc, pour ces classes de fuels, on peut prévoir des anomalies entre indice pondéral et CCR, ce qui est observé dans certains équipements. c On observe que pour une même valeur de CCR, la proportion relative entre fractions légères et fractions lourdes des fuels peut parfois varier très sensiblement avec pour conséquence des modifications dans les cartes de richesse et de température des flammes résultantes, et donc des variations dans les émissions particulaires. L'importance de telles variations dépendra des types de brûleurs et de chambres de combustion dans lesquelles la flamme se développera. On the basis of combustion runs of

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.

Information derived from French studies and achievements in the field of uranium isotope separation; Enseignements tires des etudes et realisations francaises relatives a la separation des isotopes de l'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Frejacques, C; Galley, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The work carried out in the field of uranium isotope separation, by gaseous diffusion and by ultracentrifugation, is reviewed. An economic estimate of the various parameters involved in the cost is given, and it is shown that only very large gaseous diffusion plants, corresponding to a programme of enriched uranium reactors of at least 4000 MWe to be installed yearly, can give an economically acceptable enriched uranium production. (authors) [French] La communication passe en revue les realisations effectuees dans le domaine de la separation des isotopes de l'uranium, par diffusion gazeuse et par ultracentrifugation. Elle donne une estimation economique des differents parametres intervenant dans les couts et met en evidence que seules les tres grandes usines de diffusion gazeuse, correspondant a un programme d'installation de reacteurs a uranium enrichi d'au moins 4000 MWe nouveaux par an, peuvent conduire a des productions d'uranium enrichi economiquement acceptables. (auteurs)

Use of tri-laurylamine during the retreatment of irradiated fuels; Utilisation de la trilaurylamine au retraitement des combustibles irradies

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bathellier, A; Koehly, G; Perez, J J; Chesne, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The purification of aqueous solutions of plutonium can be made by extraction of the Pu (IV) nitrate complex using trilaurylamine in dodecane. The principal physical properties of this solution are considered along with its extractive properties and the influence of foreign ions on the extraction. The application of this method of extraction in a processing cycle for irradiated material is proposed: either for a final purification process or for auxiliary cycles for recovering plutonium from metal production wastes, oxalate precipitation supernatants, or any general aqueous plutonium waste solution. Also proposed are clean-up procedures for regeneration of an extractive solution which has undergone chemical or radiolytic degradation. (authors) [French] La purification du plutonium contenu dans des solutions aqueuses peut etre effectuee par extraction du nitrate de l'ion tetravalent par la trilaurylamine diluee dans du dodecane. Les principales proprietes physiques de ce solvant sont passees en revue ainsi que ses proprietes extractives et l'influence des ions etrangers sur celles-ci. L'application de cette methode d'extraction dans le cycle de traitement des combustibles irradies est envisagee: soit dans le traitement de purification finale, soit dans les cycles annexes ayant trait a la recuperation de plutonium a partir des scories d'elaboration du metal, des eaux-meres oxaliques et d'une facon generale des solutions aqueuses contenant du plutonium. Des traitements de regeneration du solvant ayant subi des degradations chimique ou radiolytique, sont proposes. (auteurs)

Use of tri-laurylamine during the retreatment of irradiated fuels; Utilisation de la trilaurylamine au retraitement des combustibles irradies

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bathellier, A.; Koehly, G.; Perez, J.J.; Chesne, A. [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The purification of aqueous solutions of plutonium can be made by extraction of the Pu (IV) nitrate complex using trilaurylamine in dodecane. The principal physical properties of this solution are considered along with its extractive properties and the influence of foreign ions on the extraction. The application of this method of extraction in a processing cycle for irradiated material is proposed: either for a final purification process or for auxiliary cycles for recovering plutonium from metal production wastes, oxalate precipitation supernatants, or any general aqueous plutonium waste solution. Also proposed are clean-up procedures for regeneration of an extractive solution which has undergone chemical or radiolytic degradation. (authors) [French] La purification du plutonium contenu dans des solutions aqueuses peut etre effectuee par extraction du nitrate de l'ion tetravalent par la trilaurylamine diluee dans du dodecane. Les principales proprietes physiques de ce solvant sont passees en revue ainsi que ses proprietes extractives et l'influence des ions etrangers sur celles-ci. L'application de cette methode d'extraction dans le cycle de traitement des combustibles irradies est envisagee: soit dans le traitement de purification finale, soit dans les cycles annexes ayant trait a la recuperation de plutonium a partir des scories d'elaboration du metal, des eaux-meres oxaliques et d'une facon generale des solutions aqueuses contenant du plutonium. Des traitements de regeneration du solvant ayant subi des degradations chimique ou radiolytique, sont proposes. (auteurs)

Activity report 1998/1999; Rapport d'activite 1998/1999

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1998-07-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement d'Etudes des Combustibles'' (DEC), during the period 1998-1999: developments in terms of structure, staff, scientific research programs, publications and contracts. DEC is one of the department of the ''Departement des Reacteurs Nucleaires'' (DRN), itself depending of the CEA Institution. This report is divided in three parts. The first part gathers information on staff, budget and management. The part 2 presents the scientific programs in the domains of the nuclear Park competition improvement and renewal, the minor actinides incineration, thermo-mechanical codes and atomic calculations on fuel. The last part is devoted to publications,communication and training. (A.L.B.)

Activity report 1998/1999

International Nuclear Information System (INIS)

1998-01-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement d'Etudes des Combustibles'' (DEC), during the period 1998-1999: developments in terms of structure, staff, scientific research programs, publications and contracts. DEC is one of the department of the ''Departement des Reacteurs Nucleaires'' (DRN), itself depending of the CEA Institution. This report is divided in three parts. The first part gathers information on staff, budget and management. The part 2 presents the scientific programs in the domains of the nuclear Park competition improvement and renewal, the minor actinides incineration, thermo-mechanical codes and atomic calculations on fuel. The last part is devoted to publications,communication and training. (A.L.B.)

Recent developments in the field of refractory fuels; Developpements recents dans le domaine des combustibles refractaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Accary, A; Delmas, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

or arc fusion). This latter method is based on fusion by electronic bombardment associated with the continuous casting. (authors) [French] L'effort des recentes annees au Commissariat a l'Energie Atomique dans le domaine des combustibles ceramiques a surtout porte sur le bi-oxyde d'uranium et les alliages uranium-carbone. Le bi-oxyde d'uranium est etudie dans l'optique de son utilisation comme combustible de la premiere charge d'EL 4, dans laquelle on impose au point le plus charge une conductibilite thermique integree de 29 W/cm pour une temperature de surface de 750 C environ. On s'est specialement preoccupe de mettre en place un procede de preparation d'une poudre de bi-oxyde de bonnes caracteristiques et le frittage industriel de cette poudre, et d'evaluer les principales proprietes des corps obtenus en relation avec les conditions des corps obtenus en relation avec les conditions prevues de leur utilisation: - aspect de micro-structure et distribution des pores, - comportement mecanique et thermique en geometrie cylindrique, - controle de l'oxygene excedentaire dans les produits industriels, - compatibilite aux hautes temperatures avec les oxydes utilisables comme isolants thermiques, - comportement des produits de fission gazeux a haute temperature apres irradiation ou au cours de l'irradiation. Dans le cas des carbures d'uranium, notre but a ete de determiner les conditions de fabrication industrielle d'un combustible satisfaisant de composition voisine de UC. Ceci nous a conduits a entreprendre un certain nombre d'etudes fondamentales Sur le domaine d'existence de UC non stoechiometrique, - l'influence, sur les proprietes de UC, des elements O et N dissous dans ce materiau, - la compatibilite des alliages uranium-carbone avec differents materiaux de gaine metalliques ou ceramiques, - la corrosion des alliages uranium-carbone par H{sub 2}O et CO{sub 2}, - les methodes de preparation d'echantillons de haute purete, - les dispositifs d'irradiation en pile

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

Techniques d'inspection par ondes guidees ultrasonores d'assemblages brases dans des reacteurs aeronautiques =

Science.gov (United States)

Comot, Pierre

L'industrie aeronautique, cherche a etudier la possibilite d'utiliser de maniere structurelle des joints brases, dans une optique de reduction de poids et de cout. Le developpement d'une methode d'evaluation rapide, fiable et peu couteuse pour evaluer l'integrite structurelle des joints apparait donc indispensable. La resistance mecanique d'un joint brase dependant principalement de la quantite de phase fragile dans sa microstructure. Les ondes guidees ultrasonores permettent de detecter ce type de phase lorsqu'elles sont couplees a une mesure spatio-temporelle. De plus la nature de ce type d'ondes permet l'inspection de joints ayant des formes complexes. Ce memoire se concentre donc sur le developpement d'une technique basee sur l'utilisation d'ondes guidees ultrasonores pour l'inspection de joints brases a recouvrement d'Inconel 625 avec comme metal d'apport du BNi-2. Dans un premiers temps un modele elements finis du joint a ete utilise pour simuler la propagation des ultrasons et optimiser les parametres d'inspection, la simulation a permis egalement de demontrer la faisabilite de la technique pour la detection de la quantite de phase fragile dans ce type de joints. Les parametres optimises sont la forme de signal d'excitation, sa frequence centrale et la direction d'excitation. Les simulations ont montre que l'energie de l'onde ultrasonore transmise a travers le joint aussi bien que celle reflechie, toutes deux extraites des courbes de dispersion, etaient proportionnelles a la quantite de phase fragile presente dans le joint et donc cette methode permet d'identifier la presence ou non d'une phase fragile dans ce type de joint. Ensuite des experimentations ont ete menees sur trois echantillons typiques presentant differentes quantites de phase fragile dans le joint, pour obtenir ce type d'echantillons differents temps de brasage ont ete utilises (1, 60 et 180 min). Pour cela un banc d'essai automatise a ete developpe permettant d'effectuer une analyse similaire

Results of the project 'combustion modelling' (BKM II); Ergebnisse des Projekts 'Brennkammermodellierung' (BKM II)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Noll, B.; Rachner, M.; Frank, P.; Schmitz, G.; Geigle, K.P.; Meier, W.; Schuetz, H.; Aigner, M. [DLR Deutsches Zentrum fuer Luft- und Raumfahrt e.V., Stuttgart (Germany). Inst. fuer Verbrennungstechnik; Kessler, R. [DLR Deutsches Zentrum fuer Luft- und Raumfahrt e.V., Goettingen (Germany). Inst. fuer Aerodynamik und Stroemungstechnik; Lehmann, B. [DLR Deutsches Zentrum fuer Luft- und Raumfahrt e.V., Koeln (Germany). Inst. fuer Antriebstechnik; Forkert, T. [DLR Deutsches Zentrum fuer Luft- und Raumfahrt e.V., Koeln (Germany). Simulation und Softwaretechnik

2002-07-01

In the year 1996 the spheres of competence of several DLR-Institutes working in the areas of fluid dynamics, reaction kinetics, combustion, numerical methods and laser measuring techniques have been brought together while contributing to the internal DLR project 'combustion chamber modelling (BKM)', in order to proceed with the computational simulation of combustion processes in combustion chambers of gas turbines. The main issue was the development of a research code for numerical simulation of fluid flow in real combustion chambers. Here the development of computational models of physical and chemical processes was emphasized, among other processes the formation of soot was treated. Moreover, a worldwide outstanding database of measured data for the purpose of code validation has been created within the framework of the BKM project using the laboratory facilities of the DLR, which are in Germany unique for the experimental investigation of the various processes in combustion chambers of gas turbines. The project BKM is part of the specific DLR-programme 'energy'. With the successful completion of the first phase of the project in 1998, a second project phase of three years (BKM II) has been launched at the beginning of 1999. Here the work of the first phase continued and new topics were tackled. The second phase of the project was partly founded by the DLR-programme 'aeronautics'. (orig.) [German] Im Jahr 1996 wurden die Faehigkeiten mehrerer DLR-Institute auf den Gebieten Stroemungsmechanik, Reaktionskinetik, Verbrennung sowie Numerische Verfahren und Laser-Messverfahren in dem DLR-internen Projekt 'Brennkammermodellierung' (BKM) zusammengefuehrt, um die rechnerische Simulation der Verbrennungsvorgaenge in Gasturbinen-Brennkammern voranzutreiben. Dabei war die Entwicklung eines Forschungscodes zur numerischen Simulation von realen Brennkammerstroemungen das vorrangige Ziel der Arbeiten. Ein besonderes Schwergewicht lag

Statistics on the production and the use of the artificial radioelements in France; Statistiques sur la production et l'emploi des radioelements artificiels en France

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1955-07-01

The CEA is, in France, the unique producer of artificial radioelements for public uses. These products have been provided to the users since 1949. They include until now only radioelements formed in nuclear reactors. The following aspects of use in France of the artificial radioelements will be described: - Consumption of the artificial radioelements in France, - French production and import, - Teaching and study of applications. (M.B.) [French] Le Commissariat a l'Energie Atomique est, en Franoe, le seul producteur de radioelements artificiels pour l'utilisation publique. Ces produits ont ete fournis aux utilisateurs des 1949. Ils ne comprennent jusqu'a present que des radioelements formes dans des reacteurs nucleaires. Les aspects suivants de l'utilisation en France des radioelements artificiels seront decrits: onsommation des radioelements artificiels en France, Production francaise et importation, - Enseignement et etudes d'applications. (M.B.)

Activity report 1998/1999; Rapport d'activite 1998/1999

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1998-07-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement d'Etudes des Combustibles'' (DEC), during the period 1998-1999: developments in terms of structure, staff, scientific research programs, publications and contracts. DEC is one of the department of the ''Departement des Reacteurs Nucleaires'' (DRN), itself depending of the CEA Institution. This report is divided in three parts. The first part gathers information on staff, budget and management. The part 2 presents the scientific programs in the domains of the nuclear Park competition improvement and renewal, the minor actinides incineration, thermo-mechanical codes and atomic calculations on fuel. The last part is devoted to publications,communication and training. (A.L.B.)

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)

Combustion chemistry and formation of pollutants; Chimie de la combustion et formation des polluants

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1996-12-31

This book of proceedings reports on 7 papers on combustion chemistry and formation of pollutants presented during the workshop organized by the `Combustion and Flames` section of the French society of thermal engineers. The chemistry of combustion is analyzed in various situations such as: turbojet engines, spark ignition engines, industrial burners, gas turbines etc... Numerical simulation is used to understand the physico-chemical processes involved in combustion, to describe the kinetics of oxidation, combustion and flame propagation, and to predict the formation of pollutants. (J.S.)

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

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

A Contribution to Turbulent Combustion: Premixed Flames and Material Surfaces Une contribution à la combustion turbulente : flammes prémélangées et surfaces des matériaux

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Nicolleau F.

2006-11-01

from each other. The turbulent diffusion process is very active to create new burning zones. This diffusion process is closely related to both the intensity and the length scale of the turbulent field. That explains the dominant role of turbulence and the adaptation of the burning rate to the rotation speed in combustion engines. Additional information useful for the reader is reported in Appendices I and II. Le comportement des flammes de prémélange a été examiné par de nombreux auteurs. En fait, le problème de la combustion en milieu turbulent repose pour beaucoup sur des comparaisons d'échelles. Dans le présent article, une première étude porte sur l'évolution d'une surface matérielle (qui peut être assimilée sous certaines conditions à une surface de flamme. On utilise successivement une démarche analytique et une démarche numérique. On constate alors la rapidité d'extension de la surface et le rôle prépondérant des petites échelles ce que confirme l'étude analytique. Les risques d'extinction sont prédits en général par comparaison d'échelles. D'une simulation directe conduite sur un cas spécifique, Poinsot confirme l'idée que ce ne sont pas les structures ayant les échelles caractéristiques de la flamme qui sont les plus redoutables, mais des structures de taille quelque peu plus grande. Dans un précédent article, le rôle cumulé des gradients locaux avait été signalé. Nous donnons à ce concept une forme quantitative en utilisant le ß modèle lequel définit un taux d'occupation de l'espace en fonction du rang (et donc de la dimension de structures. Un calcul de gradient cumulé redonne la prédiction de Poinsot. Enfin, le même ß modèle est utilisé pour définir une nouvelle zone dans la région de combustion distribuée. Des balles fluides brûlent isolément tandis qu'un processus de diffusion lié très étroitement au champ turbulent et à son intensité crée d'autres points d'allumage. Le mécanisme explique l

The Performance of Major Plant Items at Calder Hall; Fonctionnement des elements principaux de la centrale de Calder Hall; Kharakteristika osnovnykh uzlov ustanovki v Kolder-Kholle; Rendimiento de los principales elementos de la central de Calder Hall

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Desbruslais, E. L. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Seascale, Cumberland (United Kingdom)

1963-10-15

dessicateurs ne sont plus employes au cours du fonctionnement normal et il en resulte une legere augmentation de la puissance du reacteur. Le memoire formule des recommandations pour la frequence des inspections des echangeurs de chaleur, des conduites de gaz principal et des soufflets. On a obtenu une legere augmentation de la production de vapeur en reduisant le debit du gaz dans les circuits de derivation. Les appareils centrifuges pour la circulation du gaz n'ont cause que des difficultes minimes. Il y a eu, au debut, une perte legere de production due a des courts-circuits dans les commutateurs des generateurs et des moteurs de ventilateurs soumis a un effort excessif. On s'est apercu que l'on avait eu raison de prevoir des auxiliaires de secours en double et d'interconnecter les circuits de vapeur et d'eau. L'appareillage de detection de rupture de gaine s'est revele extremement satisfaisant. Comme la sensibilite pai groupe de canaux est plus elevee qu'il n'est necessaire, on envisage des modifications qui raccourciront la duree du cycle au prix d'une certaine perte de sensibilite. L'auteur examine les mesures que l'on a prises pour amenager l'alimentation electrique de l'appareillage du reacteur et des circuits de securite. Il formule des recommandations concernant le systeme d'alarme. Le systeme a deux lignes s'est revele satisfaisant et la necessite d'en avoir trois ou davantage ne semble guere s'imposer. Les statistiques montrent que les appareils d'enregistrement des donnees sont d'un fonctionnement tres sur. L'auteur recommande une standardisation plus poussee des appareils de manutention du combustible. L'emploi de recipients et d'appareils de dechargement speciaux fait perdre du temps et est deconseille. L'auteur decrit les modifications apportees aux machines de chargement et de dechargement et aux installations auxiliaires. Il souligne l'importance du soin a apporter a la manipulation du combustible au cours du chargement. L'emploi d'appareils de television

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)

Les impacts des énergies fossiles sur l'environnement

OpenAIRE

Landrieu , Guy

1994-01-01

La satisfaction de leurs besoins en énergie est l'un des principaux facteurs de la transformation de leur environnement par les sociétés industrielles. Les combustibles carbonés fossiles, qui représentent environ 90% de la production commerciale d'énergie dans le monde, ont un rôle important dans ce processus de transformation. Une première donnée qui explique l'ampleur des impacts sur l'environnement liés aux combustibles fossiles est l'importance des flux de matières en circulation. On extr...

Some particular problems put by operating experimental reactors; Quelques problemes particuliers poses par le fonctionnement des piles laboratoires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Candiotti, C; Mabeix, R; Uguen, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

On basis of a six years experience in operating research reactors, the authors explain, first, the difference in their utilization between these piles and another similar ones and, after, in consequence, they set off corresponding servitudes. These servitudes put very particular problems in operating itself, maintenance, modifications or additions on these apparatus. (author) [French] Les redacteurs se basant sur six annees d'experience dans l'exploitation de reacteurs de recherche, exposent tout d'abord les differences d'utilisation entre ces engins et d'autres appareils fonctionnellement similaires et font ressortir, par voie de consequence, les servitudes correspondantes. Ces servitudes posent des problemes tres particuliers dans les domaines de l'exploitation proprement dite, de l'entretien, des modifications ou adjonctions apportees a l'ensemble. (auteur)

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)

Large eddy simulation and combustion instabilities; Simulation des grandes echelles et instabilites de combustion

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Lartigue, G.

2004-11-15

The new european laws on pollutants emission impose more and more constraints to motorists. This is particularly true for gas turbines manufacturers, that must design motors operating with very fuel-lean mixtures. Doing so, pollutants formation is significantly reduced but the problem of combustion stability arises. Actually, combustion regimes that have a large excess of air are naturally more sensitive to combustion instabilities. Numerical predictions of these instabilities is thus a key issue for many industrial involved in energy production. This thesis work tries to show that recent numerical tools are now able to predict these combustion instabilities. Particularly, the Large Eddy Simulation method, when implemented in a compressible CFD code, is able to take into account the main processes involved in combustion instabilities, such as acoustics and flame/vortex interaction. This work describes a new formulation of a Large Eddy Simulation numerical code that enables to take into account very precisely thermodynamics and chemistry, that are essential in combustion phenomena. A validation of this work will be presented in a complex geometry (the PRECCINSTA burner). Our numerical results will be successfully compared with experimental data gathered at DLR Stuttgart (Germany). Moreover, a detailed analysis of the acoustics in this configuration will be presented, as well as its interaction with the combustion. For this acoustics analysis, another CERFACS code has been extensively used, the Helmholtz solver AVSP. (author)

Comparison of U-Pu-Mo, U-Pu-Nb, U-Pu-Ti and U-Pu-Zr alloys; Comparaison des alliages U-Pu-Mo, U-Pu-Nb, U-Pu-Ti, U-Pu-Zr

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Boucher, R; Barthelemy, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The data concerning the U-Pu, U-Pu-Mo and U-Pu-Nb are recalled. The results obtained with U-Pu-Ti and U-Pu-Zr alloys containing 15-20 per cent Pu and 10 wt. per cent ternary element are reported. The transformation temperatures, the expansion coefficients, the nature of phases, the thermal cycling behaviour have been determined. A list of the principal properties of these different alloys is presented and the possibilities of their use as fast reactor's fuel element are considered. The U-Pu-Ti alloys seem to be quite promising: easiness of fabrication, large thermal stability, excellent behaviour in air, small quantity of zeta phase, temperature of solidus superior to 1100 deg. C. (authors) [French] On rappelle brievement les connaissances acquises sur les alliages U-Pu, U-Pu-Mo et U-Pu-Nb. On presente les resultats obtenus avec les alliages U-Pu-Ti et U-Pu-Zr pour des teneurs de 15 a 20 pour cent de plutonium et 10 pour cent en poids d'element ternaire. On a determine les temperatures de transformation, les coefficients de dilatation, la nature des phases, la conductibilite thermique a 20 deg. C, la tenue au cyclage thermique et diverses autres proprietes. Un tableau resume les principales proprietes des divers alliages. On considere les possibilites d'emploi de ces alliages comme combustibles de reacteur rapide. Les alliages U-Pu-Ti paraissent particulierement interessants: facilite d'elaboration, stabilite thermique etendue, tenue dans l'air excellente, faible quantite de la phase U-Pu zeta, temperature de fusion commencante superieure a 1100 deg. C. (auteurs)

Gas-flow detector for uranium contamination on finned-can surface of a reactor fuel; Detecteur a courant gazeux pour deceler la contamination en uranium des nervures des gaines de combustible nucleaire; Gazopotochnyj detektor zagryazneniya uranom rebristoj poverkhnosti obolochki reaktornykh teplovydelyayushchikh ehlementov; Detector de flujo gaseoso para medir la contaminacion de uranio en la superficie de la vaina de aletas de los elementos combustibles para reactores

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Miwa, H; Shiojiri, T; Maeda, Y [Kobe Kogyo Corporation, Okubo, Akashi, Hyogo (Japan)

1962-04-15

alpha. Avant chaque mesure, le compteur est vide au moyen d'une pompe rotative; on y admet ensuite du gaz PR (melange de 90% d'argon et de 10% de methane). En utilisant ce nouvel appareil, les auteurs ont reussi a deceler les particules alpha emises par 1 x 10{sup -5} gramme d'uranium naturel contaminant les nervures des gaines de combustible d'unreacteur du type Calder Hall; le combustible du reacteur de recherche japonais JRR-3 sera inspecte a l'aide de ce compteur. (author) [Spanish] El detector de corriente gaseosa descrito es un contador proporcional de rejilla especialmente destinado a determinar la contaminacion del uranio en la superficie de la vaina de aletas de los elementos combustibles para reactores. Con el tipo comun de contador proporcional, compuesto solamente de catodo y colector, apenas es posible descubrir las particulas a emitidas por el uranio contaminado en superficies irregulares tales como las aletas de la envoltura de un elemento combustible, debido a la falta de uniformidad del campo electrico en 'as cercanias de la superficie. Este es el motivo que indujo a los autores a construir el contador proporcional de rejilla. Este contador consta del elemento combustible, una rejilla, unos colectores y un catodo de forma cilindrica dispuestos coaxialmente. El combustible va colocado en el centro de la rejilla y se aplica una tension negativa. El espacio entre el combustible y la rejilla actua como camara colectora de iones. La rejilla esta formada por delgados alambres de tungsteno paralelos dispuestos cilindricamente en torno del elemento combustible y conectados a masa. Los colectores son 16 alambres finos de tungsteno de construccion semejante a la de la rejilla, pero cada uno de los alambres esta electricamente aislado de los restantes. Todos los colectores estan conectados entre si a traves de resistencias de 50 k{Omega} y conectados tambien a una fuente positiva de alta tension a traves de una resistencia. El espacio entre la rejilla, los

Study of transient states in thermo-ionic converters; Etude des regimes transitoires des convertisseurs thermoioniques

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Landrot, J [Commissariat a l' Energie Atomique, 91 - Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-07-01

In order to control a thermo-ionic reactor, it is necessary to know the dynamic influence of four fundamental parameters: the injected thermal power, the electrical charge resistance, the temperature of the cesium and the thermal exchange coefficient of the collector cooling circuit. The principles of the thermo-ionic converter are briefly exposed. The over-riding influence of the first two parameters is shown with the help of experimental static readings. These two parameters are then made to vary in turn. The laws of variation as a function of the time, of the electrical power produced and of the temperature of the various parts of the converter are deduced. (author) [French] Pour envisager le controle et la regulation d'un reacteur thermoionique, il est necessaire de connaitre l'influence dynamique de quatre parametres fondamentaux: puissance thermique injectee, resistance electrique de charge, temperature de cesium et coefficient d'echange thermique du circuit de refroidissement du collecteur. On rappelle brievement les principes du convertisseur thermoionique. A l'aide de releves statiques experimentaux, on montre l'influence preponderante des deux premiers parametres. On fait ensuite varier successivement ces deux parametres. On met en evidence les lois de variation en fonction du temps de la puissance electrique produite et de la temperature des differents points du convertisseur. (auteur)

Release of Fission Products from UC-ZrC Fuel Inserts; Degagement des produits de fission liberes dans des noyaux combustibles UC-ZrC; Vydelenie produktov deleniya iz topliv UC - ZrC; Liberacion de productos de fision por pastillas de combustible de UC-ZrC

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Barth, F.; Von der Decken, C. B.; Schifferstein, K. [Brown Boveri/Krupp Reaktorbau G.M.B.H., Duesseldorf (Germany); Clauss, A.; Reichel, H.; Rygaert, J.; Ruston, W. R. [Societe d' Etudes de Recherches et d' Applications pour l' Industrie (S.E.R.A.I.), Brussels (Belgium)

1963-11-15

energies obtained from different types of pellets, although the values of D/r{sub 0}{sup 2} sometimes differed by four orders of magnitude at the same sample temperatures. After irradiation, the activities of the isotopes I{sup 131}, Sr{sup 85}, Ba{sup 140} and Ce{sup 141} were determined in the graphite of the capsules. Except for I{sup 131}, the activities were higher than those expected for a release by recoil only. The values for Sr{sup 89}, Ba{sup 140} and Ce{sup 141} are too high to be a result of a diffusion of their corresponding rare gas precursors. It is assumed that the measured isotopes or their non-rare gas precursors were released by diffusion. (author) [French] Les auteurs ont etudie sous irradiation, dans une boucle, le degagement des produits de fission liberes par des pastilles dont la composition approximative etait UC + 20 ZrC. Il s'agissait de verifier la possibilite d'utiliser ces pastilles comme noyaux d'elements combustibles spheriques pour le reacteur a haute temperature actuellement construit a Juliers par la societe Brown-Boveri/Krupp Reaktorbau GmbH. Les essais ont ete faits sur des pastilles encapsulees dans du graphite et sur des pastilles non encapsulees. La surface de certaines pastilles etait constituee par une couche de carbure de zirconium pur d'une epaisseur de 1 a 2 mm. Les echantillons ent ete places dans des fours electriques a resistance pouvant atteindre une temperature de 1600{sup o}C. Pendant l'irradiation, les flux de neutrons etaient de 3 a 4 x 10{sup 10}n/cm{sup 2}s. La boucle permettait de mesurer, pendant l'irradiation, le degagement de {sup 85m}Kr, {sup 87}Kr, {sup 88}Kr, {sup 133}Xe et {sup 135}Xe et de determiner indirectement les quantites de {sup 133}I et {sup 135}I, apres l'arret du reacteur. Le degagement minimum de {sup 131}I, {sup 89}Sr, {sup 140}Ba et {sup 141}Ce a ete determine radiochimiquement apres retrait des echantillons. Il a ete egalement possible de mesurer la fraction de recul {epsilon}{sub R} seule, le

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

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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

Fabrication of the 4. set of fuel elements for the experimental pile EL2; Fabrication du 4. jeu de barreaux de la pile d'essai EL2

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

1958-07-01

The reactor EL2 is the second atomic reactor built in France. It is a laboratory reactor using heavy water and natural uranium. Its cooling circuit operates with compressed CO{sub 2} gas at 8 kg/cm{sup 2} pressure. The subject of this lecture is the manufacturing of the fourth set of rods. The principle of uranium-can connection is exposed: that is the principle of a pre-pressed bound can. The EL2 reactor has been a prototype with respect to this aspect of the question, and a prototype which has been quite satisfactory. The main steps of the fabrication are exposed: the {gamma} phase extension of uranium, the machining, the three canning (die canning, hydraulic canning, compressed air treatment), the automatic argon arc welding of cups and the different manufacturing controls. (author) [French] Le reacteur EL2 est le deuxieme reacteur construit en France. C'est un reacteur de recherches qui utilise de l'eau lourde et de l'uranium naturel. Il est refroidi par du gaz carbonique sous 8 kg/cm{sup 2} de pression. On etudie dans cet expose la fabrication du quatrieme jeu d'elements combustibles. Le principe de la liaison uranium-gaine est expose: c'est celui d'une gaine precontrainte. La pile EL2 a constitue un prototype a ce point de vue, prototype qui a donne entiere satisfaction. Les principales etapes de la fabrication sont ensuite expliquees: le filage {gamma} de l'uranium, l'usinage des barreaux, les trois operations de gainages (gainage par filiere, gainage hydraulique, gainage a chaud), la soudure automatique des bouchons a l'argon-arc et les differents controles de fabrication. (auteur)

Some particular problems put by operating experimental reactors; Quelques problemes particuliers poses par le fonctionnement des piles laboratoires

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Candiotti, C.; Mabeix, R.; Uguen, R. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

On basis of a six years experience in operating research reactors, the authors explain, first, the difference in their utilization between these piles and another similar ones and, after, in consequence, they set off corresponding servitudes. These servitudes put very particular problems in operating itself, maintenance, modifications or additions on these apparatus. (author) [French] Les redacteurs se basant sur six annees d'experience dans l'exploitation de reacteurs de recherche, exposent tout d'abord les differences d'utilisation entre ces engins et d'autres appareils fonctionnellement similaires et font ressortir, par voie de consequence, les servitudes correspondantes. Ces servitudes posent des problemes tres particuliers dans les domaines de l'exploitation proprement dite, de l'entretien, des modifications ou adjonctions apportees a l'ensemble. (auteur)

Modeling of the dynamical combustion of explosives: influence of mechanical properties; Modelisation de la combustion dynamique des explodifs: influence des proprietes mecaniques

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Picart, D.; Pertuis, C. [CEA Le Ripault, 37 - Tours (France)

1996-12-31

Experimental observations performed during the combustion of solid explosives under pressure have shown an unexpected desensitization of the samples when damaged. A simplified method of combustion simulation inside a pressure cell is proposed in this study. The model used is based on the description of the mechanical behaviour of the solid phase. It allows to retrieve the overall experimental results, and in particular the occurrence of anomalous combustion modes. (J.S.) 8 refs.

Economic Aspects of Air and Gas Cleaning for Nuclear Energy Processes; Aspects Economiques de l'Epuration de l'Air et des Gaz au Cours des Operations Nucleaires; 042d 041a 041e 041d 041e 0414 0; Aspectos Economicos de la Depuracion del Aire y de los Gases en los Procesos de Obtencion de Energia Nuclear

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Silverman, Leslie [Harvard School of Public Health, Boston, MA (United States)

1960-07-01

In this paper the basic requirements for control of gaseous and particulate effluents are given as applied to problems of feed material production, isotope separation, fuel element fabrication, fuel recovery and reactor operation. There are also instances where non-radioactive nuclear materials with toxic or nuisance effluents such as from beryllium and zirconium production are of concern and these too must be controlled at reasonable costs. The factors involved in capital and operating costs of gas cleaning equipment and the types of applications in the United States are described in some detail. Gaseous effluent problems have, of course, been attacked and controlled by several types of device but their performance has been measured on a comparable basis. It is thus possible to judge operating characteristics on an economic basis as related to power consumption, adsorbent costs, space charges, corrosion problems and other operational factors. The United States Atomic Energy Commission through its contract with the Harvard University Air Cleaning Laboratory has initiated an evaluation program with cooperation, from the various facilities and contractors to the Commission. In this study the basic factors necessary to obtain quantitative cost delineation and evaluation have been outlined and some preliminary findings will be presented. The paper also presents a review of other economic studies made in the United States on particular process or facility applications. (author) [French] Le memoire definit les regles fondamentales auxquelles doit obeir le controle des effluents gazeux et particulaires dans les domaines suivants : production des matieres destinees a alimenter les reacteurs, separation des isotopes, fabrication des cartouches de combustible, recuperation du combustible et fonctionnement des reacteurs. De plus - et c'est notamment ce qui se passe avec la production de beryllium et de zirconium -- il y a des cas ou des matieres nucleaires non radioactives

New Methods and Facilities for the Measurement of Physical Properties of Reactor Components and Irradiated Materials; Nouveaux Procedes et Instruments de Mesure des Proprietes Physiques des Elements de Reacteur et des Matieres Irradiees; Novye metody i sredstva izmereniya fizicheskikh s vojstv komponentov reaktora i obluchennykh materialov; Nuevos Metodos y Equipos para Medir Propiedades Fisicas de Componentes de Reactor y de Materiales Irradiados

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Foerster, F.; Mueller, P. [Institut Dr. Foerster, Reutlingen, Federal Republic of Germany (Germany)

1965-09-15

zone 'chaude ' du reacteur. Ils discutent la relation entre la conductivite electrique et la dose d'irradiation. Les auteurs decrivent un instrument de mesure de la permeabilite, de la remanence et de la force co- ercitive en fonction des contraintes mecaniques, de la deformation elastique et inelastique et de la dose d'irradiation. Ils donnent des mesures de la variation des proprietes magnetiques en fonction des contraintes elastiques et de la deformation inelastique. Ils etudient les effets de l'irradiation sur la permeabilite et sur la force coercitive. Les auteurs decrivent un instrument permettant la mesure rapide et la lecture directe de la permeabilite des elements en acier inoxydable. Ils expliquent la correlation entre la permeabilite et la teneur en ferrite {Delta}. Us discutent certaines mesures du pourcentage de ferrite {Delta} dans les soudures de tubes en acier inoxydable ainsi que certaines mesures de precipitation de ferrite {Delta} en fonction de la deformation inelastique (forgeage a la main d'elements combustibles pour reacteurs). (author) [Spanish] Se describe un intrumento para medir y registrar en forma totalmente automatica el modulo de Young, el modulodecorte y la capacidad de amortiguamiento, en funcion de la temperatura y el tiempo. El modulo de Young se determina excitando muestras de diversos tamanos con sus frecuencias naturales, mientras que la capacidad de amortiguamiento se mide en funcion de la libre atenuacion de la vibracion, o bien por la anchura media de la curva de resonancia. Se presentan ejemplos de medidas de la recuperacion despues de provocar danos por irradiaciones y deformaciones plasticas asf como grado de grafitacion. Se describe la deteccion de fallas y variaciones de densidad en barras de grafito. Se explica, ademas, un metodo para investigar la retencion de pastillas de UO{sub 2} en tubos austenfticos de pared delgada. Se describe un horno especial para estudiar el comportamiento elastico e inelastico de muestras

Multi-Dimensional Modeling of the Aerodynamic and Combustion in Diesel Engines Modélisation multidimensionnelle de l'aérodynamique et de la combustion dans les moteurs diesel

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Delhaye B.

2006-12-01

Full Text Available The purpose of this paper is to present an overview of Computational Fluid Dynamics (CFD and combustion simulation applications to automotive power train development, and the methodologies we developed at PSA to integrate numerical simulation into the development process. We illustrate these methodologies with some applications concerning the development of PSA HDI engines. Dans cet article, on présente un panorama des applications de la mécanique des fluides numérique et de la simulation de la combustion pour le développement des groupes motopropulseurs, ainsi que les méthodologies que nous avons conçues au sein du groupe PSA pour intégrer la simulation numérique dans ce processus de développement. Nous illustrons cette démarche par des exemples d'applications issues du développement des moteurs HDI injection directe common rail de PSA.

Problems to be Expected in Disposing of Fission Products from a Possible Nuclear Power Programme; Problemes Eventuels d'Elimination des Produits de Fission dans les Futures Centrales Nucleaires; 0412 0415 0420 041e 042f 0414 ; Problemas que Puede Plantear la Evacuacion de Productos de Fision Resultantes de la Ejecucion de un Programa de Produccion de Energia de Origen Nuclear

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Dickson, G. K. [Cenral Technical Services, Engineering and Development Group, United Kingdom Atomic Energy Authority, Risley (United Kingdom)

1960-07-01

typical British nuclear power programme covering the next few decades is examined. The types of reactor to be erected and the types of fuel to be initially used in them are well appreciated but of course the author's conclusions will necessarily become less certain with the passage of time. The chemical processes which must be applied to irradiated fuels will depend on the type of fuel, its burn-up etc., and so will change during the period under review. Consideration is therefore given to the quantities of fission products and heavy isotopes which may be produced, the forms in which they may leave the chemical processing streams and the methods available for handling them safely, either by storage or by disposal. (author) [French] L'auteur examine un programme d'energie nucleaire caracteristique pour la Grande-Bretagne et s'etendant sur les prochaines decennies. Il donne une evaluation fort judicieuse des types de reacteurs dont la construction est envisagee et des genres de combustibles qu'il est question d'y utiliser pendant la periode initiale; toutefois, ses conclusions auront avec le temps de moins en moins de valeur. En effet, le traitement chimique auquel on devra soumettre le combustible irradie depend du genre de ce dernier, de son taux de combustion, etc.; il subira inevitablement des modifications au cours de la periode consideree. L'auteur tient donc compte des quantites de produits fissiles et d'isotopes lourds qu'il sera possible de produire, des formes sous lesquelles ils pourront se presenter a la fin du traitement chimique et des methodes existantes permettant d'assurer leur manipulation sans danger en vue de leur stockage ou de leur elimination. (author) [Spanish] Esta memoria estudia un programa britanico caracteristico de produccion de energia nuclear que cubre las proximas decadas. Se sabe con bastante certeza que tipos de reactores se construiran y el tipo de combustible que se empleara en ellos en un principio, pero estos conocimientos son

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

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)

Study of transient states in thermo-ionic converters; Etude des regimes transitoires des convertisseurs thermoioniques

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Landrot, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, 91 - Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-07-01

In order to control a thermo-ionic reactor, it is necessary to know the dynamic influence of four fundamental parameters: the injected thermal power, the electrical charge resistance, the temperature of the cesium and the thermal exchange coefficient of the collector cooling circuit. The principles of the thermo-ionic converter are briefly exposed. The over-riding influence of the first two parameters is shown with the help of experimental static readings. These two parameters are then made to vary in turn. The laws of variation as a function of the time, of the electrical power produced and of the temperature of the various parts of the converter are deduced. (author) [French] Pour envisager le controle et la regulation d'un reacteur thermoionique, il est necessaire de connaitre l'influence dynamique de quatre parametres fondamentaux: puissance thermique injectee, resistance electrique de charge, temperature de cesium et coefficient d'echange thermique du circuit de refroidissement du collecteur. On rappelle brievement les principes du convertisseur thermoionique. A l'aide de releves statiques experimentaux, on montre l'influence preponderante des deux premiers parametres. On fait ensuite varier successivement ces deux parametres. On met en evidence les lois de variation en fonction du temps de la puissance electrique produite et de la temperature des differents points du convertisseur. (auteur)

Une installation expérimentale pour l'étude du traitement par combustion des fumées industrielles An Experimental Plant for Processing Industrial Fumes by Combustion

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Morillon R.

2006-11-01

Full Text Available Le rejet à l'atmosphère d'effluents gazeux d'origine industrielle entraîne un accroissement sensible de la pollution atmosphérique ; en outre, il s'accompagne souvent d'une perte d'énergie lorsque l'élément polluant est un hydrocarbure. Dans ce cas, l'utilisation du gaz naturel pour le traitement par combustion des fumées industrielles apporte une solution élégante et souvent peu coûteuse grâce à la récupération d'énergie qu'il est possible de faire. La première partie de l'article rappelle les aspects théoriques de ce traitement ; en particulier, l'influence des divers éléments sur son efficacité y est discutée (composition de l'atmosphère polluée, température, temps de séjour, etc.. II apparaît ainsi que diverses conditions doivent être remplies simultanément pour obtenir une efficacité satisfaisante. Afin de disposer d'éléments d'ingénierie permettant de construire les unités de traitement les plus efficaces et les plus sûres possible, au coût le plus bas possible, la Direction des études et techniques nouvelles du Gaz de France a réalisé une installation expérimentale qui est présentée dans la deuxième partie de l'article. Enfin, quelques examples d'utilisation de cette installation expérimentale, qui constitue un nouvel outil de travail mis à la disposition des utisitateurs et des constructeurs, sont décrits dans la troisième partie de l'article. The discharge into the atmosphere of industrial waste gases causes substantially increased air pollution. Moreover, it is often accompanied by loss of energy when the polluting element is a hydrocarbon. In such cases, the use of natural gas for processing industrial fumes by combustion provides an elegant solution, which moy often prove economical too becouse of the recovery of energy it makes possible. The first part of this article reviews the theoretical aspects of such processing. The way in which its effectiveness is affected by various parameters

Special Nuclear Material Control by the Power Reactor Operator; Controle des Matieres Nucleaires Speciales par l'Exploitant d'une Centrale Nucleaire; Spetsial'nyj kontrol' nalichiya yadernykh materialov operatorom ehnergeticheskogo reaktora; Control de Materiales Nucleares Especiales por Parte de Quienes Operan el Reactor de Potencia

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Cordin, R. A. [Yankee Atomic Electric Company, Boston, MA (United States)

1966-02-15

matieres nucleaires ne se limite pas S de simples travaux d'inventaire mais sert de base a beaucoup d'autres activites qui font partie integrante du programme d'operations de tout reacteur, par exemple les expeditions de combustible irradie, le traitement chimique du combustible epuise et la comptabilite du combustible recupere et des matieres produites au cours du fonctionnement du reacteur, et l'institution et l'application d'un regime d'assurance satisfaisant. (author) [Spanish] Combustible relativamente nuevo y sumamente valioso para la produccion de energia electrica, el uranio requiere un control muy minucioso desde el momento en que la direccion de una central asume la responsabilidad financiera inherente a su posesion hasta que como combustible parcialmente agotado se transfiere a otra instalacion en la que se recupera la parte que no se ha consumido. Antes de que se descubriera la posibilidad de emplear la energia nuclear para producir electricidad, la mayor parte de las empresas que actualmente explotan centrales nucleares explotaban centrales alimentadas con combustibles fosiles y hablan establecido sistemas de control relativamente completos y adecuados para los combustibles de ese tipo. Los responsables de las centrales nucleoelectricas deben disponer de sistemas no menos adecuados para controlar los materiales nucleares especiales que utilizan. La explotacion de los reactores de potencia no es una ciencia antigua, pero durante el tiempo relativamente corto que ha transcurrido desde que se inicio su empleo los ingenieros y hombres de ciencia han mejorado continuamente el diseflo del equipo y los metodos de trabajo con objeto de disminuir los costos de produccion y de lograr que las centrales nucleares puedan competir en el plano economico con las centrales clasicas. La administracion de los materiales nucleares debe efectuarse con metodos modernos y eficientes a fin de que los adelantos tecnologicos que han permitido reducir los costos no resulten inutiles

Single Pellet String Reactor for Intensification of Catalyst Testing in Gas/Liquid/Solid Configuration Réacteur catalytique de type “filaire” pour l’intensification de tests catalytiques en configuration gaz/liquide/solide

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Hipolito A.I.

2010-09-01

has been shown that the pressure drop is controlled by the liquid/solid friction surface and that the pressure drop is not a limiting parameter in the reactor’s operation (values always lower than 0.1 bar. So, from a hydrodynamic point of view, this new reactor exhibits characteristics suitable for its use in catalytic tests. Finally, this reactor was implemented under reaction conditions to study hydrogenation reactions with a real industrial catalyst. The selective hydrogenation of allene was studied. The string reactor was shown to run isothermal kinetic tests with a very small amount of industrial-sized catalyst particles (less than 2 cc and to explore kinetics of fast reaction at high space velocities impossible to achieve in standard fixed bed units with appropriate hydrodynamic conditions. For constant residence time, the allene conversion does not vary with pressure and feed flow rate, which confirms that the string reactor allows one to perform catalytic tests with such a fast reaction without external mass transfer resistance. L’optimisation du catalyseur est une etape cle pour l’optimisation d’un procede catalytique du point de vue des rendements, de l’efficacite energetique et de la selectivite des reactions. La strategie de developpement d’un catalyseur comprend des tests effectues sur des reacteurs pilotes avec des charges reelles ou modeles. Cette etape a fait l’objet de nombreuses etudes ces dernieres decennies portant sur le dimensionnement des reacteurs, l’amelioration des outils d’analyses et les procedures operatoires. La plupart des etudes ont pour but de determiner l’activite catalytique de catalyseur sous forme de grain dans des conditions isothermes de facon a pouvoir determiner les parametres cinetiques de la reaction. Avec l’optimisation des catalyseurs, les flux de transfert de matieres externes aux grains peuvent devenir l’etape limitante, dans les reacteurs de laboratoire standard, par rapport aux flux de reaction

Graphite reactor physics; Physique des piles a graphite

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Bacher, P; Cogne, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Noc, B [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

1964-07-01

physique des piles de puissance a graphite et uranium naturel se poursuit depuis parallelement au developpement de ce type de piles. L'etude systematique des proprietes des reseaux en fonction du pas, de la geometrie du combustible et du diametre des canaux de refroidissement a pu etre entreprise a partir de 1960 grace a l'empilement critique MARIUS. Cette etude a permis de couvrir un domaine tres etendu: pas variant de 19 a 38 cm, barreaux et tubes d'uranium dont les sections droites vont de 6 a 35 cm{sup 2}, canaux dont le diametre est compris entre 70 et 140 mm. On a pu ainsi verifier, et au besoin adapter, les methodes de calcul de reseaux. Le fonctionnement des piles de Marcoule, ainsi que les experiences effectuees sur ces piles au cours des dernieres annees, ont apporte des renseignements precieux sur l'evolution globale des proprietes neutroniques du combustible en fonction de l'irradiation. Des experiences plus precises ont egalement ete faites dans MARIUS avec des combustibles contenant du plutonium (combustibles irradiee ou reconstitues), et seront entreprises des le debut 1965 en temperature dans l'empilement critique CESAR, dont la construction s'acheve a Cadarache. Les analyses des combustibles irradies permettent de completer ces resultats et de faciliter leur interpretation. Il sera ainsi possible de verifier dans tout le domaine utile de temperature les theories de thermalisation et de spectres developpees en France. L'efficacite de barres de controle en fonction de leurs dimensions, des materiaux les constituant, et des reseaux les environnant a ete mesuree dans MARIUS, et les resultats ont ete confrontes d'une part avec le calcul, d'autre part avec les mesures effectuees dans EDF 1. Les etudes du controle proprement dit des piles a graphite ont porte essentiellement sur les risques d'instabilites spatiales, et sur les moyens de les deceler et de les combattre, ainsi que sur les deformations du flux provoquees par les barres de controle. (auteurs)

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'

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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)

The influence of the (n, 2n) and (n, {alpha}) reactions of beryllium on the neutron balance in a BeO or Be moderated reactor and its consequences on the long term reactivity changes; Influence des reactions (n, 2n) et (n, {alpha}) du beryllium sur le bilan neutronique d'un reacteur modere a l'oxyde de beryllium ou au beryllium. Consequences sur l'evolution a long terme de la reactivite

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Sahai, K; Benoist, P; Horowitz, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

The reaction probabilities in an infinite and homogeneous medium of BeO or Be have been calculated from neutron cross-section curves, for a neutron produced with an energy distribution similar to a fission spectrum; the calculation shows that, after several elastic collisions, the neutron has yet an appreciable probability to undergo a reaction, in spite of the energy degradation in the spectrum due to each collision. This degradation has been calculated, taking into account of anisotropy of the collisions. The gain of the reactivity in a reactor has been obtained after correcting these probabilities for the attenuation of the flux of fission neutrons due to the inelastic scattering in the uranium. Finally, the calculation shows that in a power reactor, this gain of reactivity is in practice destroyed in a few years by the accumulation of poisonous nuclei such as Li{sup 6} and He{sup 3} following (n, {alpha}) reaction. (author) [French] Les probabilites de reaction en milieu infini et homogene de glucine (BeO) ou de beryllium ont ete calculees a partir des courbes de section efficace pour un neutron naissant suivant un spectre de fission; le calcul montre qu'apres plusieurs diffusions elastiques le neutron a encore une probabilite appreciable de subir une reaction, malgre la degradation du spectre a chaque diffusion; cette degradation a ete calculee en tenant compte de l'anisotropie du choc. Le gain de reactivite dans un reacteur a ensuite ete obtenu en corrigeant les probabilites en milieu homogene de l'effet l'attenuation du flux des neutrons de fission par les chocs inelastiques dans les barres d'uranium. Enfin, le calcul montre que, dans un reacteur de puissance, ce gain de reactivite est pratiquement detruit en peu d'annees par l'accumulation de noyaux poisons Li{sup 6} et He{sup 3} consecutive a la reaction (n, {alpha}). (auteur)

Study of the long-term values and prices of plutonium; a simplified parametrized model; Etude des valeurs et des prix du plutonium a long terme; un modele parametre simplifie

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Gaussens, J; Paillot, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1965-07-01

The authors define the notions of use values and price of plutonium. They give a 'simplified parametrized model' simulating the equilibrium of the offer and the demand in time, concerning the plutonium and the price deriving from the relative scarcity of this metal, taking into account the technical and economic operating parameters of the various reactors confronted. This model is simple enough to allow direct computations and establish clear relations between the various parameters. The use of the linear programmes method allows on the other hand a wide extension of the model. This report includes three main parts: I - General description of the study (without detailed calculations) II - Mathematical development of the simplified parametrized model and application (the basic data and the results of the calculations are given) III - Appendices (giving the detailed computations of part II). (authors) [French] Les auteurs definissent les notions de valeurs d'usage et de prix du plutonium. Ils donnent un 'modele parametre simplifie' simulant l'equilibre de l'office et de la demande dans le temps concernant le plutonium et le prix qui decoule de la rarete relative de ce metal, compte tenu des parametres techniques et economiques de fonctionnement des divers reacteurs en presence. Ce modele est suffisamment simple pour permettre des calculs manuels et etablir des liaisons claires entre les divers parametres. L'utilisation de la technique des programmes lineaires permet par ailleurs une extension considerable du modele. Cette note comprend trois parties: I - Expose general de l'etude (sans expose du detail des calculs) II - Developpement mathematique du modele parametre simplifie et application (on precise les donnees de base et le resultat des calculs) III - Annexes (donnant le detail des calculs de la partie II). (auteurs)

Experiments on light water lattices with enriched uranium fuel; Analyse des donnees experimentales sur les reseaux a eau legere et uranium enrichi

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Audinet, M [Societe des Forges et Ateliers du Creusot, 75 - Paris (France); Lamare, J de [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Panossian, J [Societe Alsacienne de Constructions Mecaniques (France)

1958-07-01

Experiments a light water lattices with slightly enriched uranium fuel, have been performed at Brookhaven and Bettis Plant Laboratories. The results are studied and compared with simple theories on reactor calculations. By taking into account shadow effects and non Maxwellian neutron spectrum, which are important in this kind of reactors, we have been able to explain the observed results fairly well. We can thus give a constituent set of formulas with which to calculate lattices similar to there we studied. (author) [French] Les resultats d'experiences effectuees aux Laboratoires de Brookbaven et de Bettis Plant, sur des reseaux heterogenes a eau legere et uranium metallique legerement enrichi, sont analyses et confrontes avec les theories simples du calcul de pile. En tenant compte des effets d'interaction et d'echauffement du spectre de neutrons qui sont importants dans ce type de reacteurs, on parvient a rendre compte convenablement des resultats observes. On a ainsi mis au point un formulaire permettant le calcul des reseaux quivpeuvent etre consideres comme assez semblables aux reseaux etudies. (auteur)

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

Heavy water moderated gas-cooled reactors; Filiere eau lourde - gaz

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bailly du Bois, B; Bernard, J L; Naudet, R; Roche, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

France has based its main effort for the production of nuclear energy on natural Uranium Graphite-moderated gas-cooled reactors, and has a long term programme for fast reactors, but this country is also engaged in the development of heavy water moderated gas-cooled reactors which appear to present the best middle term prospects. The economy of these reactors, as in the case of Graphite, arises from the use of natural or very slightly enriched Uranium; heavy water can take the best advantages of this fuel cycle and moreover offers considerable development potential because of better reactor performances. A prototype plant EL 4 (70 MW) is under construction and is described in detail in another paper. The present one deals with the programme devoted to the development of this reactor type in France. Reasons for selecting this reactor type are given in the first part: advantages and difficulties are underlined. After reviewing the main technological problems and the Research and Development carried out, results already obtained and points still to be confirmed are reported. The construction of EL 4 is an important step of this programme: it will be a significant demonstration of reactor performances and will afford many experimentation opportunities. Now the design of large power reactors is to be considered. Extension and improvements of the mechanical structures used for EL 4 are under study, as well as alternative concepts. The paper gives some data for a large reactor in the present state of technology, as a result from optimization studies. Technical improvements, especially in the field of materials could lead to even more interesting performances. Some prospects are mentioned for the long run. Investment costs and fuel cycles are discussed in the last part. (authors) [French] La France, qui a base son effort principal pour la production d'energie nucleaire sur la filiere des reacteurs a uranium naturel et graphite refroidis par gaz, et qui a un programme a plus

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

Experimental study of heat transfer and pressures drops for cans with spiral herring-bone fins; Etude experimentale du transfert de chaleur et des pertes de charges des gaines a ailettes helicoidales en chevron

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Pelce, J; Francois, S; Houseaux, O; Pierre, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

Cans fitted with herring-bone fins are used for cooling uranium in certain nuclear reactor. By herring-bone is meant a staggered arrangement of the fins which have a plane of symmetry parallel to the general direction of liquid flow. The main geometrical parameter are then: the number of fins, the number of herring-bones, the angle of inclination of the fins with respect to the can axis, the dimensions of the fins, the can diameter and the channel diameter. The research is essentially experimental. The test are of three types: full size tests, in conditions approaching those in the reactor (constant flux, CO{sub 2} under pressure); full size tests but with a constant wall temperature, much easier to set up, and intended to distinguish rapidly between the merits of the various types of can; large-scale tests with air at atmospheric pressure for studying the phenomena in more detail. For each can tried out there is a corresponding pressure drop coefficient, a mean thermal exchange coefficient Mo-bar and a minimum exchange coefficient Mo{sub min} and Mo-bar are related by the expression Mo{sub min} = Mo-bar * f{sub c} * f, where f{sub c} and f are respectively circumferential and longitudinal singularity factor determined from a statistical study of all the temperatures measured for each can. The results are presented in about thirty tables and figures the most noteworthy results being summarized in the conclusion. (authors) [French] Les gaines a ailettes en chevron sont utilisees pour le refroidissement de l'uranium dans certains reacteurs nucleaires. Par chevron, on entend une disposition alternee des ailettes ayant un plan de symetrie parallele a la direction generale de l'ecoulement fluide. Les principaux parametres geometriques sont alors: le nombre des ailettes, le nombre de chevrons, l'angle d'inclinaison des ailettes par rapport a l'axe de la gaine, les dimensions des ailettes, le diametre de la gaine et le diametre du canal. L'etude est essentiellement

Non-Destructive Methods for Determining Burn-Up in Nuclear Fuel; Methodes Non Destructives d'Evaluation du Taux de Combustion dans le Combustible Nucleaire; Metody opredeleniya vygoraniya v yadernom toplive bez razrusheniya obraztsa; Metodos No Destructivos para Determinai el Grado de Combustion de los Elementos Combustibles Nucleares

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

McGonnagle, W. J. [Illinois Institute of Technology, Chicago, IL (United States)

1966-02-15

is of secondary importance and the cooling time is unimportant. Also, there is more precise nuclear data for the stable fission products. Of the stable isotopes produced during the fission process, zirconium, molybdenum, ruthenium, and neodymium appear to be the most useful. The proposed non-destructive methods using stable isotopes will be discussed. (author) [French] Il est a la fois utile et souhaitable d'utiliser des methodes non destructives pour proceder a la mesure quantitative du taux de combustion des elements combustibles d'un reacteur nucleaire. L'ideal serait de pouvoir analyser le combustible a l'aide d'une methode ne necessitant pas de renseignements particuliers sur les spectres des neutrons, le schema d'irradiation ou le temps de refroidissement. Les isotopes radioactifs et les isotopes stables resultant du processus de fission qui sont presents dans un element combustible irradie caracterisent son irradiation. Malheureusement, que l'analyse soit effectuee au moyen de methodes destructives ou non destructives, les resultats obtenus varient en fonction du spectre de neutrons, du schema d'irradiation et du temps de refroidissement. Deplus, l'absence de donnees nucleaires precises, comme les valeurs des section efficaces, influe sur tous les calculs qui peuvent etre effectues. L'analyse non destructive est egalement genee par la presence de champs de rayonnements intenses qui augmentent le bruit de fond. Il est difficile d'etablir des normes utiles et realistes. Bien que, dans l'etat actuel de la technique, les methodes non destructives n'aient pas toute la precision et l'exactitude voulues, elles presentent neanmoins un grand interet' notamment dans les cas ou il faut obtenir rapidement et economiquement une valeur approximative du taux de combustion. Plusieurs methodes non destructives d'evaluation du taux de combustion sont actuellement appliquees, a l'etude ou en projet. Plusieurs types de spectrometres sont utilises pour la mesure du rayonnement

Chemical Looping Combustion with Different Types of Liquid Fuels Combustion en boucle chimique avec différentes charges liquides

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Hoteit A.

2011-02-01

Full Text Available CLC is a new promising combustion process for CO2 capture with less or even no energy penalty compared to other processes. Up to now, most of the work performed on CLC was conducted with gaseous or solid fuels, using methane and coal and/or pet coke. Liquid fuels such as heavy fuels resulting from oil distillation or conversion may also be interesting feedstocks to consider. However, liquid fuels are challenging feedstock to deal with in fluidized beds. The objective of the present work is therefore to investigate the feasibility of liquid feed injection and contact with oxygen carrier in CLC conditions in order to conduct partial or complete combustion of hydrocarbons. A batch experimental fluidized bed set-up was developed to contact alternatively oxygen carrier with liquid fuels or air. The 20 mm i.d. fluidized bed reactor was filled up with 45 g of NiAl0.44O1.67 and pulses of 1-2 g of liquid were injected in the bed at high temperatures up to 950˚C. Different feedstocks have been injected, from dodecane to heavy fuel oils No.2. Results show that, during the reduction period, it is possible to convert all the fuel injected and there is no coke remaining on particles at the end of the reduction step. Depending upon oxygen available in the bed, either full combustion or partial combustion can be achieved. Similar results were found with different liquid feeds, despite their different composition and properties. Le CLC est un nouveau concept prometteur appliqué à la combustion qui permet le captage de CO en minimisant la pénalité énergétique liée au captage. Jusqu’à présent, l’essentiel des travaux de recherche dans le domaine du CLC concerne les charges gazeuses (méthane et solides (charbon et coke. Les charges liquides, et particulièrement les résidus pétroliers, sont des charges également intéressantes à considérer a priori. La mise en oeuvre de ces charges en lit fluidisé est cependant délicate. L’objet de ce

The first metallurgical tests on plutonium; Premiers essais metallurgiques sur le plutonium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Grison, E; Abramson, R; Anselin, F; Monti, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

Metallic plutonium was first prepared in France in January 1956, as soon as we had access to quantities of the order of several grams of plutonium, which had been extracted from the rods of the pile EL2 at Saclay. Since up to the present this reactor, of thermal power 2 000 kW, has been our only source of plutonium, we have so far only worked on experimental quantities sufficient for the basic tests but not for tests on a scale of possible applications. It is this work, carried out during this phase of preliminary research, which is described below. With the starting up of the plutonium extraction plant at Marcoule, where the reactor G1 has been operating at power for more than a year, we shall go on next to a another order of magnitude which will allow the manufacture and experimentation of prototype fuel elements. (author) [French] La premiere elaboration de plutonium metallique en France fut faite en janvier 1956, des que nous pumes disposer de quantites de plutonium de l'ordre de quelques grammes, qui avaient ete retires des barreaux de la pile EL2 de Saclay. Ce reacteur, d'une puissance thermique de 2 000 kW, ayant ete jusqu'a present notre seule source de plutonium, nous n'avons encore travaille que sur des quantites experimentales suffisantes pour les essais de base, mais non pour des essais a l'echelle d'applications possibles. Ce sont les travaux effectues pendant cette phase de recherches preliminaires qui seront evoques ci-dessous. Avec la mise eu route de l'usine d'extraction de plutonium de Marcoule, ou le reacteur G1 fonctionne en puissance depuis plus d'un an, nous allons passer prochainement a un autre ordre de grandeur, qui nous permettra la fabrication et l'experimentation d'elements combustibles prototypes. (auteur)

The epithermal critical experiments; Experiences critiques avec des neutrons epitliermiques; Nadteplovye kriticheskie ehksperimenty; Experimentos criticos con neutrones epitermicos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Morewitz, H A; Carpenter, S O [Atomics International, Canoga Park, CA (United States)

1962-03-15

The epithermal critical experiments. The present phase of the advanced-epithermal-thorium-reactor programme consists of integral-reactor-physic s experiments designed to provide neutron-cross-section information in the 10-MeV to 1-keV range. A series of nine, multi-region, slow-fast, pseudospherica l critical assemblies of the honey- comb, split-table type are being studied. So far, three assemblies have' been run. The outer driver-decouple r region drives an interior U{sup 233}-Th fuelled spherical test region whose neutron-flux spectrum is successively degraded by increasing the graphite moderator to fuel ratio. A square-wave oscillator experiment defines the central reactivity worths of forty small samples of different materials to 10{sup -8} {Delta}k for each assembly. Additionally, intercalibrated artificial neutron sources are oscillated to determine the various central neutron importance functions. The spectra are obtained by fission-counter measurements with calibrated foils of different thresholds and by a Li{sup 6}-solid-state- counter sandwich spectrometer. A digital computer routine will be used to compile all measurements into a self-consistent library of spectrum averaged cross-sections. (author) [French] La phase actuelle du programme de reacteur au thorium a neutrons epithermiques comprend des experiences integrales de physique des reacteurs pour obtenir des renseignements sur les sections efficaces neutroniques pour la gamme d'energie comprise entre 1 keV et 10 MeV. Les auteurs etudient une serie de neuf ensembles critiques pseudospheriques, a plusieurs regions, a couplage neutrons lents et neutrons rapides du type a alveoles et a coeur divise. A ce jour, trois de ces ensembles ont ete mis en service. La region exterieure, mettant en service ou hors service, commande une zone d'essai interieure de forme spherique ou le combustible est constitue de {sup 233}U-Th, dont le spectre du flux de neutrons est degrade progressivement par augmentation du

Study of a device for the direct measurement of the fission gas pressure inside an in-pile fuel element; Etude d'un dispositif pour la mesure directe de la pression des gaz de fission a l'interieur d'un element combustible en pile

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Lavaud, B; Uschanoff, S [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The fission gas pressure inside a fuel element made of a refractory fuel constitutes an important limiting factor for the burn-up. Although it is possible to calculate approximately the volume of gas produced outside the fuel during its life-time; it is nevertheless very difficult to evaluate the pressure since the volume allowed to the fission gases, as well as their temperature are known only very approximately. This physical value, which is essential for the technologist, can only be known by direct in-pile measurement of the pressure. The report describes the equipment which has been developed for this test. (authors) [French] La pression des gaz de fission a l'interieur d'un element combustible a combustible refractaire constitue une des limitations importantes du taux de combustion. Si on peut approcher par calcul la determination du volume, des gaz degages hors du combustible au cours de sa vie, il est par contre tres difficile d'evaluer la pression car le volume alloue aux gaz de fission et leur temperature sont tres mal connus. Cette donnee essentielle pour le technologue ne peut etre atteinte que par une mesure directe en pile de la pression. Le rapport decrit l'appareillage qui a ete mis au point pour cet essai. (auteurs)

Detection of radioactive gases in the CO{sub 2} cooling the reactors G 2 - G 3; Detection des gaz radioactifs dans le CO{sub 2} de refroidissement des piles G2 - G3

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Pouthier, J; Rossi, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Chusclan (France). Centre de Production de Plutonium de Marcoule

1968-07-01

The carbon dioxide cooling the reactors G2 - G3 contains activation gases and fission gases. It is of interest to know their concentration, for example to be able to deduce rapidly the norms which would have to be applied in the case of an incident in the circuit. Gas-phase chromatography is applied daily for carrying out analyses. The chromatogram has separate peaks due to tritium, argon 41, krypton 85 and the 133 and 135 isotopes of xenon. By integrating each peak it is possible to calculate the specific activity of each product. The construction of an apparatus for carrying out continuous measurements is under consideration. (authors) [French] Le gaz carbonique, refroidissant les reacteurs G2 - G3, contient des gaz d'activation et des gaz de fission. Il est interessant de connaitre leur teneur par exemple pour etre en mesure de deduire rapidement les normes qu'il y aurait lieu d'appliquer en cas d'incidents sur le circuit. La methode de chromatographie en phase gazeuse est employee quotidiennement pour faire des analyses. Le chromatogramme se presente sous forme de pics distincts dus au tritium, a l'argon 41, au krypton 85 et aux isotopes 133 et 135 du xenon. L'integration de chaque pic permet de calculer l'activite specifique de chaque compose. Il est envisage de construire un appareil pour des mesures en continu. (auteurs)

Commissioning Experience from the Agesta Nuclear Power Plant; Experience acquise lors des essais de mise en service de la centrale nucleaire d'Agesta; Opyt po vvedeniyu v ehkspluatatsiyu yadernoj ehnergeticheskoj ustanovki Agesta; Experiencia adquirida con la puesta en marcha de la central nucleoelectrica de Agesta

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Rydell, N. [Aagesta Kraftvarmewerk, Farsta (Sweden)

1963-10-15

The Agesta Nuclear Power Plant is a pressurized heavy water reactor of the pressure vessel type, fuelled with natural uranium. It was commissioned with light water from December 1962 to May 1963. Observations of a more general interest were made during this commissioning essentially on the following topics; (a) cleanliness of primary circuit (b) valve operation (c) pressurization of the primary circuit (d) water leakage (e) refuelling machinery (f) containment testing. (author) [French] Il s'agit d'un reacteur a uranium naturel et a eau lourde pressurisee, du type a caisson sous pression. Les essais de mise en service ont ete faits avec de l'eau ordinaire, de decembre 1962 a mai 1963. La mise en service a permis de faire des observations d'interet general sur les sujets suivants: a) non-contamination du circuit primaire; b) fonctionnement des vannes; c) maintien sous pression du circuit primaire; d) fuites d'eau; e) appareils de chargement du combustible; f) essais d'isolement. (author) [Spanish] La central nucleoelectrica de Agesta posee un reactor de agua pesada del tipo de recipiente de presion, con combustible de uranio natural. Se mantuvo en funcionamiento con agua ligera entre diciembre de 1962 y mayo de 1963. Durante esta prueba, se efectuaron observaciones de interes mas general, relacionadas esencialmente con las siguientes cuestiones: a) limpieza del circuito primario; b) funcionamiento de las valvulas; c) presion del circuito primario; d) perdidas de agua; e) dosposiciones de reposicion del Combustible; f) ensayos de confinamiento. (author) [Russian] Yadernaya ehnergeticheskaya ustanovka Agesta predstavlyaet soboj tyazhelovodnyj reaktor pod davleniem, ispol'zuyushchij prirodnyj uran v kachestve topliva. Reaktor byl vveden v ehkspluatatsiyu na obychnoj vode v period s dekabrya 1962 goda po maj 1963 goda. Zamechaniya bolee obshchego kharaktera byli sdelany vo vremya ehkspluatatsii v osnovnom po sledukhshchim temam: a) chistota pervichnogo kontura; b

Simulation of power excursions - Osiris reactor; Simulation des excursions de puissance - pile Osiris

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

1964-07-01

Following the experimental work accomplished in the U.S.A. on Borax 1 and SPERT 1 and the accident of SL 1, the 'Commissariat a l'Energie Atomique' started a research program about the safety of its own swimming Pool reactors, with regard to power excursions. The first research work led to the design of programmed explosive charges, adapted to the simulation of a power excursion. This report describes the application of these methods to the investigation of Osiris safety. (author) [French] A la suite des essais effectues aux U.S.A. sur BORAX 1 et SPERT 1 et de l'accident survenu a SL 1, le Commissariat a l'Energie Atomique a lance un programme d'etudes sur la surete de ses reacteurs piscines vis-a-vis des excursions de puissance. Les premieres etudes ont abouti A la mise au point de charges programmees capables de simuler une excursion de puissance. On trouvera dans le present rapport l'application de ces methodes a l'etude de la surete d'OSIRIS. (auteur)

Étude économique des foyers domestiques par la technique d ...

African Journals Online (AJOL)

Les foyers font partie de la vie courante. Chaque ménage en utilise pour la cuisson de ses repas. Dans les pays en développement, la plupart des populations utilisent surtout des foyers à combustibles ligneux. Les effets négatifs sur l'environnement sont aujourd'hui bien connus : poches de désertification, érosion des sols, ...

The Origin and Nature of Radioactive Wastes in the United States Atomic Energy Programme; Origine et Nature des Dechets Radioactifs de l'Execution des Programmes d'Energie Atomique aux Etats-Unis; 041f 0420 041e 0418 0421 0425 041e 0416 0414 ; Origen y Naturaleza de los Desechos Radiactivos en el Programa de Energia Atomica de los Estados Unidos

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Bruce, F. R. [Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

1960-07-01

cartouches de combustible faiblement enrichi consistent ordinairement en un element d'uranium gaine d'aluminium, de zirconium ou d'acier inoxydable et donnent lieu a deux sortes de dechets. Les uns sont des dechets a activite moyenne contenant environ 0,1% de produits de fission et proviennent de la dissolution chimique. Les autres sont des dechets a activite elevee contenant tous les autres produits de fission dans une solution d'acide nitrique etendue. Le volume des dechets condenses varie de 0,8 litre par kilogramme d'uranium pour les combustibles peu enrichis a 500 litres par kilogramme d'uranium pour les combustibles fortement enrichis, le volume de l'ensemble des dechets d'intensite elevee et intermediaire qui, a ce que l'on prevoit, proviendront des centrales nucleaires aux Etats-Unis. est d'environ 5 litres par kilogramme d'uranium en moyenne. Aux Etats-Unis, on estime qu'en 1970, les centrales nucleaires auront produit environ 3 milliards de curies contenues dans 27 millions de litres de solution, et en l'an 2000, 60 milliards de curies contenues dans 1,1 milliard de litres de solution. En raison de leur composition, les dechets provenant des reacteurs de puissance posent des problemes nouveaux d'entreposage et d'elimination. (author) [Spanish] La composicion de los desechos que se forman como consecuencia de la produccion de energia nucleoelectrica depende en primer lugar del tratamiento empleado en la regeneracion del combustible y, en segundo, de la composicion inicial de este. Por cada unidad de volumen de desechos de actividad elevada, obtenidos en la extraccion mediante disolventes, se forman 5 y 100 volumenes, respectivamente, de desechos de actividad media y baja. Los desechos que se producen en la regeneracion de los combustibles muy enriquecidos son muy voluminosos por contener el diluente del combustible. Los combustibles poco enriquecidos consisten habitualmente en un nucleo de uranio revestido de aluminio, zirconio o acero inoxidable, y producen dos

Calculation of actual cross sections and thermalization of neutrons; Calcul des sections efficaces effectives et thermalisation des neutrons

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Naudet, R.

1963-05-15

This report gathers and presents in a simple way results of studies performed at the CEA on issues of spectra in thermal reactors. It is in fact a synthesis of results eventually published in different documents. It first presents the notion of actual cross section as it was introduced by Westcott to characterize the dependence of neutron behaviour on speed distribution. It addresses the case of a homogeneous medium with a conventional model, with the heavy gas model, and with the hydrogen gas model. It generalizes the approach by the differential model. The next part addresses the case of a heterogeneous medium, and the case of presence of moderator nuclei within the fuel [French] Le present rapport a pour objet de rassembler et de presenter de maniere simple les resultats des etudes effectuees au CE.A. sur les problemes de spectres dans les reacteurs thermiques. Ces resultats se trouvaient disperses dans plusieurs documents, ou n'etaient pas encore rediges, et bien que les etudes se poursuivent, il a paru utile d'en faire une synthese provisoire. On a cherche d'autre part a en donner une presentation elementaire, accessible aux lecteurs peu familiarises avec les problemes de thermalisation; dans cet esprit l'expose a une forme didactique, et comporte des rappels de notions bien connues comme par exemple le formalisme de Westcott. (auteur)

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

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

1964-07-01

calcul de la reactivite ne repose pas sur un asservissement. Un de ses inconvenients est de ne pas pouvoir fonctionner en dehors d'une plage de variation de la puissance excedant 2,5 decades. Mais la mesure d'un echelon negatif de reactivite entre 0 et 3000 pcm est immediate. Il mesure la reactivite en ne la deduisant pas de la periode; il indique donc la reactivite d'une maniere precise en divergence aussi bien qu'en convergence, regime ou il n'existe pas, a proprement parler, de periode. Il permet donc un etalonnage tres rapide des barres de controle d'un reacteur (methode de rod-drop), la mesure de la reactivite d'une manipulation inseree dans le coeur, la mesure de certains effets de temperature. En inserant 'au moteur' une barre de controle dans le coeur, on peut tracer directement sa courbe d'efficacite. (auteur)

Dosage of fission products in irradiated fuel treatment effluents (radio-chemical method); Dosage des produits de fission dans les effluents du traitement des combustibles irradies (methode radiochimique)

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

1966-07-01

The dosage methods presented here are applicable to relatively long-lived fission products present in the effluents resulting from irradiated fuel treatment processes (Sr - Cs - Ce - Zr - Nb - Ru - I). The methods are based on the same principle: - addition of a carrying-over agent - chemical separation over several purification stages, - determination of the chemical yield by calorimetry - counting of an aliquot liquid portion. (author) [French] Les methodes de dosage presentees concernent les produits de fission a vie relativement longue presents dans les effluents de traitement des combustibles irradies (Sr - Cs - Ce - Zr - Nb - Ru - I). Elles sont toutes basees sur le meme principe: - addition d'entraineur, - separation chimique en plusieurs stades de purification, - determination du rendement chimique par calorimetrie, - comptage d'une aliquote liquide. (auteur)

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

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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)

Critical experiments in AQUILON with fuels slightly enriched in uranium 235 or in plutonium; Experiences critiques dans aquilon portant sur des combustibles legerement enrichis en uranium 235 et en plutonium

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Chabrillac, M; Ledanois, G; Lourme, P; Naudet, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

Reactivity comparisons have been, made in Aquilon II between geometrically identical lattices differing only by the composition of the fuel. The fuel elements consist in metallic uranium single rods with either slight differences of the isotopic composition (0.69 - 0.71 - 0.83 - 0.86 per cent of uranium 235) or slight additions of plutonium (0.043 per cent). Five lattices pitches have bean used, in order to produce a large variation of spectrum. Two additional sets of plutonium fuels are prepared to be used in the same conditions. The double comparisons: natural enriched 235 versus natural-enriched plutonium are made in such a way that a very precise interpretation is permitted. The results are perfectly consistent which seems to prove that the calculation methods are convenient. Further it can been inferred that the usual data, namely for the ratio of the {eta} of {sup 235}U and {sup 239}Pu seem reliable. (authors) [French] On a compare neutroniquement dans Aquilon II des reseaux geometriquement identiques mais comportant de petites differences de composition du combustible. EL s'agit de barres d'uranium metallique, les unes avec des teneurs differentes en isotopes 235 (0,69 - 0,71 - 0,83 - 0,86 pour cent) les autres comportant une legere addition de plutonium (0,043 pour cent). Les comparaisons ont ete faites a cinq pas differents, de maniere a mettre en jeu une assez large variation de spectre. Deux autres jeux de combustible au plutonium seront utilises ulterieurement dans les memes conditions. Les resultats des mesures se presentent sous forme de doubles comparaisons: naturel-enrichi 235/naturel-enrichi plutonium. On s'est place dans des conditions qui permettent des interpretations tres precises. Les resultats sont remarquablement coherents, ce qui semble montrer que les methodes de calcul sont bien adaptees, Ils tendent d'autre part a prouver que les valeurs numeriques admises dans la litterature, notamment pour le rapport des {eta} de l'U 235 et de Pu 239

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

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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

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

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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

Cells for the examination of irradiated plutonium fuel elements - two years operation - may 1961/may 1963 (1963); Cellules pour examen d'elements combustibles au plutonium irradies - deux ans d'exploitation - mai 1961/mai 1963 (1963)

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

1963-07-01

Within the framework of the 'Rapsodie' fast reactor program, prototype plutonium fuel elements are irradiated and then examined in an {alpha} {beta} {gamma} laboratory at Saclay. This laboratory consists of five in line cells and a lead enclosure microscope. Each cell contains an {alpha} sealed removable box 4 ft 3 in. high, 4 ft 11 in. wide and 5 ft 1 in. deep, fitted with one or two magnetic transmission indirect manipulators. The boxes are contained in an {beta} {gamma} shielded enclosure whose front face is constructed of cast iron panels 21-2/3 in. thick. Nitrogen circulating in a closed loop forms the atmosphere of the boxes. This laboratory is essentially intended for metallurgical research. The functions of the various cells are as follows: transferring and packing, cutting, density measurement and cathodic etching, storage and metallography. Work on radioactive materials began in April 1961. Operational incidents have always been of a material nature only. (author) [French] Dans le cadre du projet de reacteur rapide Rapsodie, des elements combustibles prototypes au plutonium sont, apres irradiation, examines a Saclay dans un laboratoire {alpha} {beta} {gamma}. Celui-ci comprend cinq cellules en ligne et une enceinte en plomb contenant un microscope telecommande. Chaque cellule est constituee d'un caisson etanche (1, 3 m x 1, 5 m x 1, 56m) equipee d'un ou deux manipulateurs indirects a transmissions magnetiques. Les caissons sont places, dans une enceinte {beta} {gamma} dont la face avant est formee de blocs en fonte ayant 55 cm d'epaisseur. L'atmosphere des caissons est de l'azote, circulant en circuit ferme. Ce laboratoire est destine essentiellement a des recherches metallurgiques. Les fonctions des differentes cellules sont: conditionnement et transferts, tronconnage, mesure de densite et polissage ionique, stockage, metallographie. Le travail sur materiaux radioactifs a commence en avril 1961. Les incidents d'exploitation ont toujours ete d

A study of some radioprotection apparatuses used in the case of pool reactors; Etude de quelques dispositifs de radioprotection en service aupres des piles piscines

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Robien, E de; Choudens, H de; Delpuech, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1965-07-01

necessite de mesurer avec une bonne precision des doses {gamma} a l'aide d'un appareil autonome a conduit a la realisation d'un dosiinetre {gamma} a scintillateur plastique; d) l'obligation de condamner l'ouverture des portes de certains locaux ou il risque d'y avoir une intensite de rayonnement forte a conduit a realiser un asservissement de l'ouverture de ces portes a l'intensite de rayonnement a l'interieur des locaux; e) les degagements d'iode radioactif ont ete mesures a l'aide de cartouches de charbon actif entourant un scintillateur relie a un monocanal; f) enfin, la commande de chute des barres des piles, en cas d'accident radioactif, a ete assuree par une chaine dont le detecteur est une chambre immergee dans la piscine, ce qui offre, dans le cas particulier des reacteurs piscines a couche chaude, le double avantage de pouvoir 'piloter' la couche chaude et de s'affranchir des rayonnements transitoires apparaissant dans le hall du reacteur au moment du defournement des dispositifs experimentaux. (auteurs)

Engine 3E. NO{sub x} reduction by means of homogenisation of mixtures inside combustion chambers. Final report; Engine 3E. NO{sub x}-Reduktion durch Homogenisierung des Gemisches in Brennkammern. Abschlussbericht

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Zarzalis, N.; Homann; Schubert

1999-11-05

This is the final report of the Technology Project 'NO{sub x} reduction by means of homogenisation of mixtures inside combustion chambers', which is part of the Engine 3E 2010 programme of the BMBF, which was to promote research in aircraft engineering. In this project, technologies were developed to achieve a 60% reduction of NO{sub x} emissions as compared to ICAO '95 in an annular combustion chamber in realistic operating conditions where the emissions of substances oher than NO{sub x} were to be of the same level as the emissions of modern jet drives. Further, the design of the new combustion chamber was to be conventional in order to retain the possibility of converting existing propulsion systems to the new technology. [German] Diese Notiz enthaelt den Abschlussbericht des Technologievorhabens 'NO{sub x}-Reduktion durch Homogenisierung des Gemisches in Brennkammern'. Das Vorhaben ist Teil des Luftfahrtfoerderprogramms Engine 3E 2010 der Bundesregierung und wird vom Bundesministerium fuer Bildung, Wissenschaft, Forschung und Technologie (BMBF) unter dem Foerderkennzeichen 20T9540 gefoerdert. Das Programm wurde am 01. Juli 1995 begonnen und endete am 30. Juni 1999. Entsprechend dem Foerderantrag wurden in dem Vorhaben Einzeltechnologien erarbeitet, die erforderlich sind, um eine 60% Reduktion der NO{sub x}-Emissionen gegenueber ICAO '95 in einer Ringbrennkammer unter realistischen Betriebsbedingungen zu demonstrieren, wobei die restlichen Emissionen das Emissionsniveau moderner Triebwerke nicht ueberschreiten sollten. Darueber hinaus sollte das aeussere Design der zu entwickelnden Brennkammer sind von konventionellen Brennkammern nicht unterscheiden, um die Moeglichkeit der Umruestung von alten Triebwerken mit der Brennkammern der neuen Technologie offen zu halten. (orig.)

Simulations of a Circulating Fluidized Bed Chemical Looping Combustion System Utilizing Gaseous Fuel Simulation de la combustion en boucle chimique d’une charge gazeuse dans un lit fluidisé circulant

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Mahalatkar K.

2011-05-01

Full Text Available Numerical studies using Computational Fluid Dynamics (CFD have been carried out for a complete circulating fluidized bed chemical looping combustor described in the literature (Abad et al., 2006 Fuel 85, 1174-1185. There have been extensive experimental studies in Chemical Looping Combustion (CLC, however CFD simulations of this concept are quite limited. The CLC experiments that were simulated used methane as fuel. A 2-D continuum model was used to describe both the gas and solid phases. Detailed sub-models to account for fluid-particle and particleparticle interaction forces were included. Global models of fuel and carrier chemistry were utilized. The results obtained from CFD were compared with experimental outlet species concentrations, solid circulation rates, solid mass distribution in the reactors, and leakage and dilution rates. The transient CFD simulations provided a reasonable match with the reported experimental data. Des études numériques de simulation des écoulements (CFD ont été réalisées sur un lit fluidisé circulant opérant en combustion par boucle chimique (CLC décrit dans la littérature (Abad et al., 2006 Fuel 85, 1174-1185. Si de nombreuses études expérimentales ont été conduites pour étudier le procédé CLC, les études concernant la simulation des écoulements par CFD de ce concept sont très limitées. Le système de combustion en boucle chimique simulé dans cette étude concerne la combustion d’une charge gazeuse (méthane. Un modèle 2-D à deux phases continues a été utilisé pour décrire les phases gaz et solide avec des sous-modèles détaillés pour décrire les forces d’interactions entre fluideparticule et particule-particule. Des modèles cinétiques globaux ont été intégrés pour décrire les réactions de combustion et de transformation du matériau transporteur d’oxygène. Les résultats obtenus par CFD ont été comparés aux concentrations expérimentales mesurées des diff

Activity report 1999; Rapport d'activites 1999

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NONE

1999-07-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Experimentaux'', (DRE) during the year 1999. DRE is one of the Department of the ''Direction des Reacteurs Nucleaires'', itself depending of the CEA Institution. After a presentation of the year highlights, this report gathers the main research and development programs. The second part concerns the production of radioisotopes, the silicon doping, the neutron radiography, the Orphee experiments and the activation analysis. The installations management, the closed reactors improvement program and the effluents and wastes processing of Grenoble, are presented in the other parts. Data on staff, budget and safety are also provided. (A.L.B.)

Activity report 1998

International Nuclear Information System (INIS)

1998-01-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Experimentaux'', (DRE) during the year 1998. DRE is one of the Department of the ''Direction des Reacteurs Nucleaires'', itself depending of the CEA Institution. After a presentation of the year highlights, this report gathers the main research and development programs. The second part concerns the production of radioisotopes, the silicon doping, the neutron radiography, the Orphee experiments and the activation analysis. The installations management, the closed reactors improvement program and the effluents and wastes processing of Grenoble, are presented in the other parts. Data on staff, budget and safety are also provided. (A.L.B.)

Activity report 1999

International Nuclear Information System (INIS)

1999-01-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Experimentaux'', (DRE) during the year 1999. DRE is one of the Department of the ''Direction des Reacteurs Nucleaires'', itself depending of the CEA Institution. After a presentation of the year highlights, this report gathers the main research and development programs. The second part concerns the production of radioisotopes, the silicon doping, the neutron radiography, the Orphee experiments and the activation analysis. The installations management, the closed reactors improvement program and the effluents and wastes processing of Grenoble, are presented in the other parts. Data on staff, budget and safety are also provided. (A.L.B.)

Sodium purification in Rapsodie; La purification du sodium a Rapsodie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Giraud, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Dir. des Piles Atomiques, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-07-01

This report is one of a series of publications presenting the main results of tests carried out during the start-up of the first french fast neutron reactor: Rapsodie. The article presents the sodium purification techniques used in the reactor cooling circuits both from the constructional point of view and with respect to results obtained during the first years working. (author) [French] Ce rapport fait partie d'une serie de publications presentant l'essentiel des resultats des essais effectues a l'occasion du demarrage du premier reacteur francais a neutrons rapides: RAPSODIE. Cet article expose les techniques de la purification du sodium utilise dans les circuits de refroidissement du reacteur tant au point de vue de leur realisation technologique, que des resultats obtenus pendant la premiere annee de fonctionnement. (auteur)

3d Modeling of Combustion for Di-Si Engines Modélisation 3D de la combustion dans les moteurs à injection directe d'essence

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Duclos J. P.

2006-12-01

Full Text Available Direct injection of gasoline is a promising concept to reduce fuel consumption of SI engines. The development of GDI engines is difficult and 3D CFD is a way to support its design. It requires models able to describe the spray and its evaporation and combustion. This paper presents a model, the ECFM, that enables to compute combustion for stratified load in the GDI engines. This model is a development of the Coherent Flame Model which includes thermal expansion effects, and is coupled with a burnt/unburnt gases conditionnal thermodynamic properties description. The model is validated by comparing measurements and computations on the GDI Mitsubishi engine in production. L'injection directe d'essence (IDE est un concept prometteur pour les moteurs à allumage commandé. La mise au point de ce type de moteur est néanmoins délicate, et le calcul 3D des chambres de combustion est un moyen d'aider à leur conception. Ceci nécessite cependant de disposer de modèles adaptés, à même de décrire le jet d'essence, son évaporation et la combustion du mélange créé. Cet article présente un modèle ECFM de simulation de la combustion dans les moteurs IDE, y compris en fonctionnement stratifié. C'est un développement du modèle flamme cohérente qui comprend des effets d'expansion thermique et est couplé avec une description conditionnelle gaz frais/gaz brûlés des grandeurs thermodynamiques. Ce modèle a été validé par rapprochement de mesures et simulations sur le moteur GDI Mitsubishi.

Aspects chimiques de la combustion du charbon pulvérisé. Première partie Chemical Aspects of the Combustion of Pulverized Coal. Part One

Directory of Open Access Journals (Sweden)

De Soete G. G.

2006-11-01

Full Text Available II n'est pas facile de parvenir à une vue complète des multiples phénomènes chimiques dont la flamme de charbon pulvérisé est le siège. La présente étude bibliographique s'efforce de donner plus qu'une juxtaposition des données de la littérature récente, en risquant une tentative de présentation cohérente des mécanismes chimiques clés qui s'affrontent dans cette combustion. Ces mécanismes font intervenir des réactions en phase gazeuse relativement rapides (combustion des produits gazeux de pyrolyse, formation d'oxydes d'azote à partir de l'azote organique ainsi qu'un certain nombre de réactions hétérogènes très importantes (dévolatilisation pyrolysante rapide, oxydation du coke, réduction hétérogène d'oxydes d'azote qui peuvent se dérouler de façon beaucoup plus lente. En ce qui concerne ces dernières, le régime non isotherme, auquel les soumet l'existence de gradients de température dans la flamme industrielle, entraîne souvent des conséquences non négligeables pour le déroulement de ces mécanismes cinétiques complexes : ainsi la quantité et la composition des produits de pyrolyse est fortement tributaire de ces conditions non isothermes. Carrefour de plusieurs mécanismes chimiques complexes, la flamme de charbon est caractérisée chimiquement par un grand nombre de cas de compétition : a compétition entre différentes voies réactionnelles à l'intérieur d'un mécanisme donné ; à titre d'exemple typique : la pyrolyse du charbon ; b compétition entre phénomènes chimiques et physiques, également à l'intérieur d'un même mécanisme, entraînant la transition éventuellement réversible d'un régime cinétique vers un régime diffusionnel, comme c'est le cas dans l'oxydation du coke, avec des conséquences sensibles pour la vitesse réactionnelle globale et sa dépendance par rapport à la température, pouvant même aller jusqu'à l'extinction de la combustion du coke ; c compétition entre

Non-Destructive Testing of Plutonium-Enriched Fuel Rods; Controles non Destructifs de Barreaux Combustibles Enrichis au Plutonium; Nedestruktivnyj-kontrol' toplivnykh sterzhnej''obogashchennykh plutoniem; Ensayo no Destructivo de Elementos Combustibles Enriquecidos en Plutonio

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Libotte, P.; Inniger, H.; Leblanc, J. M. [Centre D' Etude de l' Energie Nucleaire, Societe Belge pour l' Industrie Nucleaire, S.A. (Belgonucleaire), Mol (Belgium)

1965-09-15

ultrasonically by the pulse-echo technique. The respective advantages of the various non-destructive techniques are studied in relation to the required accuracy and to their possible application to the automated inspection of plutonium fuel rods fabricated on an industrial scale. (author) [French] La Societe belge pour l'industrie nucleaire (BelgoNucleaire) et le Centre d'etude de l'energie nucleaire (CEN) etudient sous contrat, en cooperation avec la Commission de l'EURATOM, l'utilisation du plutonium dans les reacteurs de puissance a eau pressurisee. Dans le cadre des recherches entreprises, differentes techniques de controle non destructif ont ete mises au point en vue d'evaluer la qualite des barreaux combustibles fabriques. Les essais non destructifs mis au point et decrits dans le memoire sont utilises essentiellement pour le controle des dimensions et de la qualite des tubes de gainage, de l'integrite des soudures, de l'etancheite des barreaux, de la densite du materiau combustible et de sa repartition, de l'enrichissement en plutonium et de sa distribution radiale et axiale dans le barreau combustible. Les methodes utilisees pour ces essais non destructifs comportent principalement les examens par radiographie, par autoradiographie, par gammagraphie et par les ultrasons. Le document reprend le principe de chacune des mesures realisees, et decrit dans chaque cas l'appareillage utilise et les techniques operatoires appliquees en vue d'obtenir les sensibilites et precisions desirees. La technique utilisee pour la radiographie permet de deceler des defauts de l'ordre de 50 a 60 {mu}m dans les soudures d'extremite des barreaux combustibles. Les combustibles etant densifies par vibration de trois fractions de poudre dense, dont la fraction fine seule comporte l'enrichissement en plutonium, il est essentiel que la repartition de ce dernier, de meme que la distribution de la densite, soient relevees avec precision. Le comptage du rayonnement gamma emergent emis par le plutonium

Indium-Gallium Radiation Contour of the IRT Nuclear Reactor; Circuit d'activation d'indium-gallium dans le reacteur nucleaire IRT; Indij-gallievyj radiatsionnyj kontur yadernogo reaktora IRT; Circuito de radiaciones de indio-galio del reactor IRT

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Breger, A K; Ryabukin, Y S; Tulkes, S G; Volkov, E N

1960-07-15

Following on theoretical work already published, an indium-gallium radiation contour of the IRT nuclear reactor has been prepared, and represents a powerful new source of gamma-radiation. The first contour of this type ''RK-1'' was prepared on the IRT reactor at the Physics Institute of the Academy of Sciences of the Georgian SSR. The paper gives the activation calculations for indium-gallium alloy; the structural components of RK-1 and their arrangement in the reactor tank and the hot cell; the devise for feeding liquid and gaseous substances into the irradiation zone; and the conveyor for solid substances to be irradiated. When the IRT reactor is at a power of 2000 kW, the radiation strength of the contour is equivalent to that of a gamma-emitter having an activity of 20,000 g. Ra equivalent. The prospects for the use of the indium-gallium radiation contour for research and semi-industrial purposes are discussed. (author) [French] A la suite de la publication d'un ouvrage theorique, on a etabli autour du reacteur nucleaire IRT un circuit d'activation d'indium-gallium qui represente une nouvelle source de rayonnements gamma de grande intensite. Le premier circuit de ce type ''RK-1'' a ete etabli sur le reacteur IRT a l'Institut de physique de l'Academie des sciences de la RSS de Georgie. Les auteurs donnent les calculs de l'activation pour l'alliage indium-gallium; ils indiquent les elements structurels du RK-1 et leur disposition dans le reservoir et dans la cellule de haute activite du reacteur; ils decrivent le dispositif permettant d'introduire des substances liquides et gazeuses dans la zone d'irradiation et le systeme qui transporte les substances solides a irradier. Lorsque le reacteur IRT fonctionne a 2 000 kW, la puissance de rayonnement du circuit equivaut a celle d'un emetteur gamma ayant une activite equivalente a 20 000 grammes de radium. Les auteurs examinent les perspectives d'emploi de ce processus pour la recherche et a des fins semi

Cells for the examination of irradiated plutonium fuel elements - two years operation - may 1961/may 1963 (1963); Cellules pour examen d'elements combustibles au plutonium irradies - deux ans d'exploitation - mai 1961/mai 1963 (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

Within the framework of the 'Rapsodie' fast reactor program, prototype plutonium fuel elements are irradiated and then examined in an {alpha} {beta} {gamma} laboratory at Saclay. This laboratory consists of five in line cells and a lead enclosure microscope. Each cell contains an {alpha} sealed removable box 4 ft 3 in. high, 4 ft 11 in. wide and 5 ft 1 in. deep, fitted with one or two magnetic transmission indirect manipulators. The boxes are contained in an {beta} {gamma} shielded enclosure whose front face is constructed of cast iron panels 21-2/3 in. thick. Nitrogen circulating in a closed loop forms the atmosphere of the boxes. This laboratory is essentially intended for metallurgical research. The functions of the various cells are as follows: transferring and packing, cutting, density measurement and cathodic etching, storage and metallography. Work on radioactive materials began in April 1961. Operational incidents have always been of a material nature only. (author) [French] Dans le cadre du projet de reacteur rapide Rapsodie, des elements combustibles prototypes au plutonium sont, apres irradiation, examines a Saclay dans un laboratoire {alpha} {beta} {gamma}. Celui-ci comprend cinq cellules en ligne et une enceinte en plomb contenant un microscope telecommande. Chaque cellule est constituee d'un caisson etanche (1, 3 m x 1, 5 m x 1, 56m) equipee d'un ou deux manipulateurs indirects a transmissions magnetiques. Les caissons sont places, dans une enceinte {beta} {gamma} dont la face avant est formee de blocs en fonte ayant 55 cm d'epaisseur. L'atmosphere des caissons est de l'azote, circulant en circuit ferme. Ce laboratoire est destine essentiellement a des recherches metallurgiques. Les fonctions des differentes cellules sont: conditionnement et transferts, tronconnage, mesure de densite et polissage ionique, stockage, metallographie. Le travail sur materiaux radioactifs a commence en avril 1961. Les incidents d

{gamma} activity and heating of rods in EL2 and EL3; Activitiy {gamma} et echauffement des barres de EL2 et EL3

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-07-01

A method is described for calculating the {gamma} activity of uranium rods, given the mean flux in which they are irradiated, the time they remain in the pile and the duration of deactivation. This calculation leads to numerical formulae which may be applied to the rods of the two reactors. It allows the saturation activities to be foreseen both for EL2 and for EL3, taking into recount the minimum times necessary for extraction. Measurements have been carried out, and the results are in good agreement with those foreseen by calculation. In the last section this method is used to calculate the heating of the irradiated rods. (author) [French] Une methode est indiquee ici, qui permet de calculer l'activite {gamma} des barres d'uranium connaissant le flux moyen dans lequel elles ont ete irradiees, leur temps de sejour en pile et la duree de la desactivation. Ce calcul conduit a des formules numeriques que l'on peut appliquer aux barres des deux reacteurs. Il permet de prevoir les activites atteintes a saturation, tant a EL2 qu'a EL3, compte tenu des temps minima necessaires a l'extraction. Des mesures ont ete faites: les resultats sont en bon accord avec les previsions du calcul. Enfin, en derniere partie, cette methode est utilisee pour calculer l'echauffement des barres irradiees. (auteur)

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

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)

Fission product determination in irradiated fuel processing waste (electrophoresis); Dosage des produits de fission dans les effluents de traitement des combustibles irradies (electrophorese)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Auchapt, J M; Tret, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre de Marcoule, 30 - Bagnols-sur-Ceze (France). Centre de Production de Plutonium de Marcoule. Services d' Extraction du Plutonium

1966-07-01

This dosage method concerns fission products present in the waste produced from the processing of cooled irradiated fuels. - Sr, Cs, Ce, Y, Ru by quantitative analysis; - Zr, Nb by qualitative analysis. It includes electrophoresis on paper strips one meter long which is then analysed between two window-less Geiger counters. For an activity of 10{sup -2} {mu}Ci of any cation in a 10 {mu}l spot, the standard error {sigma} if 3 to 4 per cent. complete analysis lasts about 5 hours. (authors) [French] Cette methode de dosage concerne les produits de fission presents dans les effluents de traitement des combustibles irradies refroidis: - Sr, Cs, Ce, Y, Ru en analyse quantitative; - Zr, Nb en analyse qualitative. Elle comporte une electrophorese sur bande de papier de un metre de longueur suivie d'un depouillement entre deux compteurs Geiger sans fenetre. Pour une activite de 10{sup -2} {mu}Ci d'un cation quelconque dans une tache de 10 {mu}l l'erreur standard {sigma} est de 3 a 4 pour cent. L'analyse complete demande environ 5 heures. (auteurs)

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

modeles neutroniques 2D et 3D du coeur du reacteur ont ete crees, bases sur le schema de calculs de reference ERANOS-2.0/ERALIB1. Pour l'analyse thermo-hydraulique, le code COPERNIC du CEA a ete utilise. Le travail de design a ete poursuivi par l'etude d'un schema de l'implantation des assemblages de controle (nombre et position dans le coeur). Des etudes detaillees de neutronique ont reveles l'existence de grands effets d'interaction entre les AC, appeles effets d'ombre/d'anti-ombre, conduisant a une amplification/reduction de l'antireactivite des AC. Les interactions entre les barreaux absorbants a l'interieur d'un AC, ainsi qu'entre les AC eux-memes, ont ete investiguees dans le detail, dans le but d'optimiser l'efficacite des AC (en terme de la fraction d'absorbant et la minimisation des effets d'heterogeneite associes). Resultant d'investigations detaillees, le diametre des pastilles absorbantes a ete choisi de maniere a minimiser l'influence 'barreau-a-barreau' a l'interieur de l'assemblage. En particulier, une partie centrale de l'assemblage a ete concue sans aucun barreau absorbant (zone remplie d'helium statique). Par ce biais, une reduction, a 13%, des effets d'heterogeneite, a ete obtenue. Les investigations neutroniques effectuees pour le coeur RNR-G de reference ('2004-Coeur'), specialement, celles liees a l'Etude des interactions entre les AC, ont directement contribue au nouveau design du coeur ('2007-Coeur'). Le rapport hauteur sur diametre a ete augmente a 0.6, compare a la valeur de 0.3 pour le coeur de reference. Pendant la troisieme phase, des modeles couples et detailles, cinetiques 3D et thermohydrauliques 1D, ont ete developpes pour le coeur RNR-G; le but etait d'arriver a une comprehension, en profondeur, du comportement 3D du coeur pendant des transitoires induits par le mouvement d

Chemical Production using Fission Fragments; Emploi des fragments de fission dans la production de substances chimiques; Ispol'zovanie produkto v raspada v khimicheskom proizvodstve; Empleo de los fragmentos de fision en la industria quimica

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Dawson, J K; Moseley, F [AERE, Harwell (United Kingdom)

1960-07-15

Some reactor design considerations of the use of fission recoil fragment energy for the production of chemicals of industrial importance have been discussed previously in a paper given at the Second United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy [A/Conf. 15/P.76]. The present paper summarizes more recent progress made on this topic at AERE, Harwell. The range-energy relationship for fission fragments is discussed in the context of the choice of fuel system for a chemical production reactor, and the experimental observation of a variation of chemical effect along the length of a fission fragment track is described for the irradiation of nitrogen-oxygen mixtures. Recent results are given on the effect of fission fragments on carbon monoxide-hydrogen gas mixtures and on water vapour. No system investigated to date shows any outstanding promise for large-scale chemical production. (author) [French] En ce qui concerne la construction de reacteurs, certaines considerations relatives a l'emploi de l'energie des fragments de fission de recul pour la production de certaines substances chimiques d'importance industrielle ont deja ete examinees dans un memoire soumis a la deuxieme Conference internationale sur l'utilisation de l'energie atomique a des fins pacifiques [A/Conf. 15/PP. 76]. Le present memoire donne un apercu des progres accomplis depuis lors dans ce domaine par 1'Atomic Energy Research Establishment a Harwell. Les auteurs etudient la relation entre le parcours et l'energie pour des fragments de fission a propos du choix du combustible pour un reacteur destine a la production de substances chimiques; ils decrivent aussi une variation d'effet chimique observee le long de la trajectoire d'un fragment de fission pendant l'irradiation de melanges azote-oxygene. Les auteurs fournissent les resultats de recherches recentes relatives a l'effet des fragments de fission sur des melanges oxyde de carbone-hydrogen e et sur la vapeur d

Neutronic study of the two french heavy water reactors; Etude neutronique des deux piles francaises a eau lourde

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1955-07-01

The two french reactors - the reactor of Chatillon, named Zoe, and the reactor of Saclay - P2 - were the object of detailed neutronic studies which the main ideas are exposed in this report. These studies were mostly done by the Department of the Reactor Studies (D.E.P.). We have thus studied the distribution of neutronic fluxes; the factors influencing reactivity; the link between reactivity and divergence with the formula of Nordheim; the mean time life of neutrons; neutron spectra s of P2; the xenon effect; or the effect of the different adjustments of the plates and controls bar. (M.B.) [French] Les deux reacteurs francais - la pile de Chatillon, appelee ZOE, et la pile de Saclay, designee dans la suite par P2 - ont fait l'objet d'etudes neutroniques detaillees dont les principales sont exposees dans ce rapport. Ces etudes ont ete pour la plupart effectuees dans le cadre du Departement des Etudes de Piles (D.E.P.). Nous avons ainsi entre autre etudie la distribution du flux neutronique; les facteurs influencants la reactivite; le lien entre reactivite et divergence par la formule de Nordheim; le temps de vie moyen des neutrons; les spectres de neutrons de P2; l'effet xenon; ou encore l'effet des differents reglages des plaques et barres de controles. (M.B.)

Study of thermocouples for control of high temperatures; Etude de thermocouples pour le reperage des hautes temperatures

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Villamayor, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Faculte des Sciences de l' Universite de Lyon - 69 (France)

1967-07-01

Previous works have shown that the tungsten-rhenium alloys thermocouples were a good instrument for control of high temperatures. From its, the author has studied the W/W 26 per cent and W 5 per cent Re/W 26 per cent Re french manufactured thermocouples and intended for control of temperatures in nuclear reactors until 2300 deg. C. In 'out-pile' study he determines the general characteristics of these thermocouples: average calibration curves, thermal shocks influence, response times, and alloys allowing the cold source compensation. The evolution of these thermocouples under thermal neutron flux has been determined by 'in-pile' study. The observations have led the author to propose a new type of thermocouples settled of molybdenum-columbium alloys. (author) [French] Des travaux anterieurs ont montre que les thermocouples des alliages tungstene-rhenium etaient susceptibles de reperer avec precision des hautes temperatures. A partir de la, l'auteur a etudie las thermocouples W/W 26 pour cent Re et W 5 pour cent Re/W 26 pour cent Re de fabrication francaise et destines au controle des temperatures dans les reacteurs nucleaires, jusqu'a 2300 deg. C Dans l'etude 'hors-pile' il a determine les caracteristiques generales de ces thermocouples: courbes d'etalonnage moyen, influence des chocs thermiques, temps de reponse, et alliages assurant la compensation de soudure froide. L'etude 'en-pile' a permis de rendre compte de l'evolution de ces thermocouples sous flux neutroniques. Les phenomenes observes ont conduit l'auteur a proposer un nouveau type de thermocouples constitues d'alliages molybdene-niobium. (auteur)

Activity report 1999; Rapport d'activites 1999

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1999-07-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Experimentaux'', (DRE) during the year 1999. DRE is one of the Department of the ''Direction des Reacteurs Nucleaires'', itself depending of the CEA Institution. After a presentation of the year highlights, this report gathers the main research and development programs. The second part concerns the production of radioisotopes, the silicon doping, the neutron radiography, the Orphee experiments and the activation analysis. The installations management, the closed reactors improvement program and the effluents and wastes processing of Grenoble, are presented in the other parts. Data on staff, budget and safety are also provided. (A.L.B.)

Measurement of the in-pile core temperature of an EL-4 pencil element, first charge (can of type-347 stainless steel, 0.4 mm thick, UO{sub 2} fuel, 11 mm diameter). Determination of the apparent thermal conductivity integral of in-pile UO{sub 2}; Mesure de la temperature a coeur en pile d'un crayon EL-4 1er jeu (gaine acier inoxydable, nuance 347 - epaisseur 0,4 mm - combustible UO{sub 2} - diametre 11 mm). Determination de l'integrale de conductibilite thermique apparente de l'UO{sub 2} en pile

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Lavaud, B; Ringot, C; Vignesoult, N [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France)

1966-11-01

'un element combustible EL-4, type premier jeu, a gaine en acier inoxydable. On mesure cette temperature au coeur du crayon en pile a l'aide d'un thermocouple pour haute temperature: tungstene-rhenium a gaine tantale. Le crayon est place dans des conditions de fonctionnement analogues a celles de EL-4, tant en ce qui concerne la puissance specifique et la temperature sur gaine que la pression externe sur la gaine. La puissance specifique est obtenue dans le reacteur EL-3 avec un enrichissement de l'UO{sub 2} legerement superieur a celui normalement prevu pour EL-4. La temperature de gaine et la pression visees sont realisees a l'aide d'un conteneur d'irradiation en zircaloy-2 et a remplissage NaK, adapte, aux conditions du reacteur EL-3. - Les temperatures de l'UO{sub 2} a coeur, et de la surface de la gaine etant mesurees; - La puissance etant calculee a partir des echanges thermiques dans le conteneur etalonne en laboratoire; - La chute de temperature au contact UO{sub 2}-gaine etant deduite de mesures faites en laboratoire dans des conditions de flux calorifique comparables et sous une atmosphere de gaz correspondant au debut de la vie de l'element combustible; on peut tracer la courbe integrale de conductibilite. Les examens micro-graphiques de la structure de l'oxyde permettent de verifier la repartition des temperatures dans l'oxyde, deduite de l'integrale de conductibilite thermique. (auteurs)

Irradiation and development of the nuclear emulsions exposed to intense fluxes of thermal neutrons with {gamma} rays; Irradiation et developpement des emulsions nucleaires exposees a des flux intenses de neutrons thermiques, accompagnes de rayons {gamma}

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Faraggi, H; Bonnet, A; Cohen, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Lab. du Fort de Chatillon, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1952-07-01

The thermal neutron fluxes provided by nuclear reactors permit the survey of relatively rare phenomenons, and dosage of very weak quantities of some elements. One of the most favorable detection technique are constituted by the use of the nuclear emulsions. one can mention: - the dosage of uranium by counting in the emulsion the number of traces due to fission fragments after irradiation. - The dosage of the lithium and the boron as trace amounts with the help of nuclear reactions (n, {alpha}) and thermal neutrons. - The research of reactions (n, {alpha}) or (n, p) of very weak cross section for middle or heavy elements. These different applications require however important neutrons fluxes. It had therefore obliged us to search for the most favorable irradiation and development of the emulsions conditions, to get the best visibility of the trajectories and decrease the phenomena of fog on the emulsion, which prevents any observation. (M.B.) [French] Les flux de neutrons thermiques fournis par les reacteurs nucleaires permettent l'etude de phenomenes relativement rares, et le dosage de tres faibles quantites de certains elements. Un des moyens de detection les plus favorables est constitue par l'utilisation des emulsions nucleaires. on peut citer: - le dosage de l'uranium par comptage dans l'emulsion du nombre de traces dues aux fragments de fission apres irradiation. - Le dosage du lithium et du bore a l'etat de traces a l'aide des reactions (n, {alpha}) sous l'action des neutrons thermiques. - La recherche de reactions (n,{alpha}) ou (n,p) de tres faible section efficace pour des elements moyens ou lourds. Ces differentes applications necessite cependant des flux de neutrons important. On a donc ete amene a rechercher les conditions les plus favorables d'irradiation et de developpement des emulsions, de maniere a obtenir la meilleure visibilite des trajectoires et diminuer les phenomenes de voile de l'emulsion, qui empeche toute observation. (M.B.)

Irradiation and development of the nuclear emulsions exposed to intense fluxes of thermal neutrons with {gamma} rays; Irradiation et developpement des emulsions nucleaires exposees a des flux intenses de neutrons thermiques, accompagnes de rayons {gamma}

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Faraggi, H.; Bonnet, A.; Cohen, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Lab. du Fort de Chatillon, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1952-07-01

The thermal neutron fluxes provided by nuclear reactors permit the survey of relatively rare phenomenons, and dosage of very weak quantities of some elements. One of the most favorable detection technique are constituted by the use of the nuclear emulsions. one can mention: - the dosage of uranium by counting in the emulsion the number of traces due to fission fragments after irradiation. - The dosage of the lithium and the boron as trace amounts with the help of nuclear reactions (n, {alpha}) and thermal neutrons. - The research of reactions (n, {alpha}) or (n, p) of very weak cross section for middle or heavy elements. These different applications require however important neutrons fluxes. It had therefore obliged us to search for the most favorable irradiation and development of the emulsions conditions, to get the best visibility of the trajectories and decrease the phenomena of fog on the emulsion, which prevents any observation. (M.B.) [French] Les flux de neutrons thermiques fournis par les reacteurs nucleaires permettent l'etude de phenomenes relativement rares, et le dosage de tres faibles quantites de certains elements. Un des moyens de detection les plus favorables est constitue par l'utilisation des emulsions nucleaires. on peut citer: - le dosage de l'uranium par comptage dans l'emulsion du nombre de traces dues aux fragments de fission apres irradiation. - Le dosage du lithium et du bore a l'etat de traces a l'aide des reactions (n, {alpha}) sous l'action des neutrons thermiques. - La recherche de reactions (n,{alpha}) ou (n,p) de tres faible section efficace pour des elements moyens ou lourds. Ces differentes applications necessite cependant des flux de neutrons important. On a donc ete amene a rechercher les conditions les plus favorables d'irradiation et de developpement des emulsions, de maniere a obtenir la meilleure visibilite des trajectoires et diminuer les phenomenes de voile de l'emulsion, qui

Experiments prior to construction of the Rapsodie reactor (1962); Experiences preliminaires a la construction de la pile 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

', maintes etudes experimentales, d'ordre hydraulique, thermique et mecanique ont ete faites ou sont envisagees pour verifier la validite des principes adoptes dans l'avant rojet. Ce memoire traite des plus importants: 1. Etudes d'elements de circuits de refroidissement: pompes a sodium (mecaniques ou electromagnetiques), eohangeurs Na-Nak et Nak-air, appareils de mesures (debits, temperatures), circuits de purification du sodium, etc. 2. Etudes de refroidissement des assemblages combustibles et fertiles; a) etude du refroidissement par le sodium, menee a l'aide de maquettes hydrauliques (echelle 1 ou superieure a 1), reproduisant l'ecoulement du fluide de refroidissement dans les tuyauteries, a l'amont des elements combustibles et fertiles et a l'interieur de ceux i; b) etude du refroidissement par gaz et par immersion dans le plomb, utilise pendant les operations de la manutention et de stockage. 3. Etudes de dispositifs speciaux du reacteur: joint tournant liquefiable, parties de mecanismes des barres de controle. 4. Etude du bloc pile et des circuits de refroidissement dans leur ensemble. Cette etude doit commencer a la fin de cette annee. Les installations, en cours d'achevement, reproduisent, a l'echelle 1, celles prevues dans le projet et comportent: le bloc pile auquel est associe un circuit de sodium a grand debit permettant les essais de duree et la realisation de chocs thermiques et, en annexe, un circuit d'essai de barres de controle; l'installation complete des circuits de refroidissement de 1 MW et de 10 MW dont les performances, dans les differents cas de fonctionnement, pourront etre verifiees. 5. Etude de securite effectuee sur une maquette a 1 echelle 3/10 de l'ensemble du bloc pile et de ses protections, dont l'objet est la limitation des consequences d'une hypothetique liberation d'energie accidentelle, d'allure explosive. (auteurs)

A Physics and Tabulated Chemistry Based Compression Ignition Combustion Model: from Chemistry Limited to Mixing Limited Combustion Modes Un modèle de combustion à allumage par compression basé sur la physique et la chimie tabulée : des modes de combustion contrôlés par la chimie jusqu’aux modes contrôlés par le mélange

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Bordet N.

2011-11-01

experimental measurements carried out on a 2 liter Renault Diesel engine and good agreements are found. Ce papier présente une nouvelle approche 0D phénoménologique pour prédire le déroulement de la combustion dans les moteurs Diesel à injection directe pour toutes les conditions d’utilisation usuelles. Le but de ce travail est de développer une approche physique en vue d’améliorer la prédiction de la pression cylindre et du dégagement d’énergie, avec un nombre minimum d’essais nécessaires à la calibration. Les contributions principales de cette étude sont la modélisation de la phase de pré-mélange de la combustion et une extension du modèle pour les stratégies d’injections multiples. Dans ce modèle, le taux de dégagement d’énergie dû à la combustion pour la phase pré-mélangée est relié à un taux de réaction moyen du carburant. Ce taux de réaction moyen de carburant est évalué à l’aide d’une approche basée sur un taux de réaction local de carburant tabulé et la détermination d’une fonction de densité de probabilité (PDF de la fraction de mélange (Z. Cette PDF permet de prendre en compte la distribution de richesse existante dans la zone pré-mélangée. L’allure de cette PDF présumée est une β-fonction standardisée. Les fluctuations de la fraction de mélange sont décrites avec une équation de transport pour la variance de Z. La définition standard de la fraction de mélange, établie dans le cas de flammes de diffusion, est ici adaptée à une combustion pré-mélangée de type Diesel pour décrire l’inhomogénéité de la richesse dans le volume de contrôle. La chimie détaillée est décrite au travers de la tabulation du taux de réaction relatif à la flamme principale et du délai d’auto-inflammation relatif à la flamme froide, ces tabulations sont fonction de la variable d’avancement c, du taux de gaz brûlé ainsi que des grandeurs thermodynamiques telles que la température et la pression. Le

Qualification des logiciels numériques. Application à un logiciel d'analyse de la combustion dans les moteurs à allumage commandé Qualification of Numerical Software. Application to a Software for Analysing Combustion in Spark-Ignition Engines

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Vignes J.

2006-11-01

Full Text Available La simulation numérique est actuellement très utilisée pour étudier les systèmes physiques. Elle nécessite un programme de calcul scientifique constitué d'un modèle mathématique représentatif du problème étudié et des méthodes numériques de résolution associées. Elle fournit des résultats numériques censés représenter le phénomène physique. Pour pouvoir valider la simulation, il est absolument indispensable, d'une part, d'estimer la propagation des erreurs d'arrondi due à l'arithmétique approchée des ordinateurs et, d'autre part, d'évaluer l'influence des erreurs de données sur les résultats fournis. Nous présentons, dans cet article, le logiciel CADNA qui permet de valider les logiciels numériques. Nous l'appliquons à un logiciel de simulation d'analyse de la combustion dans les moteurs à allumage commandé et en montrons son efficacité. For analyzing physical phenomena, numerical simulation is used more and more frequently. Starting with a mathematical model describing the phenomenon being analyzed, this simulation consists in creating a scientific computing program expressing this model by implementing the numerical methods required for solving it. Simulation is considered to be valid when the results its provides are in agreement with the results issuing from experimenting with the phenomenon. However, to conclude in the possible validity of the simulation, the numerical results provided by the computer must be previously validated. Yet, these results contain a computing error resulting from the propagation of round-off errors caused by the floating-point arithmetic used by the computer. They also contain an error coming from the uncertainties concerning the data of the problem. Hence it is first indispensable to assess the influence of these errors. This article is made up of two parts. The first part concerns the validation of numerical software results. After making a brief review of the floating

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

Non-Destructive Testing Methods Applied to Multi-Finned SAP Tubing for Nuclear-Fuel Elements; Essais Non Destructifs de Gaines a Ailettes, en Poudre d'Aluminium Frittee, pour Elements Combustibles; Nedestruktivnye metody ispytaniya rebristykh trub iz spechennogo alyuminikiog'o poroshka dlya yadernykh toplivnykh ehlementov; Metodos de Ensayo No Destructivo Aplicados a Tubos de SAP con Aletas Multiples Destinados a Elementos Combustibles

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Lund, S. A. [Danish Central Welding Institution, Copenhagen (Denmark); Knudsen, P. [Danish Atomic Energy Commission, Research Establishment, Risoe (Denmark)

1965-09-15

contient des pastilles de bioxyde d'uranium fritte, dans une gaine de 2'm de long en poudre d'aluminium frittee portant des ailettes disposees en configuration helicoiedale. Ces gaines doivent repondre a des specifications tres strictes pour que soient realisees les conditions optimales de transfert de chaleur et que soit maintenue l'integrite des elements combustibles aussi longtemps qu'ils restent dans le reacteur. Deux exemples de modeles de gaines montrent a quel point les tolerances di- mensionnelles sont faibles. Afin de s'assurer que les gaines repondent bien aux specifications, on procede a un controle extremement rigoureux, constitue en grande partie par des essais non destructifs. Les auteurs decrivent les methodes d'essais non destructifs mises au point pour mesurer l'epaisseur de la paroi et les diametres et pour deceler les defectuosites. En raison de la geometrie complexe de sa section, le modele a 24 ailettes ne se prete pas a l'application de methodes par les ultrasons ou par les courants de Foucault pour mesurer l'epaisseur de la paroi. On a donc mis au point une jauge a rayons beta speciale, pourvue d'un dispositif d'enregistrement; elle est fondee sur l'attenuation du rayonnement beta emis par une source au {sup 90}Sr placee a l'interieur de la gaine. Pour le modele a 12 ailettes, on utilise une methode de resonance ultrasonore en immersion pour l'enregistrement continu de l'epaisseur de la paroi. On mesure, en enregistrement continu, les diametres interieur et exterieur (au niveau des tetes d'ailettes) avec des appareils comportant une jauge a air rapide. Pour la detection des defectuosites, on applique la methode ultrasonore impulsion-echo, en immersion, et la methode des courants de Foucault. La methode ultrasonore permet de deceler facilement les fissures transversales, mais elle ne semble pas applicable a la detection des fissures longitudinales; c'est pourquoi on la complete par la methode des courants de Foucault. (author) [Spanish] La Comision de

Fine structure and spectral index measurements in natural uranium - graphite lattices; Mesures fines dans des reseaux a graphite

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Cogne, F; Journet, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The experiments described in this report have been carried out for the most part in the critical facility MARIUS, and a few during the start up of the EDF-1 power reactor. The first part deals with the fine structure measurements made in various lattices and with their analysis. Integration over the neutron spectrum of the mono-kinetic disadvantage factor derived by the A.B.H method yields results in good agreement with the experiments. The second part deals with spectral indexes measurements (Pu/U, In/Mn) made at room temperature in MARIUS. Comparison are made of experiments with calculations using various thermalization models. Experiments carried out at higher temperatures in EDF-1 are also described. (authors) [French] Les mesures decrites dans ce rapport ont ete faites pour la plupart dans l'empilement critique MARIUS sur des reseaux a graphite-uranium naturel. Une premiere partie traite des mesures de structure fine faites dans differents reseaux et de leur interpretation. On montre en particulier qu'une integration sur le spectre d'un calcul monocinetique type A.B.H. rend bien compte des experiences. Dans une deuxieme partie, on donne les resultats de mesures d'indices de spectre Pu/U et In/Mn faites sur des reseaux froids a MARIUS et leur comparaison avec les differents modeles de calculs de thermalisation. On donne egalement les resultats de quelques mesures en temperature effectuees lors du demarrage du reacteur EDF-1. (auteurs)

Numerical simulations of stationary and transient spray combustion for aircraft gas turbine applications

OpenAIRE

Fossi, Athanase Alain

2017-01-01

Le développement des turbines à gaz d’aviation actuelles et futures est principalement axé sur la sécurité, la performance, la minimisation de la consommation de l’énergie, et de plus en plus sur la réduction des émissions d’espèces polluantes. Ainsi, les phases de design de moteurs sont soumises auxaméliorations continues par des études expérimentales et numériques. La présente thèse se consacre à l’étude numérique des phases transitoires et stationnaires de la combustion au sein d’une turbi...

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)

Nitrous Oxide from Combustion and Industry: Chemistry, Emissions and Control Protoxyde d'azote provenant de la combustion et de l'industrie : chimie, émissions et techniques de réduction

Directory of Open Access Journals (Sweden)

De Soete G.

2006-11-01

Full Text Available After an Introductory Part, presenting a survey of the present knowledge of nitrous oxide chemistry related to fossil fuel combustion and flue gas treatment, as a background for the understanding of emission factors, the paper deals successively with the average N2O emission factors from combustion and other industrial sources, and gives guidelines for appropriate N2O control technology ; with respect to the former item, some comments and criticisms on the 1991 OEDC/IPCC Report are formulated. As far as updated emission sources are concerned, emphasis is put on those which presently constitute issues : emissions from fluidized bed combustors, emissions caused by non catalytic selective NO reduction by ammonia and urea injection, N2O emissions caused by the use of automotive three-way catalysts as well as emissions from nitric acid and adipic acid manufacturing and from municipal wastes and sewage sludges incineration. Comments on the 1991 OEDC/IPCC Report mainly emphasize : (1 the surprising absence of emission factors from stationary combustion facilities and the inadequacy of some of the scarcely presented data, (2 the strange ignorance of the important effect of aging of three-way catalysts on the emission of N2O from gasoline vehicles. These omissions are the more surprising since reliable information in these two fields were already available at the period the OEDC Report was issued and or revised. For the assessment of adequate N2O control technologies, there is an urgent need for further R&D work. Presently existing understanding of homogeneous and heterogeneous N2O chemistry may provide interesting hints for N2O control, either by gas phase treatment or by catalytic reduction, depending on the concentration levels present in the off-gases to be treated. Le but de cet article est double : d'une part il fait le point sur les facteurs d'émission de N2O provenant de la combustion des combustibles fossiles et de certains autres secteurs de l

Thermal neutron flux measurements using neutron-electron converters; Mesure de flux de neutrons thermiques avec des convertisseurs neutrons electrons

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1968-07-01

The operation of neutron-electron converters designed for measuring thermal neutron fluxes is examined. The principle is to produce short lived isotopes emitting beta particles, by activation, and to measure their activity not by extracting them from the reactor, but directly in the reactor using the emitted electrons to deflect the needle of a galvanometer placed outside the flux. After a theoretical study, the results of the measurements are presented; particular attention is paid to a new type of converter characterized by a layer structure. The converters are very useful for obtaining flux distributions with more than 10{sup 7} neutrons cm{sup -2}*sec{sup -1}. They work satisfactorily in pressurized carbon dioxide at 400 Celsius degrees. Some points still have to be cleared up however concerning interfering currents in the detectors and the behaviour of the dielectrics under irradiation. (authors) [French] On examine le fonctionnement de convertisseurs neutrons electrons destines a des mesures de flux de neutrons thermiques. Le principe est de former par activation des isotopes a periodes courtes et a emission beta et de mesurer leur activite non pas en les sortant du reacteur, mais directement en pile, utilisant les electrons emis pour faire devier l'aiguille d'un galvanometre place hors flux. Apres une etude theorique, on indique des resultats de mesures obtenus, en insistant particulierement sur un nouveau type de convertisseur, caracterise par sa structure stratifiee. Les convertisseurs sont tres interessants pour tracer, des cartes de flux a partir de 10{sup 7} neutrons cm{sup -2}*s{sup -1}. Ils sont utilisables pour des flux de 10{sup 14} neutrons cm{sup -2}*s{sup -1}. Ils fonctionnent correctement dans du gaz carbonique sous pression a 400 C. Des points restent cependant a eclaircir concernant les courants parasites dans les detecteurs et le comportement des dielectriques pendant leur irradiation. (auteur)

The reprocessing of irradiated fuels improvement and extension of the solvent extraction process; Le traitement des combustibles irradies amelioration et extension du procede utilisant les solvants

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Faugeras, P; Chesne, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

Improvements made in the conventional tri-butylphosphate process are described, in particular. the concentration and the purification of plutonium by one extraction cycle using tri-butyl-phosphate with reflux; and the use of an apparatus working continuously for precipitating plutonium oxalate, for calcining the oxalate, and for fluorinating the oxide. The modifications proposed for the treatment of irradiated uranium - molybdenum alloys are described, in particular, the dissolution of the fuel, and the concentration of the fission product solutions. The solvent extraction treatment is used also for the plutonium fuels utilized for the fast breeder reactor (Rapsodie) An outline of the process is presented and discussed, as well as the first experimental results and the plans for a pilot plant having a capacity of 1 kg/day. The possible use of tn-lauryl-amine in the plutonium purification cycle is now under consideration for the processing plant at La Hague. The flowsheet for this process and its performance are presented. The possibility of vitrification is considered for the final treatment of the concentrated radioactive wastes from the Marcoule (irradiated uranium) and La Hague (irradiated uranium-molybdenum) Centers. Three possible processes are described and discussed, as well as the results obtained from the operation of the corresponding experimental units using tracers. (authors) [French] On decrit les ameliorations apportees au procede classique utilisant le phosphate tributylique, et notamment la concentration et la purification du plutonium par un cycle d'extraction au tributylphosphate avec reflux, l'utilisation d'un appareillage continu de precipitation d'oxalate de plutonium, de calcination de l'oxalate, et de fluoration de l'oxyde. On presente les modifications envisagees pour le traitement des alliages uranium-molybdene irradies, principalement en ce qui concerne la dissolution du combustible et la concentration des solutions de produits de fission

Contribution to the study of U-Ti and U-Pu-Ti carbides; Contribution a l'etude des carbures U-C-Ti et (U, Pu) - C-Ti

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1968-07-01

After having discussed the reasons to use (U,Pu) carbides as fast reactor fuel, we examine the influence of the addition of titanium to these carbides. A preliminary study has been done on the system of U-C-Ti and some properties have been measured such as: density, thermal expansion, electrical resistivity, atmospheric corrosion and compatibility with stainless steel. The systems U-Pu-C-Ti (Pu/U + Pu equal to 15 per cent) and U-C-Ti have been found to be very similar. There exists a two phases region (U,Pu)C + TiC, an eutectic between (U,Pu)C and TiC for approximately 15 at %. The solubilities of U + Pu in TiC and of Ti in (U,Pu)C is less than 1 % at. The addition of titanium does not markedly change thermal expansion coefficients of (U,Pu)C. However the resistance to atmospheric corrosion and compatibility with stainless steel is improved. Thermal conductivity, calculated from electrical resistivity, has increased. On the other side, the density of fissile material is lowered. The combination of (U,Pu)C + TiC seems to be the most promising alloy for application as nuclear fuel. (author) [French] Apres avoir rappele les problemes poses par un combustible pour les reacteurs a neutrons rapides et l'interet des carbures U-Pu-C comme combustible, on examine l'influence de l'addition de titane dans ces carbures. Une etude preliminaire sur le systeme U-C-Ti a ete effectuee et quelques proprietes sont indiquees: densite, coefficients de dilatation, resistivite electrique, tenue a la corrosion atmospherique, compatibilite avec l'acier inoxydable. Le systeme U-Pu-C-Ti (Pu/U + Pu egal a 15 pour cent) presente de grandes analogies avec le systeme U-C-Ti. Il existe un domaine biphase (U,Pu)C + TiC, un eutectique entre (U,Pu)C et TiC pour environ 15 at % Ti; les solubilites de U + Pu clans TiC et de Ti dans (U,Pu)C sont inferieures a 1 at %. Par rapport a la phase (U,Pu)C, l'addition de titane est sans effets importants sur les coefficients de dilatation. Par contre la tenue a

Experimental studies of some of the physical features of beryllium-moderated intermediate reactors; Etude experimentale de quelques particularites physiques des reacteurs a neutrons intermediaires, ralentis au beryllium; Ehksperimental'ny e issledovaniya nekotorykh fizicheskikh osobennostej promezhutochnykh reaktorov s berillievym zamedlitelem; Estudios experimentales de algunas caracteristicas fisicas de los reactores intermedios moderados con berilio

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Lejpunskij, A I; Kuznetsov, V A; Artyukhov, G Ya; Mogil' ner, A I; Prokhorov, Yu A; Steklovski, V M; Chernov, L A [Akademiya Nauk, Moskva, Union of Soviet Socialist Republics (Russian Federation)

1962-03-15

of neutrons absorbed by the uranium. The paper provides data, derived from the same assembly, on the efficiency of rods made of various absorbing materials. It gives the experimentally measured distribution of neutron density for neutrons of various energies in the neighbourhood of a boron-carbide rod, and the density of neutron captures by a 1/v detector within the rod. The paper also discusses methods used and the results obtained from experiments designed to assess the efficiency of recompensation, cylinders placed on the boundary between core and reflector. (author) [French] Le memoire analyse les resultats de plusieurs experiences effectuees sur l'ensemble critique PF-4, qui est destine a l'etude detaillee des particularites physiques des reacteurs a neutrons intermediaires. Les coeurs et les reflecteurs des differents esembles critiques etaient constitues par un assemblage compact de tubes en acier ou en aluminium dans lesquels etaient inseres des diques de diverses matieres. En combinant selon differentes proportions les disques d'uranium enrichi a 90% et les matieres de ralentissement et en introduisant dans le reflecteur des couches de ralentisseur de diverses epaisseurs, on a pu obtenir de grandes modifications du spectre des neutrons provoquant la fission. Le memoire decrit l'ensemble critique PF-4 et les differents assemblages qui le composent. Les auteurs analysent l'efficacite relative du ralentissement interieur et exterieur pour des reacteurs dans lesquels le rapport noyaux du ralentisseur noyaux d'uranium dans le coeur est tres peu eleve. Il ressort des experiences que, meme lorsqu'on emploie des reflecteurs tres epais, la faible dilution de l'uranium par le ralentisseur (le rap- port entre les noyaux du beryllium et de l'uranium-235 etant: {partial_derivative}Be/{partial_derivative}{sup 235}U{approx_equal}1) entraine un accroissement de la masse critique. Une partie importante du memoire est consacree a une analyse des effets hetero- genes produits

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

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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)

Heat exchanges during the re-flooding of a water reactor core - within the framework of the 'reference accident'; Echanges thermiques lors du renoyage d'un coeur de reacteur a eau - dans le cadre de 'l'accident de reference'

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Andreoni, Daniel

1975-11-28

After a brief presentation of reported studies made in different countries and regarding the so-called 'reference accident', this research thesis reports the study of reactor re-flooding when the reactor is completely dried and heating elements have reached a temperature between 300 and 900 C, with a constant water flow rate entering the test section, with a constant dissipated electrical power, and by using very simple geometries. After a first part addressing the experimental study, the author reports the development of conduction calculation codes used to compute the flow extracted by the two-phase flow, present the thermal-hydraulic code used to compute local values and to study the correlation of the upstream area exchange coefficient. The author finally reports an analysis of the different existing models and the study of a re-flooding model [French] La presente etude est consacree a l'un des aspects de la surete des reacteurs a eau sous pression, et plus precisement a l'accident tres important qui consiste en une perte de fluide caloporteur (Loss of Coolant Accident - 'LOCA'). Le but de l'etude est de fournir des renseignements necessaires a l'interpretation des experiences effectuees sur des grappes, de donner une correlation de coefficient d'echange dans la zone aval, et de donner aussi un modele de progression du front de trempe pour les analyses de surete. Une etude bibliographique preliminaire nous a permis de faire le point sur les experiences entreprises concernant le refroidissement de secours. Ensuite, les chapitres suivants seront decrits: 1) Le chapitre II, consacre a l'etude experimentale (boucle, sections d'essais, resultats globaux). 2) Le chapitre III ou seront presentes les codes de calcul de conduction, necessaires au calcul du flux extrait par le melange diphasique, le code de thermohydraulique necessaire au calcul des grandeurs locales et l'etude de la correlation du coefficient d'echange de la zone aval. 3) Enfin le chapitre IV ou, apres

Caracterisation environnementale des emissions atmospheriques d'une source fixe et creation d'un outil de gestion dynamique =

Science.gov (United States)

Fournier, Marie-Claude

Une caracterisation des emissions atmospheriques provenant des sources fixes en operation, alimentees au gaz et a l'huile legere, a ete conduite aux installations visees des sites no.1 et no.2. La caracterisation et les calculs theoriques des emissions atmospheriques aux installations des sites no.1 et no.2 presentent des resultats qui sont en dessous des valeurs reglementaires pour des conditions d'operation normales en periode hivernale et par consequent, a de plus fortes demandes energetiques. Ainsi, pour une demande energetique plus basse, le taux de contaminants dans les emissions atmospheriques pourrait egalement etre en dessous des reglementations municipales et provinciales en vigueur. Dans la perspective d'une nouvelle reglementation provinciale, dont les termes sont discutes depuis 2005, il serait souhaitable que le proprietaire des infrastructures visees participe aux echanges avec le Ministere du Developpement Durable, de l'Environnement et des Parcs (MDDEP) du Quebec. En effet, meme si le principe de droit acquis permettrait d'eviter d'etre assujetti a la nouvelle reglementation, l'application de ce type de principe ne s'inscrit pas dans ceux d'un developpement durable. L'âge avance des installations etudiees implique la planification d'un entretien rigoureux afin d'assurer les conditions optimales de combustion en fonction du type de combustible. Des tests de combustion sur une base reguliere sont donc recommandes. Afin de supporter le processus de suivi et d'evaluation de la performance environnementale des sources fixes, un outil d'aide a la gestion de l'information environnementale a ete developpe. Dans ce contexte, la poursuite du developpement d'un outil d'aide a la gestion de l'information environnementale faciliterait non seulement le travail des personnes affectees aux inventaires annuels mais egalement le processus de communication entre les differents acteurs concernes tant intra- qu'inter-etablissement. Cet outil serait egalement un bon

Characteristics and construction problems of EL 4; Caracteristiques et problemes de construction d'EL4

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Carle, R; Schulhof, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Sevin, Ph [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France); Buttin, J [Societe INDATOM (France)

1964-07-01

detail and the connections to be employed were tested. The whole circuit is made in fairly classical materials (slightly alloyed steels) whose behaviour in the carbon dioxyde at 500 deg. C was proved. The CO{sub 2}, and heavy water circuits construction will begin in October 1964. Aerodynamic tests were carried out for the helico-centrifugal blowers (of unit power 9 MW). The choice of a pressure as high as 60 kg/cm{sup 2} does not seem to induce new problems in connection with leaks on the machine shafts. Finally, the choice of a type of CO{sub 2} - steam heat exchanger with forced circulation led Electricite de France to test the operation and stability of a prototype exchanger in its test plant The reactor will be equipped with a de-pressurizing and de-superheating system which will allow the reactor to operate at 20 p. 100 of its nominal power whether the turbo-alternator is available or not. (authors) [French] EL 4 est le prototype d'une filiere originale de reacteurs moderes a l'eau lourde et refroidis au gaz carbonique. Son etude a ete menee dans la double optique de: - realiser un reacteur suffisamment important et complet pour y tester l'ensemble des problemes de construction et d'exploitation de la filiere; - menager dans l'installation les possibilites de tenir compte des ameliorations (materiaux nouveaux, elements combustibles ameliores) qui sont etudiees par ailleurs. Le premier objectif n'etait envisageable que sous reserve d'un volume d'etudes preliminaires important. A ce titre, ont ete realises et essayes de 1962 a 1964 plusieurs canaux prototypes, hors pile, mais dans les conditions reelles de temperature et de pression. Ces essais ont montre la bonne tenue des materiaux aux difficiles conditions mecaniques et chimiques du projet. Ces installations seront d'ailleurs disponibles pour eprouver, avant mise en pile, les modifications ulterieures. D'importants essais touchant la securite du reacteur en cas d'explosion du circuit de CO{sub 2}, ont ete realises

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

Instabilités de l'écoulement interne des moteurs à propergol solide

OpenAIRE

Feraille, Thierry

2004-01-01

Les longs moteurs à propergol solide peuvent présenter des oscillations de poussée dues à des fluctuations de la pression dans la chambre de combustion. Une source de ces fluctuations peut être l'instabilité de l'écoulement interne (écoulement de Taylor), dont l’étude au sens classique a déjà été effectuée par J.Griffond (2001) sur l'écoulement monophasique. Elle est présentée au premier chapitre, ainsi que le problème des oscillations de poussée et une première analyse des mesures effectuées...

Environmental Impact of Munition and Propellant Disposal (Impact Environnemental de l’Elimination des Munitions et des Combustibles)

Science.gov (United States)

2010-02-01

the Future of Demil 3-29 3.4.2 Poster Session 3-32 3.4.2.1 The Situation in Lithuania: The Studies on the Explosive Contamination, 3-32 Their Toxic...Presentations and Documents Supporting Capability Assessments A-1 Annex B – Presentations, Paper/ Posters and Videos from the Sofia Meeting B-1 Annex C...sur l’environnement. La réunion a inclus des participants provenant de l’OTAN et des partenaires dont la Russie et la Géorgie. Les sessions étaient

Possibilities and limitations of analogue methods for studying the dynamics of nuclear power stations; Possibilites et limitations du calcul analogique pour les etudes dynamiques de centrales nucleaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

1. Introduction: the present paper is devoted to analog simulation of problems related to nuclear reactors other than the simulation of the kinetic equations which is well known. 2. Thermodynamic problems: various problems relative to temperature evolution in a reactor, in a pipe, in an exchanger, in a turbine, are studied, and simulation techniques used by earlier authors are critically reviewed. 3. Pipe simulators: it is shown that this problem can be solved by the use of specialized simulators which will be described and analysed. 4. Rotating machine simulators: the particular aspect of rotating machine calculations introducing frequent use of diagrams is emphasized. A simulator requiring both digital and analogue methods is described. 5. The study of a nuclear power station: as an example it is proposed to discuss problems a rising in connection with the preceding elements (a, b, c, d) when simulating the behaviour of large nuclear plants. The part played by ordinary computing elements for the simulation of the different servomechanism transfer functions is considered and process of regulation is outlined. 6. Conclusion: the necessity of the use of high quality simulators and computers is underlined and the accuracy of the solutions is discussed. (author)Fren. [French] 1. Cinetique des reacteurs: la simulation des equations cinetiques d'un reacteur nucleaire ne pose desormais plus de probleme. II est donc possible de faire le point des differentes applications de la technique analogique dans ce domaine. 2. Les problemes thermodynamiques: on discute les differents problemes poses par l'evolution des temperatures dans un reacteur, dans une tuyauterie, dans un echangeur, dans une turbine, et on passe en revue les techniques de simulation proposees jusqu'a ce jour. 3s simulateurs de tuyauteries: on montre comment les differents problemes poses ci-dessus peuvent etre resolus, pour une classe tres vaste de reacteurs par l'emploi de simulateurs speciaux que l

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

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

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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

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

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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

Etude paramétrique des effets de la stratification de la flamme sur les émissions d'oxydes d'azote (première partie Parametric Study of Statification Effects on Nitric Oxyde Emissions from Flam (Part One

Directory of Open Access Journals (Sweden)

De Soete G.

2006-11-01

Full Text Available On a étudié les effets de la stratification de flammes de prémélange laminaires, stationnaires et non stationnaires, sur les émissions d'oxydes d'azote formés par le mécanisme thermique et par le mécanisme du fuel-NO. Deux modalités de stratification ont été considérées, l'une juxtaposant sur le même plan les zones de combustion primaires correspond aux fractions individuelles du mélange stratifié (stratification en juxtaposition, l'autre disposant ces zones de combustion primaires sur des plans successifs (stratification en succession. Les émissions d'oxydes d'azote mesurées sur les flammes stratifiées ont été comparées à celles provenant de flammes non stratifiées de même composition globale et brûlant dans des conditions identiques. L'étude montre qu'il y a lieu de distinguer deux types d'effets de stratification. II existe un effet primaire -qui est la simple conséquence du morcellement de la flamme en un certain nombre de zones de combustion primaires (caractérisées par des compositions différentes et qui se traduit par l'additivité des émissions individuelles provenant des fractions respectives du mélange. L'effet total de la stratification se réduit à ce seul effet primaire au cas où les vitesses de formation des oxydes d'azote deviennent nulles après re-mélange des produits de combustion provenant des différentes fractions du mélange stratifié. Il en est ainsi par exemple dans le cas des flammes non stationnaires stratifiées en succession ; il en résulte alors soit une augmentation soit une diminution des émissions d'oxydes d'azote par rapport à celles des flammes non stratifiées, suivant la valeur de la richesse globale et du degré de stratification. Des effets secondaires de stratification se manifestent chaque fois que des produits de combustion, provenant d'une zone de combustion primaire donnée, sont introduits totalement ou partiellement dans un autre front de flamme créé par la

Energetic study of combustion instabilities and genetic optimisation of chemical kinetics; Etude energetique des instabilites thermo-acoustiques et optimisation genetique des cinetiques reduites

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Martin, Ch.E.

2005-12-15

Gas turbine burners are now widely operated in lean premixed combustion mode. This technology has been introduced in order to limit pollutants emissions (especially the NO{sub x}), and thus comply with environment norms. Nevertheless, the use of lean premixed combustion decreases the stability margin of the flames. The flames are then more prone to be disturbed by flow disturbances. Combustion instabilities are then a major problem of concern for modern gas turbine conception. Some active control systems have been used to ensure stability of gas turbines retro-fitted to lean premixed combustion. The current generation of gas turbines aims to get rid of these control devices getting stability by a proper design. To do so, precise and adapted numerical tools are needed even it is impossible at the moment to guarantee the absolute stability of a combustion chamber at the design stage. Simulation tools for unsteady combustion are now able to compute the whole combustion chamber. Its intrinsic precision, allows the Large Eddy Simulation (LES) to take into account numerous phenomena involved in combustion instabilities. Chemical modelling is an important element for the precision of reactive LES. This study includes the description of an optimisation tools for the reduced chemical kinetics. The capacity of the LES to capture combustion instabilities in gas turbine chamber is also demonstrated. The acoustic energy analysis points out that the boundary impedances of the combustion systems are of prime importance for their stability. (author)

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

Combustion gas from biomass - innovative plant concepts on the basis of circulating fluidized bed gasification; Brenngas aus Biomasse - innovative Anlagenkonzepte auf Basis der Zirkulierenden Wirbelschichtvergasung

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Greil, C; Hirschfelder, H [Lurgi Umwelt GmbH, Frankfurt am Main (Germany)

1998-09-01

The contribution describes the applications of the Lurgi-ZWS gas generator. There are three main fields of application: Direct feeding of combustion gas, e.g. into a rotary kiln, as a substitute for coal or oil, without either dust filtering or gas purification. - Feeding of the combustion gas into the steam generator of a coal power plant after dust filtering and, if necessar, filtering of NH{sub 3} or H{sub 2}S. - Combustion in a gas turbine or gas engine after gas purification according to specifications. The applications are described for several exemplary projects. (orig./SR) [Deutsch] Im folgenden wird ueber die Anwendung des Lurgi-ZWS-Gaserzeugers berichtet. Nach heutiger Sicht stehen drei Anwendungsgebiete im Vordergrund: - direkte Einspeisung des Brenngases in z.B. einen Zementdrehrohrofen zur Substitution von Kohle oder Oel, ohne Entstaubung und Gasreinigung. - Einspeisung des Brenngases nach Entstaubung und gegebenenfalls Entfernung weiterer Komponenten wie NH{sub 3} oder H{sub 2}S in den Dampferzeuger eines Kohlekraftwerkes - Einsatz des Brenngases in einer Gasturbine oder Gasmotor nach spezifikationsgerechter Gasreinigung. Die aufgefuehrten Einsatzmoeglichkeiten werden am Beispiel von Projekten beschrieben. (orig./SR)

3d Simulation of Di Diesel Combustion and Pollutant Formation Using a Two-Component Reference Fuel Simulation 3D de la combustion et de la formation des polluants dans un moteur Diesel à injection directe en utilisant un carburant de référence à deux composants

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Barths H.

2006-12-01

reference fuels. The contributions of the different reaction paths (thermal, prompt, nitrous, and reburn to the NO formation are shown. Finally, the importance of the mixing process for the prediction of soot emissions is discussed. En séparant calculs aérodynamiques et calculs chimiques, le modèle instationnaire de flamelet permet d'introduire des mécanismes chimiques complets qui comprennent plusieurs centaines de réactions. Ceci est indispensable pour décrire les différents processus qui ont lieu dans un moteur Diesel à injection directe (ID tels que l'auto-inflammation, la fin de la phase de prémélange partiel, la transition vers une combustion diffusive et la formation de polluants tels que les NOx et les suies. Il n'est pas nécessaire de simplifier les taux de réactions hautement non linéaires, d'autre part, la structure complète du processus de combustion est conservée. En utilisant le modèle de type Representative Interaction Flamelet (RIF, l'ensemble monodimensionnel instationnaire d'équations différentielles aux dérivées partielles est résolu en interaction avec le code CFD 3D. La solution ainsi obtenue est couplée avec les flux gazeux et le champ de mélange par l'intermédiaire de plusieurs paramètres dépendant du temps (l'enthalpie, la pression, le taux scalaire de dissipation. En retour, le modèle de flamelet fournit les concentrations moyennes des espèces chimiques, qui sont ensuite exploitées par le code CFD 3D pour calculer les champs de températures et les densités. La densité est nécessaire au code CFD 3D pour déterminer les flux turbulents et le champ de mélange. La formation des polluants est déterminée expérimentalement dans un moteur Diesel Volkswagen DI 1900. Le moteur est alimenté avec du gazole et deux carburants de référence. Un des carburants de référence est du n-décane pur. Le second est un carburant bicomposant formé de 70 % (du volume liquide de n-décane et de 30 % d'alpha-méthylnaphtalène (Idea

Evolution of nuclear chemical industry in France; Evolution de l'industrie chimique nucleaire en France

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Fould, M H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1959-07-01

'impulsion du CEA, mais aussi de maitres d'oeuvres tels qu'Electricite de France et la Marine Marchande, l'effort nucleaire fran is atteint pour les annees 1957-1961, environ 600 milliards de francs: plus de la moitie de cette somme sera depensee par l'industrie chimique en recherches, installations pilotes, constructions d'usines et livraisons. Faire bien, vite et rentable sont les buts recherches. Ces objectifs sont atteints grace a une collaboration intime des grands services de l'etat et de l'industrie privee. Ce gros effort s'exerce principalement dans les voies suivantes: - Un traitement chimique pousse de tonnages croissants des minerais de l'Union fran ise, visant a produire un uranium pur, abondant et bon marche. - Une preparation soigneuse de combustibles nucleaires economiques et parfaitement adaptes aux divers types de reacteurs en fonctionnement ou en construction. - Un retraitement des combustibles irradies pour en extraire le plutonium de facon complete ainsi que l'uranium et certains produits de fission. - Une fabrication industrielle des materiaux nucleairement purs ou resistants a la corrosion exiges par la technologie des reacteurs producteurs d'energie et de recherches. - La fourniture aux multiples utilisateurs etrangers et fran is d'isotopes et de traceurs radioactifs reclames par la medecine, l'industrie et l'agriculture en nombre toujours croissant. - Un traitement chimique meticuleux des effluents gazeux ou liquides dans des stations au controle rigoureux afin de rendre les reacteurs et leurs annexes parfaitement surs d'emploi. Cet expose aura montre l'ampleur de l'effort deploye par une industrie chimique nucleaire jeune, dynamique et en plein essor. Ayant assure ses techniques, realise de nombreuses installations, elle est largement en etat de faire face au programme atomique fran is. En outre, elle est capable et desireuse d'etre associee aux developpements de l'industrie atomique etrangere notamment dans te cadre de l'Euratom et d

Special concretes for protection in piles (1963); Les betons speciaux dans la protection des piles (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Condat, M.J.; Lafore, P.; Rastoin, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1963-07-01

The report reviews the main concretes used for the protection of reactors. First are examined the general factors affecting the selection of concretes for protection; some of the general aspects of radiation attenuation (fast and thermal neutrons, {gamma}) are then recalled. After an enumeration of the qualities and defects of conventional concretes, desirable or possible improvements are proposed: introduction of heavy elements for increasing the efficiency with respect to fast neutrons and {gamma}; increase in the hydrogen content (as H{sub 2}O), addition of absorbent products (B, Li, rare earths) for thermal neutron capture. A list is given of the principal products used for this purpose. Finally there is a rapid review of the preparation, the stability with time, and the resistance to radiation and to heat. Appendices and tables give details and numerical values. Appendix 1 deals with the question of water in concretes. Appendix 2 gives a classification of concretes based mainly on their density. At the end, ten tables give the compositions and values of the physical and mechanical characteristics of sixteen particularly typical concretes. (authors) [French] Le rapport passe en revue les principaux betons utilisables pour la protection des reacteurs. On examine d'abord les facteurs generaux influencant la selection des betons de protection; on rappelle ensuite brievement les aspects generaux de l'attenuation des rayonnements (neutrons rapides, neutrons thermiques, {gamma}). Apres avoir rappele les qualites et les defauts des betons classiques, on fait ressortir les perfectionnements souhaitables ou necessaires: introduction d'elements lourds pour ameliorer l'efficacite contre les neutrons rapides et les {gamma}; augmentation de la teneur en H (en H{sub 2}O); addition de corps absorbants (B, Li, terres rares) pour capturer les neutrons thermiques. On enumere les principaux corps utilises a cet effet. On termine par un tres rapide apercu sur

Special concretes for protection in piles (1963); Les betons speciaux dans la protection des piles (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Condat, M J; Lafore, P; Rastoin, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1963-07-01

The report reviews the main concretes used for the protection of reactors. First are examined the general factors affecting the selection of concretes for protection; some of the general aspects of radiation attenuation (fast and thermal neutrons, {gamma}) are then recalled. After an enumeration of the qualities and defects of conventional concretes, desirable or possible improvements are proposed: introduction of heavy elements for increasing the efficiency with respect to fast neutrons and {gamma}; increase in the hydrogen content (as H{sub 2}O), addition of absorbent products (B, Li, rare earths) for thermal neutron capture. A list is given of the principal products used for this purpose. Finally there is a rapid review of the preparation, the stability with time, and the resistance to radiation and to heat. Appendices and tables give details and numerical values. Appendix 1 deals with the question of water in concretes. Appendix 2 gives a classification of concretes based mainly on their density. At the end, ten tables give the compositions and values of the physical and mechanical characteristics of sixteen particularly typical concretes. (authors) [French] Le rapport passe en revue les principaux betons utilisables pour la protection des reacteurs. On examine d'abord les facteurs generaux influencant la selection des betons de protection; on rappelle ensuite brievement les aspects generaux de l'attenuation des rayonnements (neutrons rapides, neutrons thermiques, {gamma}). Apres avoir rappele les qualites et les defauts des betons classiques, on fait ressortir les perfectionnements souhaitables ou necessaires: introduction d'elements lourds pour ameliorer l'efficacite contre les neutrons rapides et les {gamma}; augmentation de la teneur en H (en H{sub 2}O); addition de corps absorbants (B, Li, terres rares) pour capturer les neutrons thermiques. On enumere les principaux corps utilises a cet effet. On termine par un tres rapide apercu sur la mise en oeuvre, la

A Method of Identification and Inspection for Inventory Control of Irradiated Fuel Elements; Methode d'Identification et d'Inspection Permettant de Proceder a l'Inventaire des Elements Combustibles Irradies; Metod identifikatsii i proverki pri inventarnom kontrole obluchennykh toplivnykh ehlementov; Metodos de Identificacion e Inspeccion para el Control de las Existencias de Elementos Combustibles Irradiados

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Kinderman, E. M.; Mills, J. S. [Stanford Research Institute, Menlo Park, CA (United States)

1966-02-15

The reactor discharge and irradiated fuel storage locations should be examined in any complete special nuclear materials inventory. They present, however, special physical difficulties to the auditor or inventory control manager. In these locations the distance between object and observer and the poor illumination and optical distortion caused by the shielding media (water, lead glass) contribute to the difficulties of materials inventory. In an attempt to overcome these difficulties and to provide a system for positive identification of reactor discharged fuel, we have developed a compact and convenient optical examination system utilizing a fixed examination station, a periscope, a telescope, and a camera. This system has been tested in a cobalt irradiation pool by examination of test coupons which were marked in various ways, and then treated in a hot, circulating water loop. In the test system, a water-filled periscope, 11-ft long, a catadioptric telescope placed 16 ft from the periscope, and a 35-mm camera for recording the observations were used. The telescope, camera and mountings are all readily portable since they weigh in total less than 22 lb and have maximum dimensions of 29 in. Photographic observations of test resolution charts in air 20 ft away from the object lens of the telescope have demonstrated that the system can resolve markings 22 {mu}m in width. This corresponds to a resolution of 0.8 second of arc. Tests performed on the water system have shown that resolution in this system is better than 50 {mu}m at 20 ft. This corresponds to a resolution of about 1 second of arc. It is clear that the resolution can never be better than the air path system. The present system used in an actual fuel inventory should adequately reproduce any inventory markings. (author) [French] Tout inventaire complet des matieres nucleaires speciales exige un controle au point de dechargement du reacteur et au point de stockage du combustible irradie. Or, ce controle pose

Corrosion by cooling gases in nuclear reactors; la corrosion par les gaz caloporteurs dans les reacteurs nucleaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Darras, R. [Commissariat a l' energie atomique et aux energies alternatives - CEA, Centre de Saclay, Section d' etude de la corrosion par gaz et metaux liquides (France)

1960-07-01

This article begins with a review of the various materials which can be used and the cooling gases in which they may be heated, emphasis being placed on the importance of reaching temperatures as high as possible. This is followed by a few general remarks on the dry oxidation of metals and alloys, particularly with regard to diffusion phenomena and their various possible mechanisms, and also the methods of investigation employed. Finally, the behaviour of the chief nuclear materials heated in the various gases is studied successively. Materials used for fuel (metallic uranium, uranium oxide, carbides and silicides), canning materials (magnesium, aluminium, zirconium, beryllium, stainless and refractory steels), structural materials (ordinary or slightly alloyed steels), and finally moderators (graphite, beryllium oxide) are deal with in this way. This account is backed up both by the results obtained at the CEA and by work published outside or abroad up to the present day. In conclusion, every effort has been made to direct future research on the basis of the foregoing. Reprint of a paper published in Industries Atomiques - no. 9/10, 1959, p. 3-23 [French] Dans cet article, on passe tout d'abord en revue les divers materiaux utilisables et les gaz de refroidissement dans lesquels ils peuvent etre chauffes, en insistant sur l'interet d'atteindre des temperatures aussi elevees que possible. On rappelle ensuite quelques generalites sur l'oxydation seche des metaux et alliages, notamment en ce qui concerne les phenomenes de diffusion et leurs divers mecanismes possibles ainsi que les methodes d'etude. Enfin, le comportement des principaux materiaux nucleaires chauffes dans les divers gaz est etudie successivement. On traita ainsi des materiaux combustibles (uranium metallique, oxyde, carbures et siliciures d'uranium), des materiaux de gainage (magnesium, aluminium, zirconium, beryllium, aciers inoxydables et refractaires), des materiaux de structure (aciers ordinaires

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

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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)

Control Methods Used in the Department of Metallurgy for Structure and Fuel Elements; Methodes de Controle Utilisees au Departement de Metallurgie pour les Elements de Structure et les Elements Combustibles; Metody kontrolya struktury toplivnykh ehlementov v departamente metallurgii; Metodos de Control Utilizados en el Departamento de Metalurgia para los Elementos Estructurales y Combustibles

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Destribats, Marie-Therese; Allain, C.; Prot, A.; Thome, P. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

1965-09-15

nombreuses methodes de controle non destructif pour les differents materiaux entrant dans leur realisation, en particulier: radiographie et gammagraphie, methodes ultrasonores et courants de Foucault. Le memoire decrit les controles effectues au cours de la fabrication des reacteurs des filieres EDF (graphite- gaz) et EL4 (eau lourde) et des elements colamines. Les auteurs insistent sur quelques points caracteristiques de ces diverses methodes, dont certaines sont bien connues. Filiere EDF: mesure des epaisseurs des parois des tubes en uranium ou uranium allie, par ultrasons; recherche des cavites de ces tubes, par gammagraphie; controle des traitements thermiques de ces tubes, par ultrasons; recherche des defauts (inclusions, criques), par ultrasons dans les billettes et ebauches des gaines en MgZr; controle de l'etancheite des cartouches, par ressuage d'helium. Filiere EL 4: mesure des epaisseurs des parois des tubes de force, et de guidage en Zircaloy, par ultrasons et courants de Foucault; examen des tubes de force en Zircaloy et tube de gaine en acier inoxydable par ultrasons; radiographie sous vide des gaines en Be; controle d'etancheite des crayons, par ressuage d'helium. Elements colamines : mesure de l'epaisseur des gaines, par courants de Foucault puises; recherche de la position de l'ame sur tubes et plaques, par radiographie, comptage gamma et courants de Foucault puises; controle de l'homogeneite.du combustible, par comptage gamma; detection des defauts dans les billettes en ZrU, par ultrasons et gammagraphie; recherche des zones decollees des plaques, par ultrasons, courants de Foucault puises et mesure de resistivite. Ces mises au point ont ete faites en vue de leur utilisation industrielle. Plusieurs de ces controles sont effectues couramment en cours de fabrication, d'autres le seront prochainement et certains sont susceptibles de l'etre a plus longue echeance. (author) [Spanish] Los estudios del Commissariat a l'Energie Atomique sobre diversos tipos de

Perspectives d'amélioration du rendement à très faible charge des moteurs d'automobile Prospects for Lmprovinq the Very-Low-Load Efficiency of Automotive Engines

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Douaud A.

2006-11-01

Full Text Available Le mauvais rendement énergétique des véhicules utilisés à très faible charge (circulation urbaine, vitesses limitées provient entre autres des combustions non optimales. Celles-ci sont de plusieurs types : combustion lente et/ou tardive, ratés de propagation. L'acquisition de cycles de pression au moyen du système DIGITAP développé à l'In-titut Français du Pétrole (IFP est décrite et le calcul instantané du travail cycle-à-cycle permet de définir un critère de stabilité de fonctionnement du moteur. L'analyse thermodynamique des cycles montre que la composition du mélange air + carburant + gaz résiduels, trop proche des limites de propagabilité de flamme, est à l'origine des phénomènes observés. Des voies d'action portant sur les gaz résiduels, la turbulence et les paramètres du système d'allumage sont dégagées et permettent des améliorations importantes du rendement. The poor energy efficiency of vehicles used at very low engine load (urban traffic, limited speeds comes from non-optimum combustion, among other causes. Such combustion may be of several types, i. e. slow and/or late combustion, propagation misfiring. The recording of pressure cycles by the DIGITAP system developed at Institut Français du Pétrole (IFP is described, and the instantaneous computing of the cycle-to-cycle work enables a stability criterion for engine operating to be described. The thermodynamic analysis of the cycles shows that the composition of the air + fuel + residuel gas mixture which is too close to flame propagation limits is at the origin of the phenomena observed. Methods of action concerning residual gases, turbulence and the parameters of the ignition system are determined and make for great improvements in efficiency and stability for such types of running.

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

Study of the formation and of the distribution of dissolved gases and hydrogen peroxide in water from a swimming-pool reactor (triton) (1961); Etude de la formation et de la repartition des gaz dissous et de l'eau oxygenee dans l'eau d'un reacteur piscine (triton) (1961)

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

1961-07-01

In order to determine experimentally the amount of radiolysis in the swimming-pool reactor Triton, direct measurements have been made of the quantity of radiolysis gas and hydrogen peroxide in the water, at the entry and exit of the core. The concentration distribution of these gases in the reactor was also determined. An explanation is given as to why no gases evolution is seen in the swimming-pool reactors of the C.E.A. The overall amount of radiolysis is zero, and a simple interpretation of this result is possible. The real amount of radiolysis occurring in the reactor core can be calculated. This is in satisfactory agreement with certain measurement mad elsewhere. (authors) [French] Pour determiner experimentalement le taux de radiolyse dans la pile piscine Triton, des mesures directes de la quantite de gaz de radiolyse et d'eau oxygenee dans l'eau a l'entree et a la sortie du coeur ont ete faites. La repartition de la concentration de ces gaz dans la piscine a egalement ete determinee. On explique pourquoi aucun degagement gazeux n'est observe dans les piles piscines du CE.A. Le taux de radiolyse global est nul, et une interpretation simple de ce resultat est possible. Un taux de radiolyse reel dans le coeur du reacteur peut etre calcule. Celui-ci est en accord satisfaisant avec certaines determinations faites ailleurs. (auteurs)

Adiabatic calorimeter with static vacuum for the measurement of the heating of in- pile materials; Calorimetre adiabatique a vide statique pour la mesure d'echauffements de materiaux en pile

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

1964-07-01

After having reviewed the various interaction processes occurring between radiations present in nuclear reactors and matter, the author describes the different calorimetric methods which may be used for measuring the energy absorbed in the materials. He then gives a detailed description of the adiabatic calorimeter, the associated measurement device and the calibration methods which have been chosen. He finally gives values for the heating produced at various experimental positions in the reactors EL-2 and EL-3 for several materials currently used in reactor construction. (author) [French] Apres avoir passe en revue les differents processus d'interaction des rayonnements, existant dans les reacteurs nucleaires, avec la matiere, l'auteur decrit les differentes methodes calorimetriques qui peuvent etre utilisees pour mesurer l'energie absorbee dans les materiaux. II presente ensuite en detail le calorimetre adiabatique, le dispositif de mesure associe et les methodes d'etalonnage qui ont ete retenus. Enfin il donne des valeurs d'echauffement dans divers emplacements experimentaux des piles EL-2 et EL-3 pour differents materiaux d'utilisation courante dans les reacteurs. (auteur)

Radiolysis of some aqueous solutions of neutron absorbers; Etude des effets de certains absorbeurs de neutrons en solution sur la radiolyse de l'eau

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

1964-12-15

The initial yield of molecular hydrogen formed by radiolytic decomposition of water in reactor and {sup 60}Co gamma radiation is decreased by the presence of salts of polyvalent elements possessing only one stable valence, i.e cadmium, zinc, magnesium, gadolinium. This effect is favourable for the use of cadmium and gadolinium as soluble neutron absorber in heavy water reactors. Cations of these salts are not inert toward the primary products of water radiolysis. They have a high degree of reactivity toward the hydrated electron, which is the precursor of molecular hydrogen in neutral or alkaline aqueous media. The value of the rate constant for the reaction between cadmium ion and hydrated electron was shown to be (6.1 {+-} 1.8) 10{sup 10} M{sup -1} s{sup -1}. Boric acid at low concentration has no effect on the radiation chemistry of water. An isotope effect has been found in the radiolysis of heavy water, corresponding to a lowering of initial yield [G{sub 0}(D{sub 2}) < G{sub 0}(H{sub 2})]. additionally it was necessary to determine the influence of organic impurities, remaining after the purification of water, on the mechanism of its radiolytic decomposition. (author) [French] Le rendement initial de la formation d'hydrogene moleculaire dans la decomposition radiolytique de l'eau, sous l'effet du rayonnement des reacteurs nucleaires ou du cobalt 60, est diminue si le solute est un sel d'element polyvalent ne possedant qu'un seul etat stable de valence (cadmium, zinc, magnesium, gadolinium). Cet effet est favorable au choix des elements cadmium et gadolinium pour servir d'absorbeur soluble de neutrons dans un reacteur a eau lourde. Les cations de ces sels ne sont pas inertes vis-a-vis des produits primaires de la radiolyse. Ils ont une affinite notable pour l'electron solvate, precurseur de l'hydrogene moleculaire en milieu neutre ou alcalin. En particulier, la constante de vitesse de la reaction du cadmium ionise avec l'electron solvate a pu etre calculee. Sa

Rôle des feux de savane sur les caractéristiques biogéochimiques ...

African Journals Online (AJOL)

Les feux de brousse dont les effets dépendent aussi bien de leurs intensités ainsi que de leur saison d'occurrence, sont considérés comme une perturbation écologique majeure des écosystèmes savanicoles. L'objectif général de cette étude est de générer des connaissances sur l'effet de la quantité du combustible et de ...

Fast neutron breeder reactor Rapsodie - situation of physics, hydraulic, thermal and dynamics studies and studies of stability early in 1963; Pile rapide rapsodie - point des etudes neutroniques, hydrauliques, thermiques et dynamiques et des etudes de stabilite au debut de l'annee 1963

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NONE

1964-07-01

) [French] Au debut de 1963, il a ete necessaire de faire un choix entre les deux combustibles etudies pour Rapsodie: l'alliage UPuMo avec double gainage Nb et acier inoxydable et l'oxyde mixte UO{sub 2}-PuO{sub 2}. Ce rapport donne les resultats des etudes menees avec les deux types de combustible. On rappelle d'abord les differents modeles qui ont ete etudies et on donne une description detaillee de coeurs alliage et oxyde tels qu'ils sont envisages au debut de 1963. On rapporte ensuite les principales caracteristiques neutroniques des deux coeurs: flux et spectre des neutrons, valeur des barres de securite - compensation, economie des neutrons, puissance specifique, fraction effective des neutrons retardes, temps de vie des neutrons prompts, coefficients de reactivite. On decrit les etudes et essais hydrauliques qui ont ete faits a propos de ces deux coeurs. On discute les criteres qui ont ete a l'origine des calculs de debits. On donne les resultats des essais de pertes de charge, de soulevement des assemblages, de vibration et d'ecoulement fin entre les aiguilles. On discute les constantes utilisees pour les calculs thermiques et on donne les temperatures maximales du sodium et des combustibles alliage et oxyde, les majorations dues aux points chauds et la limitation du taux de combustion de l'aiguille oxyde ayant pour origine la pression des gaz de fission. On rapporte les hypotheses qui ont ete utilisees pour les calculs dynamiques et l'on decrit les differents incidents qui ont ete etudies. On donne les resultats des calculs, pour chaque incident et pour chaque combustible et l'on montre que l'on peut eviter la fusion du combustible ou l'ebullition du sodium, meme dans le cas des hypotheses les plus pessimistes, en agissant sur les caracteristiques de la pile (valeur de la barre de pilotage ou puissance de la pile avec un seul circuit de refroidissement). La stabilite de la pile a ete evaluee avec les hypotheses utilisees pour les calculs dynamiques, a l

Neutron thermalization in absorbing infinite homogeneous media: theoretical methods; Methodes theoriques pour l'etude de la thermalisation des neutrons dans les milieux absorbants infinis et homogenes

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

1963-11-15

After a general survey of the theory of neutron thermalization in homogeneous media, one introduces, through a proper formulation, a simplified model generalizing both the Horowitz model (generalized heavy free gas approximation) and the proton gas model. When this model is used, the calculation of spectra is reduced to the solution of linear second order differential equations. Since it depends on two arbitrary functions, the model gives a good approximation of any usual moderator for reactor physics purposes. The choice of these functions is discussed from a theoretical point of view; a method based on the consideration of the first two moments of the scattering law is investigated. Finally, the possibility of discriminating models by using experimental informations is considered. (author) [French] Apres un passage en revue de generalites sur la thermalisation des neutrons dans les milieux homogenes, on developpe un formalisme permettant de definir et d'etudier un modele simplifie de thermaliseur. Ce modele generalise l'approximation proposee par J. HOROWITZ (''gaz lourd generalise'') et comporte comme cas particulier le modele ''hydrogene gazeux monoatomique''. Il ramene le calcul des spectres a la resolution d'equations differentielles lineaires du second ordre. Il fait intervenir deux fonctions arbitraires, ce qui lui permet de representer les thermaliseurs usuels de facon satisfaisante pour les besoins de la physique des reacteurs. L'ajustement theorique de ces fonctions est discute; on etudie une methode basee sur la consideration des deux premiers moments de la loi de diffusion. On envisage enfin la possibilite de discriminer les modeles d'apres des renseignements d'origine experimentale. (auteur)

Post-Construction Testing of the Elk River, Hallam and Piqua Power Reactor Plants; Essais apres construction des centrales nucleaires d'Elk River, de Hallam et de Piqua; Predehkspluatatsionnoe ispytanie Ehlk-riverskoj, Khehlpemskoj i Pikuaskoj ehnergeticheskikh reaktornykh ustanovok; Ensayos posteriores a la construccion de las centrales nucleoelectricas de Elk River, Hallam y Piqua

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Pursel, C. A. [United States Atomic Energy Commission, Argonne, IL (United States)

1963-10-15

numerous, observed or suspected, deficiencies or malfunctions of components which led to additional testing and analyses. In some instances, repair or modification of components was necessary to correct fabrication or engineering errors. Major problem areas are discussed: Elk River Reactor. Discovery of cracks in portions of the reactor vessel surface cladding led to extensive investigations and analyses and required some repairs and vessel modifications. Insufficient steam separation capacity required replacement and modification of some reactor vessel internal hardware. Hallam Nuclear Power Facility. Entrainment of the helium cover gas led to modifications of the secondary sodium loops. Failure of a tube in the intermediate (sodium to sodium) heat exchanger led to analyses to determine the cause of failure followed by removal and repair of the heat exchanger. Piqua Nuclear Power Facility. Chemical cleaning of the piping system damaged several valves which required mere repair or replacement. Leaks in the organic coolant and steam tracing systems caused repeated delays. After completion of the necessary repairs and modifications, the actual performance characteristics of each of the three reactors closely matched design predictions. (author) [French] Les resultats des essais apres construction de trois centrales nucleaires, dans le cadre du programme de demonstration des centrales nucleaires de la Commission de l'energie atomique des Etats-Unis (CEA-EU), permettront peut-etre de faire certaines generalisations concernant cette phase de la construction et de l'exploitation des centrales. Ces trois centrales, le reacteur de puissance d'Elk River (ERR), la centrale nucleaire de Hallam (HNPF), et la centrale nucleaire de Piqua (PNPF), appartiennent a trois filieres differentes: reacteur a eau bouillante a circulation naturelle, reacteur a graphite et a sodium et reacteur ralenti et refroidi par un fluide organique. La periode des essais apres construction a commence a la fin

Reactivity coefficients by perturbation theory; Calcul des coefficients de re activite par la theorie des perturbations; Koehffitsienty reaktivnosti, opredelennye pri pomoshchi teorii vozmushchenij; Determinacion, de coeficientes de reactividad con ayuda de la teoria de las perturbaciones

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Webster, J W [International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)

1962-03-15

lethargie, en procedant par analogie a partir de l'equation differentielle a un groupe relative au flux adjoint. b) Montre comment appliquer la forme a deux groupes de la theorie des perturbations au cas d'un reacteur surgenerateur a neutrons rapides, refroidi au mercure. Lors de l'essai preliminaire du reacteur, on a constate que la variation de reactivite accompagnant une variation de densite du mercure est telle que le coefficient net de la reactivite est negatif pour certaines regions et positif pour d'autres. Il est negatif pour les regions de poids statistique le plus eleve et ou une variation de puissance entrainerait le changement de densite le plus important. Le coefficient global de densite du mercure est donc negatif, et par consequent le coefficient cavitaire est positif, ce qui est dangereux. On peut facilement voir, en employant la forme a deux groupes, quelles modifications doivent etre apportees aux plans du reacteur etudie pour obtenir un coefficient cavitaire negatif. Au cours de recherches ulterieures, il s'est revele possible d'apporter certaines de ces modifications, et l'on est finalement parvenu a etablir des plans tels que le coefficient cavitaire du reacteur soit negatif. (author) [Spanish] Las formulas de la teoria de las perturbaciones pueden establecerse empleando uno de los procedimientos mas importantes de la heuristica matematica, que consiste en partir de una expresion sencilla para llegar por analogia a una expresion mas compleja. La presente memoria: (a) Formula la teoria de las perturbaciones como metodo para calcular los coeficientes de reactividad. Consiste principalmente en desarrollar la ecuacion diferencial del flujo adjunto como funcion continua de la posicion y del letargo, procediendo por analogia a partir de la ecuacion diferencial de un solo grupo para el flujo adjunto. (b) Presenta una aplicacion de la forma de dos grupos de la teoria de las perturba ciones a un reactor reproductor rapido, refrigerado por mercurio hirviente

Design of the fuel element 'snow-flake' in uranium oxide, canned with aluminium, for the experimental reactor EL 3 (1960); Etude d'un element combustible en oxyde d'uranium gaine d'aluminium, type ''cristal de neige'' pour la pile EL 3 (1960)

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Gauthron, M; Guibert, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

This report sums up the main studies have been carried out on the fuel element 'Snowflake' (uranium oxide, canned with aluminium), designed to replace the present element of the experimental reactor EL3 in order to increase the reactivity without modifying the neutron flux/thermal power ratio. (author) [French] Ce rapport resume les principales etudes qui ont ete faites sur l'element combustible 'Cristal de Neige' (a oxyde d'uranium, gaine d'aluminium) destine a remnlacer l'element actuel du reacteur experimental EL3, afin d'en augmenter la reactivite sans modifier le rapport flux neutronique-puissance thermique. (auteur)

Regularities in the Changes of Absorber Material Properties as a Function of Absorber Concentration; Regularite des Variations des Proprietes des Substances Absorbantes en Fonction de la Concentration de l'Absorbant; Zakonomernosti izmeneniya svojstv poglashchayushchikh materialov v zavisimosti ot kontsentratsii poglotitelya; Leyes de Variacion de las Propiedades de los Materiales Absorbentes en Funcion de la Concentracion del Absorbente

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Portnoj, K. I.

1964-06-15

The paper presents regularities of the change in mechanical and heat-physical properties as well as in absorption capability as a function of absorber concentration for thermal and intermediate reactors. The thermal conductivity and the thermal expansion coefficient of absorber alloys containing boron and rare-earth element oxides is reduced with an increase of absorber concentration. Alloys with rare-earth element oxides have a linear law of the thermal expansion coefficient change, while for boron containing alloys this additive law of changes of properties is disturbed. This is caused by formation under high temperatures of boride phases with various crystal lattices. It is shown in the paper that absorption capability, being a function of absorber concentration, is changed along a curve with saturation and depends on the neutron spectrum. A hypothesis of the author on formation of absorption capability maximum under mutual alloying of absorbers is set forth. The hypothesis has got a wide experimental confirmation on a large number of metal and non-metal absorber system compositions in thermal and intermediate reactors. (author) [French] Le memoire expose la regularite des variations des proprietes mecaniques et thermiques ainsi que du pouvoir absorbant en fonction de la concentration de l'absorbant dans les reacteurs a neutrons thermiques et intermediaires. La conductibilite thermique et le coefficient de dilatation thermique des combinaisons absorbantes contenant du bore et des oxydes de terres rares diminuent a mesure qu'augmente la concentration de l'absorbant. Pour les combinaisons qui contiennent des oxydes de terres rares, la variation du coefficient de dilatation thermique est regie par une loi lineaire. Dans le cas des combinaisons contenant du bore, cette loi de variation des proprietes n'est pas rigoureusement applicable, du fait de la formation, a haute temperature, de phases 'borare' avec divers reseaux cristallins. Le memoire demontre que le

Some problems on the aqueous corrosion of structural materials in nuclear engineering; Problemes de corrosion aqueuse de materiaux de structure dans les constructions nucleaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Coriou, H; Grall, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The purpose of this report is to give a comprehensive view of some aqueous corrosion studies which have been carried out with various materials for utilization either in nuclear reactors or in irradiated fuel treatment plants. The various subjects are listed below. Austenitic Fe-Ni-Cr alloys: the behaviour of austenitic Fe-Ni-Cr alloys in nitric medium and in the presence of hexavalent chromium; the stress corrosion of austenitic alloys in alkaline media at high temperatures; the stress corrosion of austenitic Fe-Ni-Cr alloys in 650 C steam. Ferritic steels: corrosion of low alloy steels in water at 25 and 360 C; zirconium alloys; the behaviour of ultrapure zirconium in water and steam at high temperature. (authors) [French] On presente un ensemble d'etudes de corrosion en milieu aqueux effectuees sur des materiaux utilises, soit dans la construction des reacteurs soit pour la realisation des usines de traitement des combustibles irradies. Les differents sujets etudies sont les suivants. Les alliages austenitiques Fer-Nickel-Chrome: comportement d'alliages austenitiques fer-nickel-chrome en milieu nitrique en presence de chrome hexavalent; Corrosion sous contrainte d'alliages austenitiques dans les milieux alcalins a haute temperature; Corrosion sous contrainte dans la vapeur a 650 C d'alliages austenitiques fer-nickel-chrome. Les aciers ferritiques; Corrosion d'aciers faiblement allies dans l'eau a 25 et 360 C; le zirconium et ses alliages; Comportement du zirconium tres pur dans l'eau et la vapeur a haute temperature. (auteurs)

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

The Siemens pyrolysis-combustion process; Das Siemens Schwel-Brenn-Verfahren

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Schmitz, D [Siemens - KWU, Offenbach (Germany)

1997-12-31

The market introduction fo the SIEMENS pyrolysis-combustion process is a technical and ecological milestone in thermal waste processing. It bridges the gap between conventional incineration and recycling and is ideally suited for the modern waste management philosophy. The innovative combination of pyrolysis followed by high-temperature combustion produces energy and reusable materials nearly without emissions. (orig/sr) [Deutsch] Die Markteinfuehrung des Schwel-Brenn-Verfahrens hat im Bereich der thermischen Muellentsorgung eine technologische und oekologische Zeitenwende eingeleitet. Es fuegt sich als Bruecke zwischen herkoemmlicher Muellverbrennung und stofflichem Muell-Recyling ideal in das Konzept einer oekologischen Kreislaufwirtschaft. Die innovative Kombination von Muellverschwelung (Pyrolyse) und anschliessender Hochtemperaturverbrennung wandelt den unvermeidbaren Restmuell nahezu rueckstandsfrei in Wertstoffe und Energie um. (orig/SR)

The Siemens pyrolysis-combustion process; Das Siemens Schwel-Brenn-Verfahren

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Schmitz, D. [Siemens - KWU, Offenbach (Germany)

1996-12-31

The market introduction fo the SIEMENS pyrolysis-combustion process is a technical and ecological milestone in thermal waste processing. It bridges the gap between conventional incineration and recycling and is ideally suited for the modern waste management philosophy. The innovative combination of pyrolysis followed by high-temperature combustion produces energy and reusable materials nearly without emissions. (orig/sr) [Deutsch] Die Markteinfuehrung des Schwel-Brenn-Verfahrens hat im Bereich der thermischen Muellentsorgung eine technologische und oekologische Zeitenwende eingeleitet. Es fuegt sich als Bruecke zwischen herkoemmlicher Muellverbrennung und stofflichem Muell-Recyling ideal in das Konzept einer oekologischen Kreislaufwirtschaft. Die innovative Kombination von Muellverschwelung (Pyrolyse) und anschliessender Hochtemperaturverbrennung wandelt den unvermeidbaren Restmuell nahezu rueckstandsfrei in Wertstoffe und Energie um. (orig/SR)

Zircaloy-sheathed element rods fitted with thermo-couples; Barre combustible a thermocouple gainee de zircaloy

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bernardy de Sigoyer, B; Jacques, F; Thome, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1963-07-01

In order to carry out thermal conductivity measurements on UO{sub 2} in conditions similar to those under which fuel rods are used, it was necessary to measure the temperature at the interior of a fuel element sheathed in zircaloy. The temperatures are taken with Thermocoax type thermocouples, that is to say fitted with a very thin sheath of stainless steel or Inconel. It is known also that fusion welding of zircaloy onto stainless steel is impossible and that high temperature welded joints are very difficult because of their aggressiveness. The technique used consists in brazing the thermocouples to relatively large stainless steel parts and then joining these plugs by electron bombardment welding to diffused stainless steel-zircaloy couplings. The properties of these diffused couplings and of the brazed joints were studied; the various stages in the fabrication of the containers are also described. (authors) [French] Pour des mesures de conductivite thermique de l'UO{sub 2} dans des conditions voisines du fonctionnement des barres combustibles, il s'agissait de mesurer la temperature a l'interieur d'un element combustible gaine de zircaloy. Les prises de temperature sont faites par thermocouples du type Thermocoax, c'est-a-dire pourvu d'une gaine tres mince en inox ou inconel. Par ailleurs on sait que le soudage par fusion du zircaloy sur l'inox est impossible et que les brasures a haute temperature sont difficiles car tres agressives. La technique utilisee consiste a braser les thermocouples sur des pieces en inox relativement massives et de rapporter par soudage au bombardement electronique ces bouchons sur des raccords diffuses zircaloy-inox. Les proprietes de ces raccords diffuses et celles de joints brases ont ete etudiees; on expose egalement les diverses etapes de fabrication des containers. (auteurs)

Combustion Modeling with the G-Equation Modélisation de la combustion avec l'équation de G

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Peters N.

2006-12-01

Full Text Available Numerical investigations concerning the turbulent flame front propagation in Gasoline Direct Injection (GDI engines were made by implementing a flamelet model in the CFD code Fire. The advantage of this combustion model is the decoupling of the chemistry from the turbulent flow. For this purpose the combustion chamber has to be divided into a burned and an unburned area, which is realized by transporting a scalar field (G-Equation. The reference value defines the present averaged flame position. The complete reaction kinetics is calculated interactively with the CFD code in a one dimensional Representative Interactive Flamelet (RIF code. This combustion model was verified by simulating a 2. 0 l-2 V gasoline engine with homogeneous combustion where a parameter study was conducted to check the flamelet model for plausibility. Finally, the potential of this combustion model was investigated by simulating a hypothetical 2. 0 1-4 V GDI engine. Une investigation numérique relative à la propagation des fronts de flammes turbulents dans les moteurs à essence à injection directe (GDI a été menée en implantant un modèle de flameletdans le code 3D Fire. L'avantage de ce modèle de combustion est de découpler la chimie de l'écoulement turbulent en divisant la chambre de combustion en deux zones : brûlée et imbrûlée, à l'aide d'une équation de transport d'un scalaire (équation de G. Une valeur de référence de ce scalaire définit la position moyenne de la flamme. Une chimie complète est calculée interactivement avec le calcul 3D à l'aide d'un code monodimensionnel RIF (Representative Interactive Flamelet. Le modèle de combustion a été validé sur la simulation d'un moteur 2 litres à 2 soupapes en combustion homogène pour vérifier la représentativité de l'approche flamelet . Puis, le potentiel du modèle de combustion a été étudié en simulant un moteur modèle 2 litres 4 soupapes GDI.

Study and Construction of the Metal Vessels for the Reactors of the EDF1 and EDF2 Sectors at Chinon; Etude et construction des caissons metalliques des reacteurs des tranches EDF1 et EDF2 de la centrale de Chinon; Izuchenie i konstruktsiya metallicheskikh korpusov reaktorov pervoj i vtoroj chasti programm ehlektrostantsij; Estudio y construccion de los recipientes metalicos de los reactores EDF1 y EDF2 de la central de Chinon

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Lamiral, G.; Millot, R.; Passerieux, P. [Electricite de France, Clamart, Seine (France)

1963-10-15

The first two natural uranium-graphite-C0{sub 2} reactors at the Chinon station have metal vessels of thick manganese-molybdenum steel plate. The studies carried out on these vessels raised certain problems, particularly in connection with the design and dimensions of the port reinforcements. The reinforcements for the control-rod channels and fuel ports were studied on mock-ups and the results obtained were checked on the completed reactors during hydraulic tests. The type of construction initially used for the EDF1 vessel was relatively simple. The plates to be welded were locally preheated, and the vessel was not supposed to undergo more than one stress-relief heat treatment after completion of all the welding. Serious cracks developed, however, and it became necessary to alter the whole method of construction. In particular, the welding was now done after overall preheating and the vessel was subjected to multiple stress-relief treatments. This made it possible to fabricate the vessels for EDF1 and EDF2, but at the same time imposed certain limitations which considerably complicated work on the site. (author) [French] Les reacteurs a uranium naturel, graphite et gaz carbonique des deux premieres tranches de la Centrale de Chinon comportent des caissons metalliques realises a partir de toles de fortes epaisseurs, en acier au manganese-molybdene. Les etudes de ces paissons ont pose certains problemes, notamment en ce qui concerne les renforts d'ouvertures. Les renforts des passages des barres de controle et des orifices de chargement ont ete etudies sur maquette et les resultats obtenus ont ete controles sur les ouvrages termines lors des epreuves hydrauliques. Le mode de construction initialement utilise pour le caisson de la tranche EDF1 etait relativement simple; les toles a souder etaient prechauffees localement et le caisson ne devait subir qu'un seul traitement thermique de detente, apres execution de toutes les soudures. Une fissuration importante en cours

Impact of the Heat Transfer on the Performance Calculations of Automotive Turbocharger Compressor Influence des transferts thermiques sur le calcul des performances des compresseurs de suralimentation

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Chesse P.

2011-09-01

Full Text Available Usually, turbochargers used within internal combustion engine simulation software are modelled in an adiabatic manner. However, during our experimental tests we found that this is not necessarily the case. The direct use of the manufacturer’s map is not possible anymore. A simple method which considers the heat transfers is proposed. It is based on experimental tests made on hot air supplied turbocharger test bench. The difference with the adiabatic model is considerable mainly for low compressor power. This corresponds to internal combustion engine low loads. En général, les turbocompresseurs pris en compte dans les logiciels de simulation moteur sont modélisés de façon adiabatique. Cependant, les tests expérimentaux effectués au laboratoire montrent que ce n’est pas toujours le cas. L’utilisation directe des champs de fonctionnement fournis par les constructeurs de turbomachines n’est alors plus possible. Une évaluation quantitative de ces transferts, basée sur des tests réalisés sur un banc d’essais turbo à air chaud, est présentée. Puis ils sont pris en compte afin de calculer les caractéristiques réelles de fonctionnement d’un compresseur. La différence avec le modèle adiabatique apparaît très importante pour les faibles puissances compresseur. Ceci correspond aux faibles charges moteur.

Present Status of Nitrogen Fixation by Reactor Radiation; Etat Actuel des Recherches sur l'oxydation directe de l'azote sous irradiation dans des reacteurs; Sovremennoe sostoyani opytov po okisleniyu azota izlucheniem iz reaktorov; Estado actual de las investigaciones sobre fijacion del nitrogeno por irradiacion en reactores

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Harteck, P; Dondes, S [Rensselaer Polytechnic Institute, Troy, NY (United States)

1960-07-15

'oxydation directe de l'azote sous irradiation, entreprises depuis plusieurs annees par le Rensselaer Polytechnic Institute et le Brookhaven National Laboratory, utilisent directement les particules de recul de fission comme rayonnements ionisants, au moyen de la dispersion d'uranium-235 dans des fibres de verre de cinq microns de diametre environ. Les auteurs ont determine les effets de la temperature, de la pression et du rapport azote/oxygene sur la valeur de G pour l'oxydation de l'azote et ont publie le compte rendu de leurs travaux. Ils en donnent un bref apercu. Les recherches en question ont ete effectuees avec des systemes statiques; plus recemment des systemes statiques et des systemes a circulation ont ete utilises a la fois. Avec les systemes statiques, les auteurs se sont surtout attaches a etudier l'effet de l'intensite des rayonnements, notamment sur la cinetique d'equilibre sous irradiation. Ils ont constate que dans des melanges ou le rapport azote/oxygene est de 4 a 1 et de 2 a 1 N0{sub 2} et N{sub 2}0 se forment jusqu'a epuisement de tout l'oxygene present. Un systeme a circulation continue (cycling) fonctionne maintenant dans une boucle a l'interieur du reacteur de Brookhaven. Les auteurs fournissent sur les effets de la temperature, de la pression, du rapport azote/oxygene et de l'intensite des rayonnements des donnees que l'on pourra utiliser pour etablir un projet de reacteur de chimie nucleaire. Le systeme actuel fonctionne sous 10 atmospheres et a 150{sup o}C. La temperature est fonction de l'energie de fission liberee dans les fibres de verre et de la resistance thermique du circuit. Une autre boucle, qui doit fonctionner sous 50 - 75 atmospheres et a 600{sup o} C, est en construction. Il est possible, grace a ces boucles, d'etudier les caracteristiques d'un systeme continu, y compris le comportement des produits de fission liberes dans le courant, gazeux. Les auteurs distinguent trois stades dans la cinetique complexe de l'oxydation de l'azote: reactions

The Role of Attrition and Solids Recovery in a Chemical Looping Combustion Process Effet de l’attrition et de la récupération des particules dans le procédé de combustion en boucle chimique

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Kramp M.

2011-05-01

Full Text Available In the present work, the steady-state behavior of a Chemical Looping Combustion process of interconnected fluidized bed reactors is simulated. The simulations have been carried out in two different scales, 50 kWth and 100 MWth. Attrition model derived from small scale laboratory experiments has been employed for the prediction of the process behavior in terms of attrition and Oxygen Carrier loss. Information on Oxygen Carrier characteristics and reaction kinetics were taken from literature. Realistic circulation mass flows of Oxygen Carrier particles are obtained and Oxygen Carrier losses are quantified. The large scale process looses significantly more Oxygen Carrier than the small scale process based on the same amount of thermal energy produced. Incomplete conversion in the air reactor could be identified as a critical point. Another issue is the fuel gas bypassing the Oxygen Carrier particles through bubbles in the large scale process which leads to lowered fuel conversions. The simulations indicate that a similar performance of a pilot scale and a large scale process is not guaranteed due to the scale-up effect on fluid dynamics. Furthermore, the simulations allow an assessment of the influence of the quality of the solids recovery system on the Oxygen Carrier loss. The distribution of the losses between possible origins is investigated and different changes in the solids recovery system are discussed regarding their potential to decrease the Oxygen Carrier loss. For example, the addition of a second-stage cyclone after the air reactor of the large scale process reduces the Oxygen Carrier loss significantly. Le présent travail propose un modèle de simulation en continu du procédé de combustion en boucle chimique constitué de deux lits fluidisés interconnectés. Les simulations ont été conduites à deux échelles 50 kWth correspondant à une installation pilote et 100 MWth correspondant à une installation industrielle. Un modèle d

Ameliorer les performances environnementales des centrales a charbon pulverise via la co-combustion de combustible derive de dechets

Science.gov (United States)

Vekemans, Odile Geraldine

Coal supplies around 28% of the world's energy needs and produces some 40% of the world's electricity. In the United States, close to 650 coal power plants currently produce electricity from coal, the majority of witch are equipped with pulverized coal boilers build in the 80's. Due to coal's intrinsic content in nitrogen and sulfur, its combustion is associated with high levels of NOx and SO2 emissions, that are responsible, among other thing, for acid rains. In order to help reduce SO2 emissions of coal power plant, this thesis focuses on the behaviour of a novel feedstock called ReEF(TM) or ReEngineered Feedstock(TM), developed by the company Accordant Energy LLCRTM, that combines non recyclable waste and alkaline sorbent. Since waste have a high calorific value and do not contain sulfur, and since alkaline sorbents (such as limestone) are able to react with SO2 and capture it in solid state, co-combustion of ReEF(TM) and coal could reduce SO2 emissions inside the furnace chamber itself. This technology easy to implement, as it requires a limited initial investment and limited additional space, could help avoid the construction of costly flue gas treatment unit downstream from the furnace. However, careless combustion of this engineered fuel could have disastrous consequences for the coal power plant owners. This thesis, then, deliver one among the first experimental study of co-combustion of coal and ReEF(TM) in conditions characteristic of pulverized coal boilers. As a first step, in order to get familiarize with the feedstock under study, the thermal degradation of a ReEF(TM) without sorbent and of its components is analyzed by thermogravimetry. With the analysis of more than 70 samples at heating rates ranging from 5°C/min to 400°C/min we are able to conclude that ReEF(TM) thermal degradation can be seen as the independent thermal degradation of its components, as long as heat transfer limitations are taken into account. Thus, no substantial chemical

Kinetic study of the alkaline metals oxidation by dry oxygen; Etude cinetique de l'oxydation des metaux alcalins par l'oxygene sec

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-06-15

The oxidation of lithium, sodium, potassium, rubidium, cesium and sodium-potassium alloys by dry oxygen is studied at several temperatures and in the oxygen pressure range 40 to 400 mmHg. One distinguishes three different oxidation behaviours (inflammation, ignition and slow combustion) whose zones are precised in function of the temperature. The slow oxidation kinetic laws, the composition of oxides and the motive of oxides colorations are determined. At least, the experimental data are construed theoretically. (author) [French] L'oxydation du lithium, du sodium, du potassium, du rubidium, du cesium et des alliages sodium-potassium par l'oxygene sec est etudiee a diverses temperatures et a des pressions comprises entre 40 et 400 mmHg d'oxygene. On distingue trois processus d'oxydation differents (l'inflammation, l'ignition et la combustion lente) dont les domaines en fonction de la temperature sont precises. Les lois cinetiques d'oxydation lente, la nature des oxydes formes ainsi que les causes des colorations de ces oxydes sont determinees. Enfin les resultats obtenus sont interpretes theoriquement. (auteur)

Etudes théoriques et expérimentales de la combustion dans les moteurs Diesel d'automobiles à injection directe et à préchambre Theoretical and Experimental Research on Combustion in Diesel Automotive Engines with Direct Injection and a Prechamber

OpenAIRE

Douaud A.; Pinchon P.

2006-01-01

Certaines techniques récemment développées pour la modélisation mathématique et les investigations expérimentales sur moteur Diesel sont présentées. On insiste sur l'importance de la validation croisée entre calcul et mesure. Taux d'injection, aérodynamique interne, développement du spray sont analysés en relation avec la géométrie des chambres de combustion. Des exemples, portant principalement sur des considérations de rendement énergétiques et d'émissions polluantes sont présentés à la foi...

Study of the dynamic behaviour of the reactor Rapsodie; Etude du comportement dynamique de la pile rapsodie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Abdon, R; Chaigne, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

. The investigation of the control, carried out on analog computer, served to determine the different possible means of starting and changing the conditions of the reactor as well as its automatic control. The calculations were examined in the totality by the construction of a training simulator composed of a board similar to the control board of the reactor, all of whose commands (reactivity and flows) work on an analogue computer which resolves in the real time the dynamic equations of the reactor and which reproduces simultaneously all the parameters representing the state of the installation (power, period, temperatures, etc. ) in the case of various incidents as well as under normal conditions of functioning. (authors) [French] On sait que le developpement des reacteurs surgenerateurs a neutrons rapides pose des problemes nouveaux d'une part dans les domaines mecanique et thermique et d'autre part en ce qui concerne leur comportement dynamique et leur surete. La pile RAPSODIE a ete l'objet de tres nombreuses etudes dynamiques effectuees sur machines analogiques et digitales, pour deux versions du combustible (metal et oxyde). Apres elaboration des modeles mathematiques representatifs de l'ensemble de l'installation (bloc pile et circuit de refroidissement) tant du point de vue neutronique que du point de vue thermodynamique, on a mis au point les schemas analogiques et les codes digitaux utilisables pour mener a bien les simulations d'incidents, de conduite et de stabilite du reacteur. On s'est attache, par rapport aux methodes habituelles a obtenir une precision plus grande, par un decoupage en zones plus fines, par l'emploi de formulations plus representatives du systeme reel, voire solubles analytiquement. Les etudes d'incidents ont ete effectuees par voie analogique pour l'ensemble de l'installation et par voie digitale pour l'etude du bloc pile seul ou de l'installation fonctionnant avec un seul circuit thermique. Un programme complementaire special - qui, a

Codification of LMFBR rules and comparison of codes

International Nuclear Information System (INIS)

Faure, O.; Debaene, J.P.

1993-01-01

The first part of this report presents the basic RCC-MR (regles de conception et de construction des materiels mecaniques des ilots nucleaires, reacteurs a neutrons rapides) design rules and their purpose. The second part is a qualitative comparison between RCC-MR, Code case N47 (ASME) and ETSDG Guide (MONJU Guide), made on the following topics: negligible creep test, ratcheting, creep fatigue, buckling, piping rules. An outline is given on improvements to RCC-MR rules now in progress

Utilisation des écumes de sucrerie pour la désulfuration des fumées Using Sugar Factory Carbonatation Lime for Flue-Gas Desulfurization

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Dolignier J. C.

2006-12-01

Full Text Available Des études ont été réalisées par l'Institut français du pétrole et Babcock Entreprise pour montrer que l'écume de sucrerie pouvait être utilisée comme agent de désulfuration dans la chaudière Aude, un nouvel équipement de combustion permettant l'emploi de combustibles à haute teneur en soufre. Les tests ont été effectués en laboratoire et sur une chaudière semi-industrielle de 10 MW. L'écume de sucrerie donne des rendements de désulfuration supérieurs à ceux obtenus avec des calcaires naturels finement broyés. De plus, l'azote contenu dans l'écume permet de réduire les émissions de NOx selon le mécanisme de la réduction sélective non catalytique. Les utilisateurs de combustibles à haute teneur en soufre, qui devront faire face à une législation de plus en plus sévère, pourraient réduire leur coût annuel d'absorbants en utilisant l'écume de sucrerie. Par ailleurs, les producteurs de sucre auraient l'opportunité de mettre en place une nouvelle filière de valorisation pour leurs écumes. La teneur en eau élevée de l'écume n'autorise pas un transport sur de longues distances et des calculs ont été effectués pour définir la distance à partir de laquelle l'écume devient moins rentable que le calcaire. Studies have been carried out by the Institut français du pétrole and Babcock Entreprise to demonstrate that sugar factory carbonatation lime can be used as a desulfurization agent in the Aude boiler, which is a new combustion apparatus designed to use high sulfur fuels. Tests have been conducted both in the laboratory and on a near-industrial-scale 10 MW boiler. Sugar factory carbonatation lime provides greater desulfurization efficiency than that obtained using finely crushed natural limestone. Furthermore, the nitrogen contained in the carbonatation lime reduces NOx, emissions through selective non-catalytic reduction. Those who use high sulfur content fuels, and who are faced with increasingly

Instruments used to measure or check {alpha}, {beta}, {gamma} activity and neutron emission in the course of processing ore or irradiated fuel; Appareils de mesure ou de controle {alpha}, {beta}, {gamma}, n, des circuits des usines de traitement du minerai ou du combustible irradie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Blanc, A; Brunet, M; Kermagoret, M; Labeyrie, J; Roux, G; Vasseur, J; Weil, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1959-07-01

One of the methods checking ores in the course of treatment is the rapid quantitative determination of thorium. This measurement is carried out by means of a scintillation instrument which shows the {beta} and {alpha} coincidences of ThC and ThC'. The treatment of irradiated fuel is accompanied by a large number of radioactive checks relative to the performance of the fixation and elution operations of uranium in the ion exchangers, to the concentration of radioactivity of effluent sent from the plant into watercourses. The operations of fixation and elution of the uranium are checked automatically by an instrument which takes a sample of 5 cm{sup 3} of solution, evaporates it and measures its activity every 10 or 20 minutes. Plutonium concentrations are measured: - in the presence of strong {beta} {gamma} activities, by means of rotating cylinder detectors; - in the presence of weak {beta} {gamma} activities, by means of {alpha} detectors scanning a constant level liquid surface; - by means of fission chambers relatively insensitive to {gamma}. Fission product concentrations are measured by chambers, counters or scintillators, according to the amount of {gamma} activity present. Finally, the activity of effluent to be emptied into watercourses is checked by means of a scintillation instrument, which measures the {alpha} activity on the one hand, and on the other hand the {beta} {gamma} activity of residue from a 100 cm{sup 3} sample taken and evaporated in 20 minutes. (author) [French] Parmi les controles relatifs au minerai en cours de traitement, figure le dosage rapide de thorium. Cette mesure est realisee au moyen d'un appareillage a scintillation qui met en evidence la coincidence des emissions {beta} et {alpha} du ThC et du ThC'. Le traitement des combustibles irradies s'accompagne d'un grand nombre de controles radioactifs portant sur le fonctionnement des operations de fixation et d'elution de l'uranium dans les echangeurs d'ions, sur la concentration du

Etudes théoriques et expérimentales de la combustion dans les moteurs Diesel d'automobiles à injection directe et à préchambre Theoretical and Experimental Research on Combustion in Diesel Automotive Engines with Direct Injection and a Prechamber

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Douaud A.

2006-11-01

Full Text Available Certaines techniques récemment développées pour la modélisation mathématique et les investigations expérimentales sur moteur Diesel sont présentées. On insiste sur l'importance de la validation croisée entre calcul et mesure. Taux d'injection, aérodynamique interne, développement du spray sont analysés en relation avec la géométrie des chambres de combustion. Des exemples, portant principalement sur des considérations de rendement énergétiques et d'émissions polluantes sont présentés à la fois sur le moteur Diesel à préchambre et le moteur Diesel à injection directe. Various techniques developed recently for the mathematical modeling and experimental investigating of diesel engines are described. Emphasis is placed on the importance of crosschecking between computing and measuring. The injection rate, internal aerodynamics and spray development are analyzed in relation to the geometry of combustion chambers. Examples mainly concerning matters of energy efficiency and pollutant emissions are given for diesel engines both with a prechamber and with direct injection.

KEROMIX. Sub-project: Basic experimental studies on mixing in swirl flow in gas turbine combustion chambers. Final report; KEROMIX. Arbeitspaket: Grundlegende experimentelle Untersuchungen der Mischungsvorgaenge drallbehafteter Stroemungen in Gasturbinenbrennkammern. Abschlussbericht

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Hennecke, D K

2000-07-01

This report describes investigations on advanced lean fuel combustion technologies with stable and low-pollution combustion in an aircraft gas turbine in all load stages. The key factors, i.e. stability and low pollutant concentrations, are closely related to the mixing characteristic of the combustion chamber. Lean fuel combustion does not go well with stable combustion which is indispensable inan aircraft engine. Further, the lean mixture must be maintained throughout the combustion chamber as local stoichiometries would automatically result in higher concentrations of nitric oxides. To solve the problems related to these processes, detailed knowledge of the mixing processes is required. [German] Als Teilprojekt des Vorhabens 'KEROMIX, stabile, schadstoffarme Magerverbrennung' leistet die vorliegende Arbeit einen wichtigen Beitrag zur Beherrschung fortschrittlicher Verbrennungstechniken unter Anwendung des Mager-Konzeptes. Im Rahmen des Verbundprogrammes zum Technologieprogramm ENGINE 3E steht die Entwicklung von Verbrennungskonzepten, die eine stabile und schadstoffarme Verbrennung ueber den gesamten Lastbereich einer Flugzeug-Gasturbine hinweg gewaehrleisten. Die hier entscheidenden Attribute der Verbrennung, naemlich Stabilitaet und Schadstoffarmut sind eng mit der Mischungscharakteristik einer Brennkammer verbunden. Hier gilt es, die zum Teil gegenlaeufigen Effekte, die in einer Brennkammer auftreten, kontrollierbar zu machen. So steht die zur Verminderung der Stickoxidproduktion geforderte magere Verbrennung im ausgesprochenen Gegensatz zur Forderung einer in allen Betriebsbereichen stabilen Verbrennung, die allein schon aus Flugsicherheitsgruenden unabdingbar ist. Desweiteren muss der magere Gemischzustand unbedingt in der gesamten Brennkammer eingehalten werden, da lokale stoechiometrische Zustaende sofort zum Anstieg der Stickoxidproduktion fuehren. Um diese Prozesse beherrschen zu koennen, ist eine detaillierte Kenntnis der Mischungsvorgaenge bezueglich

Description of the Triton reactor; Pile Triton, rapport descriptif

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1967-09-01

The Triton reactor is an enriched uranium pool type reactor. It began operation in 1959, after a divergence made on the June 30 the same year. Devoted to studies of radiation protection, its core can be displaced in the longitudinal direction. The pool can be separated in two unequal compartments by a wall. The Triton core is placed in a small compartment, the Nereide core in the big compartment. A third compartment without water is called Naiade II, is separated by a concrete wall in which is made a window closed by an aluminium plate (2.50 m x 2.70 m). The Naiade II hole is useful for protection experiments using the Nereide core. After a complete refitting, the power of the triton reactor that reached progressively from 1.2 MW to 2 MW, then 3 MW has reached in August 1965 6.5 MW. The reactor has been specialized in irradiations in fix position, the core become fix, the nereide core has been hung mobile. Since it has been used for structure materials irradiation, for radioelements fabrication and fundamental research. The following descriptions are valid for the period after August 1965. [French] Le reacteur Triton est un reacteur piscine, a uranium enrichi. Il est entre en fonctionnement en 1959, apres une divergence effectuee le 30 juin de cette meme annee. Destine a des etudes de protection contre les rayonnements, son coeur pouvait se deplacer dans le sens longitudinal. La piscine peut etre separee en deux compartiments inegaux par un batardeau. Le coeur triton est place dans le petit compartiment, le coeur Nereide dans le grand compartiment. Un troisieme compartiment sans eau, appele Naiade II, est separe par une paroi en beton dans laquelle est amenagee une fenetre obturee par une plaque d'aluminium (2,50 m x 2,70 m). La fosse Naiade II sert a des experiences de protection utilisant le coeur nereide. Apres une refonte complete, la puissance du reacteur triton qui etait passee progressivement de 1,2 MW a 2 MW, puis 3 MW, a atteint en aout 1965 6, 5 MW. Le

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

distillation, selective reduction, etc., also add to the variety of separation possibilities to be explored. The local research reactor, whether it is in a university in the United States, or in a developing country, thus opens a whole new era of tracer possibilities. (author) [French] L'emploi des radioisotopes a souvent ete limite aux radioisotopes dont la periode est superieure a un jour, etant donne l'eloignement du reacteur qui les produit. Ceci explique un certain manque d'interet a l'egard du traitement et de l'utilisation de ces radioisotopes, et par suite une certaine reticence de la part du consommateur a envisager meme les possibilites d'emploi de nombreux radioisotopes a courte periode. Comme il existe maintenant de nombreux reacteurs de recherche dans le monde, les laboratoires ne dependent plus de producteurs de radioisotopes eloignes; en outre, les radioisotopes a courte periode couvrent de nombreux champs d'experimentation nouveaux. Il importe, cependant, a cette fin de considerer la production des radioindicateurs sous un angle nouveau. Depuis pres de cinq annees, le programme execute au moyen du reacteur de recherche de l'Universite du Michigan comporte la manipulation, le traitement et la mesure de radioisotopes a courte periode. Les chercheurs de l'Universite emploient couramment des radioisotopes dont les periodes ne depassent pas plusieurs heures, voire quelques minutes. Les traveaux entrepris jusqu'a present avaient trait principalement a l'analyse par activation, mais le material, les methodes et les techniques utilises.peuvent s'appliquer a de nombreux autres domaines. Pour utiliser les radioisotopes a courte periode, il n'est pas necessaire de prevoir un roulement de trois equipes pour le reacteur; il n'est pas lion plus indispensable de disposer de stocks importants de radioisotopes, ni d'installations de traitement perfectionnees.En fait, de simples pinces, utilisees de la maniere courante, donnent generalement de meilleurs resultats que de

Kinetic study of the alkaline metals oxidation by dry oxygen; Etude cinetique de l'oxydation des metaux alcalins par l'oxygene sec

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-06-15

The oxidation of lithium, sodium, potassium, rubidium, cesium and sodium-potassium alloys by dry oxygen is studied at several temperatures and in the oxygen pressure range 40 to 400 mmHg. One distinguishes three different oxidation behaviours (inflammation, ignition and slow combustion) whose zones are precised in function of the temperature. The slow oxidation kinetic laws, the composition of oxides and the motive of oxides colorations are determined. At least, the experimental data are construed theoretically. (author) [French] L'oxydation du lithium, du sodium, du potassium, du rubidium, du cesium et des alliages sodium-potassium par l'oxygene sec est etudiee a diverses temperatures et a des pressions comprises entre 40 et 400 mmHg d'oxygene. On distingue trois processus d'oxydation differents (l'inflammation, l'ignition et la combustion lente) dont les domaines en fonction de la temperature sont precises. Les lois cinetiques d'oxydation lente, la nature des oxydes formes ainsi que les causes des colorations de ces oxydes sont determinees. Enfin les resultats obtenus sont interpretes theoriquement. (auteur)

Sinter aluminium as cladding material for fuel elements; Aluminium fritte comme materiau de gainage pour les elements combustibles

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Mann, K E; Boudouresques, M B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Otto Fuchs, Meinerzhagen, Westfalen (Germany)

1961-07-01

1. Survey of the production process of sinter aluminium. 2. Description of the forming processes (extrusion, forging and rolling), whereby the production of tubing for atom piles will be explained in detail. 3. Production of ribbed tubes and tubes with close tolerances of sizes. 4. The different SAP-qualities and their properties under special consideration of the properties at elevated temperatures and the creep properties. 5. Diffusion behaviour of SAP with Be, Mg, Al, U and UO{sub 2}. 6. Corrosion behaviour in CO{sub 2} atmosphere at high temperature and in water. 7. Weldability. 8. Effect of irradiation on the mechanical properties. 9. Superiority of SAP compared with normal wrought alloys of the same composition. (author) [French] 1. Apercu des processus de production de l'aluminium fritte. 2. Expose des operations de transformation (filageries, forgeage et laminage), avec explication detaillee de la fabrication de gaine pour reacteurs. 3. Fabrication de tubes canneles et de tubes avec de faibles tolerances. 4. Diverses proprietes de l'aluminium fritte SAP, notamment proprietes aux temperatures elevees et proprietes de fluage. 5. Diffusion de l'aluminium fritte SAP en presence de Be, Mg, Al, U et UO{sub 2}. 6. Resistance a la corrosion dans une atmosphere de CO{sub 2} a temperature elevee et dans l'eau. 7. Possibilites de soudage. 8. Effet de l'irradiation sur les proprietes mecaniques. 9. Superiorite de l'aluminium fritte SAP sur les alliages forges normaux de meme composition. (auteur)

Magnesium and aluminium-base products. For use as structural materials; Magnesium, aluminium et alliages. Emploi comme materiaux de structure

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bernard, J; Boudouresques, B; Alfille, L; Klersy, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

This paper deals with the ability of some Mg and Al-base products to be used as structural materials in thermal reactors. The results presented here are relating to investigations carried out for completing the design of french reactors. (author)Fren. [French] Les auteurs traitent de l'aptitude de quelques materiaux legers et ultra-legers a l'utilisation comme elements de structure des reacteurs thermiques. Les resultats presentes sont relatifs aux etudes effectuees pour l'etablissement des projets de piles fran ises. (auteur)

Radiative transfer modelling in combusting systems using discrete ordinates method on three-dimensional unstructured grids; Modelisation des transferts radiatifs en combustion par methode aux ordonnees discretes sur des maillages non structures tridimensionnels

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Joseph, D.

2004-04-01

The prediction of pollutant species such as soots and NO{sub x} emissions and lifetime of the walls in a combustion chamber is strongly dependant on heat transfer by radiation at high temperatures. This work deals with the development of a code based on the Discrete Ordinates Method (DOM) aiming at providing radiative source terms and wall fluxes with a good compromise between cpu time and accuracy. Radiative heat transfers are calculated using the unstructured grids defined by the Computational Fluid Dynamics (CFD) codes. The spectral properties of the combustion gases are taken into account by a statistical narrow bands correlated-k model (SNB-ck). Various types of angular quadrature are tested and three different spatial differencing schemes were integrated and compared. The validation tests show the limit at strong optical thicknesses of the finite volume approximation used the Discrete Ordinates Method. The first calculations performed on LES solutions are presented, it provides instantaneous radiative source terms and wall heat fluxes. Those results represent a first step towards radiation/combustion coupling. (author)

The health physics of installations for decladding irradiated fuels or for handling radio-elements at Marcoule; La radioprotection des installations de degainage des combustibles irradies et des radio-elements a Marcoule

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Chassany, J; Guillermin, P; Mallet, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre de Production de Plutonium de Marcoule, 30 - Chusclan (France)

1966-07-01

Radiation protection practices for handling reactor fuel elements are described. Elements of considerable specific radioactivity are handled under water. A study was made of water filtration and of ventilation in the building. The installations are divided up into zones depending on the radioactive risks, and the radiation level atmospheric contamination are the object of a systematic control at various points. A description is given of all aspects of health physics which have been encountered during six years: storage, transfer of radioactive material; decladding, rolling, waste disposal, specialized operations, installations in operation and at rest, and transport. In spite of the gradual increase in the activity of these installations, the total doses received by the personnel have hardly altered and the number of cases of physical contamination has diminished. (authors) [French] Dans ces installations, se manipulent sous l'eau des elements a radioactivite specifique considerable. La filtration de l'eau, la ventilation ont ete particulierement etudiees. L'ensemble a ete divise en lieux classes en fonction des risques radioactifs et des appareils controlent en permanence l'irradiation et la contamination atmospherique en certains points. Tous les aspects de la radioprotection resultant de six annees d'experience relatifs: au stockage, au deconteneurage, au degainage, au laminage, a l'evacuation des residus, aux travaux particuliers, installations en marche et a l'arret, et aux transports sont successivement decrits. Malgre l'accroissement progressif de l'activite de cet ensemble, les doses integrees par le personnel n'ont pratiquement pas augmente et le nombre des cas de contamination corporelle a diminue. (auteurs)

Installation for Studying the Scattering of Cold Neutrons; Installation pour l'etude de la diffusion des neutrons thermiques; Ustanovka dlya izucheniya rasseyaniya kholodnykh nejtronov; Instalacion para estudiar la dispersion de neutrones frios

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Golikov, V V; Shapiro, F L; Shkatula, A; Yanik, E A [Ob' edinennyj institut yadernykh issledovanij, Dubna, Union of Soviet Socialist Republics (Russian Federation)

1963-01-15

Using the pulsed fut reactor in the Joint Institute for Nuclear Research, an installation was set up to investigate the spectrometry of cold neutrons. The moderator, adjoining the reactor reflector, and the beryllium filter were at the temperature of liquid nitrogen. The scatterer, located at a distance of about 0. 6 m from the moderator, was irradiated by flashes of cold neutrons, whose duration was determined by the lifetime of the neutrons in the moderator and the dispersion of the times-of-flight over a distance of 0. 6 m. The frequency of the flashes was 8/s. The steep beryllium edge of the spectrum, lying around 200 {mu}s, was used for spectrometry in the quasi-elastic range. The energy of the scattered neutrons was determined by the time-of-flight over the distance between scatterer and detector, which was about 10-40 m. ZnS + 10{sub 2}{sup 10} O{sub 3} scintillation detectors with surfaces of 300 and 2 000 cm{sup 2} were used and the efficiency, for fast neutrons, was about 60%. (author) [French] A l'aide du reacteur a flux pulse de neutrons rapides de l'Institut unifie de recherches nucleaires, les auteurs ont mis au point une installation pour la spectrometrie des neutrons thermiques. Le ralentisseur contigu au reflecteur du reacteur et le filtre deberyllium sont maintenus a la temperature de l'azote liquide. Le diffuseur, place a environ 60 cm du ralentisseur, est irradie par une bouffee de neutrons thermiques dont la duree est determinee par la vie moyenne des neutrons dans le ralentisseur et par l'etalement des temps de vol necessaires pour parcourir la distance de 60 cm. La frequence des bouffees est de 8/s. Pour la spectrometrie dans la region quasi-elastique, on utilise la bande en bordure du spectre qui correspond au beryllium et s'etale sur environ 200 {mu}s. L'energie des neutrons diffuses est determinee par la duree du parcours entre le diffuseur et le detecteur. Les auteurs ont utilise des detecteurs a scintillation a ZnS + 10{sub 2}{sup 10} O

Design of the fuel element 'snow-flake' in uranium oxide, canned with aluminium, for the experimental reactor EL 3 (1960); Etude d'un element combustible en oxyde d'uranium gaine d'aluminium, type ''cristal de neige'' pour la pile EL 3 (1960)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Gauthron, M.; Guibert, B. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

This report sums up the main studies have been carried out on the fuel element 'Snowflake' (uranium oxide, canned with aluminium), designed to replace the present element of the experimental reactor EL3 in order to increase the reactivity without modifying the neutron flux/thermal power ratio. (author) [French] Ce rapport resume les principales etudes qui ont ete faites sur l'element combustible 'Cristal de Neige' (a oxyde d'uranium, gaine d'aluminium) destine a remnlacer l'element actuel du reacteur experimental EL3, afin d'en augmenter la reactivite sans modifier le rapport flux neutronique-puissance thermique. (auteur)

Co-combustion of sewage sludge; Mitverbrennung von Klaerschlamm

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Thome-Kozmiensky, K.J. [Technische Univ. Berlin (Germany). Fachgebiet Abfallwirtschaft

1998-09-01

Thermal sewage disposal pursues the following aims: destruction of organic pollutants contained in the sludge; concentration and removal or almost complete fixation of inorganic pollutants in the residue matrix; minimisation of the mass solid residue; production of useful products; utilisation of the caloric content. The thermal treatment chain should be as short as possible; intermediate stages in separate reactors such as digestion, drying, degasification or gasification should be avoided if the material is ultimately to be combusted. The present paper examines and assesses the co-combustion of sewage sludge. [Deutsch] Mit der thermischen Klaerschlammentsorgung werden folgende Ziele verfolgt: - Zerstoerung der im Schlamm enthaltenen organischen Schadstoffe, - Konzentration und Ausschleusung oder weitestgehende Fixierung der anorganischen Schadstoffe in die Reststoffmatrix, - Minimierung der Masse an festen Restabfaellen, - Herstellung verwertbarer Produkte, - Nutzung des Waermeeinhalts. Die thermische Behandlungskette sollte moeglichst kurz sein; Zwischenschritte wie Faulung, Trocknung, Ent- oder Vergasung in getrennten Reaktoren sollten vermieden werden, wenn letztendlich doch verbrannt wird. Das Verfahren der Mitverbrennung von Klaerschlamm wird hier untersucht und bewertet. (orig./SR)

Resolution of the multigroup scattering equation in a one-dimensional geometry and subsidiary calculations: the MUDE code; Resolution de l'equation multigroupe de la diffusion dans une geometrie a une dimension et calculs annexes: code MUDE

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Bore, C; Dandeu, Y; Saint-Amand, Ch [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1965-07-01

MUDE is a nuclear code written in FORTRAN II for IBM 7090-7094. It resolves a system of difference equations approximating to the one-dimensional multigroup neutron scattering problem. More precisely, this code makes it possible to: 1. Calculate the critical condition of a reactor (k{sub eff}, critical radius, critical composition) and the corresponding fluxes; 2. Calculate the associated fluxes and various subsidiary results; 3. Carry out perturbation calculations; 4. Study the propagation of fluxes at a distance; 5. Estimate the relative contributions of the cross sections (macroscopic or microscopic); 6. Study the changes with time of the composition of the reactor. (authors) [French] MUDE est un code nucleaire ecrit en FORTRAN II pour IBM 7090-7094. Il resout un systeme d'equations aux differences approchant le probleme de diffusion neutronique multigroupe a une dimension. Plus precisement ce code permet de: 1. Calculer la condition critique d'un reacteur (k{sub eff}, rayon critique, composition critique) et les flux correspondants; 2. Calculer les flux adjoints et divers resultats connexes; 3. Effectuer des calculs de perturbation; 4. Etudier la propagation des flux a longue distance; 5. Ponderer des sections efficaces (macroscopiques ou microscopiques); 6. Etudier l'evolution de la composition du reacteur au cours du temps. (auteurs)

Developments in Spray Modeling in Diesel and Direct-Injection Gasoline Engines Progrès de la modélisation des sprays dans les moteurs Diesel et à essence

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Kong S. C.

2006-12-01

Full Text Available In direct-injection engines, the fuel spray characteristics influence the combustion efficiency and exhaust emissions. The performance of available spray models for predicting liquid and vapor fuel distributions, and their influence on combustion is reviewed for both diesel and gasoline direct injection engines. A phenomenological nozzle flow model is described for simulating the effects of diesel injector nozzle internal geometry on the fuel injection and spray processes. The flow model provides initial conditions for the liquid jet breakup model that considers wave instabilities due to Kelvin-Helmholtz (KH and Rayleigh-Taylor (RT mechanisms. A linearized instability analysis has also been extended to consider the breakup of liquid sheets for modeling pressure-swirl gasoline injectors. Diesel engine predictions have been compared with extensive data from in-cylinder laser diagnostics carried out in optically accessible heavy-duty, DI Diesel engines over a wide range of operating conditions. The results show that the nozzle flow model used in combination with the KH and RT models gives realistic spray predictions. In particular, the limited liquid fuel penetration length observed experimentally and the flame shape details are captured accurately. The liquid sheet breakup model has also been compared favorably with experimental spray penetration and drop size data for gasoline hollow-cone sprays. This model is currently being applied to study stratified charge combustion in GDI engines. Dans les moteurs à injection directe, les caractéristiques du spray de carburant influent directement sur le rendement et les émissions. Les performances des modèles de spray existants et leur influence sur la combustion pour les moteurs Diesel et essence à injection directe sont analysées. Un modèle phénoménologique d'écoulement dans les injecteurs indiquant les effets de la géométrie sur les processus d'injection est présenté. Ce modèle donne les

Organization and methodology applied to the control of commissioning tests to guarantee safe operation of nuclear units; Organisation et methodologie appliquees au controle des essais de mise en service pour assurer la surete de fonctionnement des tranches electronucleaires

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Clausner, J P; Jorel, M

1990-12-01

This paper describes the activities of the Safety Analysis Department (DAS), which provides technical support for the French safety authorities in the specific context of analysis and control of startup test programme quality at each of the different stages of the programme. These activities combine to ensure that the objective of the startup tests is reached, in particular that the functions of each safety-related system are guaranteed in all operating configurations, that the performance levels of all components in the system comply with design criteria and that defects revealed during previous tests have been dealt with correctly. The special case of French nuclear facilities, linked to unit standardization, has made it possible to acquire a large amount of experience with the startup of the 900 MWe units and has illustrated the importance of defining a startup test programme. In 1981, a working group, comprising operating organization and safety authority representatives, studied the lessons which had to be learned from 900 MWe unit startup and the improvements which could be made and taken into account in the 1300 MWe unit startup programme. To illustrate the approach adopted by the DAS, we go on to describe the lessons learned from startup of the first 1300 MWe (P4) units. (author) [French] Au sein de l'Institut de Protection et de Surete Nucleaire (IPSN), le Departement d'Analyse de Surete (DAS) constitue le support technique du Service Central de Surete des Installations Nucleaires (SCSIN) qui est l'autorite de surete francaise. A ce titre, il evalue les programmes d'essais de demarrage et emet un avis sur le traitement des problemes survenus au cours des essais. Pour ce faire, le DAS assure l'analyse du programme d'essais depuis l'elaboration des documents jusqu'a la montee du reacteur a sa puissance nominale. L'evaluation du DAS commence par une analyse approfondie des programmes de principe d'essais (PPE) qui sont etablis par Electricite de France (EDF

Magnesium and aluminium-base products. For use as structural materials; Magnesium, aluminium et alliages. Emploi comme materiaux de structure

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Bernard, J.; Boudouresques, B.; Alfille, L.; Klersy, R. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

This paper deals with the ability of some Mg and Al-base products to be used as structural materials in thermal reactors. The results presented here are relating to investigations carried out for completing the design of french reactors. (author)Fren. [French] Les auteurs traitent de l'aptitude de quelques materiaux legers et ultra-legers a l'utilisation comme elements de structure des reacteurs thermiques. Les resultats presentes sont relatifs aux etudes effectuees pour l'etablissement des projets de piles fran ises. (auteur)

Combustion plans. Nordrhein-Westfalen opts for environment-friendly disposal of sewage sludge; Aktion Ofen. NRW plant umweltvertraegliche Klaerschlammverwertung

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Fehrenbach, H.; Giegrich, J.; Knappe, F. [ifeu-Institut fuer Energie- und Umweltforschung GmbH, Heidelberg (Germany)

2001-06-01

According to the plans of the Nordrhein-Westfalen minister of the environment, sewage sludge will be banned as a fertiliser. Instead, it is to be disposed in accordance with the specifications of the Act on Recycling and Waste Management and the requirements of the recycling industry. This is the result of a study carried out on behalf of the Ministry which is summarised here. Combustion capacities will be required. [German] Auf die Verbrennungskapazitaeten in NRW rollt eine Klaerschlammlawine zu. Nach den Plaenen des Duesseldorfer Umweltministeriums soll die sogenannte landwirtschaftliche Verwertung kuenftig eingeschraenkt werden. Die Verwertung soll den gesetzlichen Vorgaben des Kreislaufwirtschaftsgesetzes und den Anforderungen der Kreislaufwirtschaft entsprechen. Dies ergibt sich aus einer Studie des Ministeriums, die hier zusammengefasst ist. (orig.)

Contribution to the studies on the mineral content of plant material through radioactivation analysis; Contribution a l'etude de la composition minerale des matieres vegetales au moyen de l'analyse par radioactivation

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

1968-03-15

Radioactivation analysis is by its great sensibility or its rapidity quite helpful in plant biology and agronomy. Specific composition of plants and results to obtain in biological experimentation have needed a practical research on analytical methods for plant materials, using for radioactivation swimming-pool reactor neutrons and 14 MeV neutrons from a generator. Dosage process for 25 elements is exposed, taking account of the interest of the analysis for each element, the average amount occurring in plants and the result obtained. Many applications are developed, concerning nutrition physiology, genetics, parasitology, toxicology, control of manufactured agricultural and pharmaceutical products industrial and pesticides residues, ecology, radioecology and biochemistry. (author) [French] L'analyse par radioactivation, par sa grande sensibilite ou sa rapidite, est susceptible de rendre de nombreux services en biologie vegetale et en agronomie. La composition particuliere des plantes et les buts recherches dans l'experimentation ont exige une etude concrete des methodes d'analyse propres a la matiere vegetale en utilisant, pour la radioactivation, soit un reacteur de type piscine a eau legere, soit un accelerateur generateur de neutrons de 14 MeV. Le mode de dosage de 25 elements est expose en tenant compte de l'interet de l'analyse de chaque element, des teneurs moyennes rencontrees dans les plantes, et du resultat atteint. De nombreuses applications sont developpees qui touchent a la physiologie de la nutrition, la genetique, la parasitologie, la toxicologie, le controle des fabrications, les pollutions industrielles, l'ecologie, la radioecologie et la biochimie. (auteur)

Performance Characteristics of the Experimental Boiling Water Reactor from 0 to 100 MW(t); Performances de l'EBWR de 0 a 100 MW; Rabochaya kharakteristika ehksperimental'nogo kipyashchego reaktora EBWR pri moshchnosti 0 - 100 mgvt.; Rendimiento del reactor experimental de agua hirviente (EBWR) entre 0 y 100 MW

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Iskenderian, A.; Lipinski, W. C.; Petrick, M.; Wimunc, E. A. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

1963-10-15

controle; emploi d'elements enrichis; fonctions de transfert; analyse des bruits; certaines mesures de flux; stabilite, etc. En outre, on a pu savoir comment se comportaient certaines pieces et parties constitutives du reacteur et si elles restaient intactes, notamment le systeme de controle de l'acide borique, le niveau des rayonnements, la distribution des produits de la corrosion, les vices de fonctionnement du materiel; les barreaux de combustible et les barres de commande, etc. Les performances de l'EBWR dependent presque exclusivement de l'entrainement de la vapeur dans le tube d'eau, de Tentraftiement du liquide par la vapeur qui se degage, et, indirectement, de remplacement de l'interface vraie dans le caisson. C'est l'entrafhement de la vapeur dans le tube d'eau qui domine pour les puissances inferieures. Au-dessus de 65 MW les performances du reacteur sont radicalement modifiees. La vitesse de degagement de la vapeur atteint 33 cm/s et la hauteur du dome de vapeur descend a 1m. Dans ces conditions, il se produit un entrainement de liquide par la vapeur qui augmente rapidement lorsqu'on augmente la puissance. Le reacteur cesse alors de se comporter comme un reacteur a eau bouillante a cycle direct; en un sens, il fonctionne comme un reacteur a deux cycles, en circulation naturelle. (author) [Spanish] El 25 de mayo de 1962, el Laboratorio Nacional de Argonne fue autorizado por la USAEC a poner en funcionamiento el EBWR con una potencia de 100 MW. En el marco de la administracion de su sistema de salvaguardias el Organismo Internacional de Energia Atomica dio su aprobacion el 11 de julio de 1962. El 15 de noviembre del mismo ano, el reactor alcanzo la potencia de 100 MW. El programa experimental ejecutado con el reactor EBWR de 100 MW quedo completado el 6 de diciembre de 1962. Uno de los principales propositos del mismo consistia en dotar al reactor de los instrumentos necesarios para obtener datos e informaciones sobre el rendimiento de este tipo de reactor

Fast neutron flux in heavy water reactors; Flux de neutrons rapides dans les piles a eau lourde

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Brisbois, J; Katz, S [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses, 92 (France)

1966-07-01

The possibility of calculating the fast neutron flux in a natural uranium-heavy water lattice by superposition of the individual contributions of the different fuel elements was verified using a one-dimension Monte-Carlo code. The results obtained are in good agreement with experimental measurements done in the core and reflector of the reactor AQUILON. (author) [French] La possibilite de calculer le flux de neutrons rapides dans un reseau d'uranium naturel a eau lourde par superposition des apports des divers barreaux, a ete verifiee en utilisant un code Monte-Carlo monodimensionel. Les resultats obtenus concordent avec des mesures experimentales effectuees dans le coeur et reacteur de la pile Aquilon. (auteurs)

Calculation of control rods in rectangular reactor, and applications (1960); Calcul des barres de conteole dans un reacteur rectangulaire et applications (1960)

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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)

Study of the aqueous chemical treatment of uranium zirconium fuels; Etude du traitement chimique des combustibles uraniumzirconium par voie seche

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Bourgeois, M; Nollet, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

A dry process has been studied for separating the uranium from the zirconium-either for recovering the enriched uranium from fuel element production waste, or with a view to treating this waste after irradiation. In this process the alloy is treated with hydrochloric acid at 400 deg. C in a fluidized corundum bed which causes the zirconium to volatilize as tetrachloride and the uranium to form the trichloride. This latter is then converted to the hexafluoride by attack with fluorure. After the laboratory tests, a first pilot plant with a capacity of 1 kg of alloy was tried out at the Fontenay-aux-Roses Nuclear Research Centre; this made it possible to fix the operational conditions for the process. An industrial scale plant was then built with the collaboration of the from Kuhlmann, and operated until a satisfactory process had been developed for treating the waste. This installation treats 3 kg/h of alloy with a yield for the hydrochloric acid of about 50 per cent and with a uranium loss in the zirconium tetrachloride of about 0.1 per cent. An active pilot plant capable of treating of treating a few kilos of irradiated alloy is now being studied. (authors) [French] On a etudie un procede de voie seche pour effectuer la separation de l'uranium et du zirconium - soit en vue de la recuperation de l'uranium enrichi contenu dans les dechets de fabrication des elements combustibles - soit en vue du traitement de ceux-ci apres irradiation. Ce procede consiste a attaquer l'alliage par l'acide chlorhydrique a 400 deg. C dans un lit fluidise de corindon, ce qui a pour effet de volatiliser le zirconium sous forme de tetrachlorure et de transformer l'uranium en trichlorure. Ce dernier est ensuite converti en hexafluorure par action du fluor. Apres des essais de laboratoire, un premier pilote a l'echelle de 1 kg d'alliage a ete experimente au Centre d'Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses et a permis de determiner les conditions operatoires du procede. En collaboration avec

Combustion and environment. The answers from the energy and equipment suppliers; Combustion et environnement. Les reponses des fournisseurs d`energie et d`equipements

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NONE

1997-12-31

This paper is a reprint of an article published in `Energie Plus` magazine which questions the capability of commercial fuels and combustion equipments (central heating plants, burners, turbines and engines) available today of respecting the limit values of pollutant emissions (SO{sub x}, NO{sub x}, CO, dusts) of forthcoming regulations. An analysis of the situation is given separately for the fuels (natural gas, coal, heavy fuels) with a stress on the competition aspects, and for the combustion systems (turbines, diesel and gas engines, central heating plants). (J.S.)

Checking the sealing of fuel elements by helium sweating - case of the reactors G2 (1960); Controle de l'etancheite des elements combustibles par ressuage d'helium - cas du reacteur G2 (1960)

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Blanc, B; D' Orival, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Choumoff, S [Compagnie Francaise Thomson-Houston, 75 - Paris (France)

1960-07-01

The G2 slug is a welded, hermetically sealed unit; the seal is checked by placing the fuel element in a helium atmosphere under pressure, then measuring the quantity of helium it releases in a vessel under vacuum. The theoretical aspect and the conditions of industrial application are reviewed, and the installations described. (author) [French] La cartouche G2 se presente comme un ensemble soude, hermetique; le controle d'etancheite s'effectue en immergeant l'element combustible dans une atmosphere d'helium sous pression puis en mesurant la quantite d'helium qu'il restitue dans une enceinte sous vide. L'aspect theorique et les conditions d'exploitation industrielle sont evoques et les installations decrites. (auteur)

Decontamination of irradiated-fuel processing waste using manganese dioxide hydrate; Decontamination des effluents de traitement des combustibles irradies par le bioxyde de manganese hydrate

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Auchapt, J M; Gaudier, J F [Commissariat a l' Energie Atomique, Chusclan (France). Centre de Production de Plutonium de Marcoule

1969-07-01

The 'manganese dioxide' process is designed to replace the 'calcium carbonate' treatment for low and medium activity wastes. The objective to attain during the research for a new process was the diminution of the volume of the sludge without decreasing the decontamination factor of the wastes. The new process involves addition in series of twice over 100 ppm of Mn{sup 2+} in the waste which has previously been made basic and oxidizing; the precipitate formed in situ is separated after each addition. The process has the advantage of increasing the decontamination of strontium. The treatment can be used in a plant including two decantation units and has given effective results when applied in such a plant. (author) [French] Le procede au ''bioxyde de manganese'' est destine a remplacer le traitement ''carbonate de calcium'' dans les effluents de moyenne activite. L'objectif poursuivi lors de la recherche d'un procede nouveau etait de diminuer le volume des boues sans diminuer le facteur de decontamination des effluents. Le nouveau traitement consiste a effectuer en cascade sur les effluents rendus basiques et oxydants une double precipitation de 100 ppm de Mn{sup 2+} avec separation intermediaire du precipite. Il presente en outre l'avantage d'ameliorer la decontamination en strontium. Le traitement est utilisable dans la chaine des deux decanteurs et a donne satisfaction lors de son exploitation industrielle. Le volume des boues seches a ete reduit d'un facteur 3 a 4 par rapport au traitement carbonate. (auteur)

The noise-time of response compromise in d.c. period meters. A new type of circuit (1961); Le compromis bruit-temps de reponse dans les periodemetres a courant continu. un nouveau type de circuit (1961)

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

1961-07-01

The report compares the characteristics of three period meter circuits: - a linear circuit - a circuit which is non-linear according to the nuclear reactor period - a circuit which is non-linear according to the period and the power of the reactor. This last type of reactor has a fast time of response if the power is high or if the period is short, and it has a slow time of response when the power is low and the period long; this system makes it possible to maintain the noise at an acceptable level under all normal working conditions of the reactor. (author) [French] Le rapport compare les caracteristiques de trois circuits de periodemetres: - un circuit lineaire; - un circuit non lineaire selon la periode du reacteur nucleaire; - un circuit non lineaire selon la periode et la puissance du reacteur. Ce dernier type de circuit a un court temps de reponse si la puissance est faible et la periode grande; ce systeme permet de limiter le bruit a des niveaux acceptables dans toutes les conditions normales de fonctionnement du reacteur. (auteur)

Thermal Neutron Spectral and Spatial Distributions in Light-Water-Moderated Uranium Lattices; Distributions Spectrale et Spatiale des Neutrons Thermiques dans des Reseaux a Uranium et a Eau Leger; Spektral'noe i prostranstvennoe raspredelenie teplovykh nejtronov v uranovykh reshetkakh s vodnym zamedlitelem; Distribuciones Espectral y Espacial de los Neutrones Termicos en los Reticulados de Uranio Moderados por Agua Ligera

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Hardy, J.; Volpe, J. J.; Klein, D.; Schmidt, E.; Gelbard, E. [Bettis Atomic Power Laboratory, Pittsburgh, PA (United States)

1964-02-15

distorted by cadmium poison. Calculations with each kernel were done, for this experiment, in a 12-energy group, P{sub 3} approximation. The slowing-down source shape was obtained by means of an eigenvalue calculation of the spatial modal shapes, decaying exponentially in lethargy, which are sustained by the system, supplemented by measured epicadmium activation shapes. Between the poisoned and unpoisoned cases, calculated relative activation rates predicted by the two kernels differed by as much as 10%. Comparisons of the experimental results with calculations using the Radkowsky kernel and the Nelkin kernel were made. Results strongly favour the harder spectrum predicted by the Nelkin kernel. (author) [French] Les auteurs passent en revue certaines experiences sur le comportement des neutrons thermiques dans les reseaux a uranium et a eau legere. Les experiences sont de deux types principaux: mesures de l'utilisation thermique et mesures par activation de la distribution spatiale des neutrons thermiques dans un milieu aqueux uniformement empoisonne. Ces experiences ont ete concues pour verifier la validite des modeles theoriques actuels en separant les effets spectraux des effets spatiaux a l'interieur d'un reacteur. On a procede a des comparaisons avec des modeles theoriques impliquant differentes approximations touchant la theorie du transport et le noyau de diffusion des neutrons thermiques. La premiere serie d'experiences a consiste en mesures par activation des facteurs de desavantage pour le flux thermique dans differentes cellules du reseau de l'assemblage TRX, qui est un reacteur a uranium faiblement enrichi et a eau legere et dont les barreaux de combustible cylindriques sont disposes en un faisceau hexagonal. Les auteurs ont compare les mesures de l'utilisation thermique avec les resultats de calculs faits par une methode de Monte-Carlo. Ils ont fait usage du noyau de Radkowsky et du noyau de Nelkin. Le noyau de Radkowsky est une approximation de premier ordre

Design of the Small Rods Forming the Fuel Element of the First Charge of the EL4 Reactor. Cladding Problems; Etude des crayons constituant l'element combustible du premier jeu d'EL4 - probleme de la gaine; Problema pokrytiya nebol'shikh steeknej, obrazushchikh toplivnyj ehlement pervoj zagruzki reaktora EL.4; Estudio de las barras que constituyen los elementos combustibles de la primera carga del reactor EL4 - el problema de las vainas

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Bailly, H.; Ringot, C.; Weisz, M. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

1963-11-15

The fuel element for the first charge of EL4 makes use of stainless steel cans. The grade of steel chosen and the can thickness depend on the corrosion resistance and mechanical strength required. The operating stresses and temperatures are such that fabrication of a can lasting throughout the life of the fuel element calls for a highly resistant grade of steel, of thickness greater than 0.5 mm. When the can bears on the fuel as a result of creep, deformation in diametrical clearance may lead to ovalization and folding, while deformation in longitudinal clearance may cause buckling of the can. Numerous tests have been carried out on cans of thickness 0.3 and 0.4 mm to determine type of deformation as a function of clearance. To be certain of avoiding ovalization with the thicknesses proposed and to keep the internal temperature of the fuel as low as possible, the clearance must be reduced to zero in fabrication. (author) [French] L'element combustible du premier jeu EL4 utilise des gaines en acier inoxydable. Le choix de la nuance et de l'epaisseur de la gaine est lie a des considerations de tenue a la corrosion et de tenue mecanique. Les contraintes et les temperatures d'utilisation ne permettent pas de concevoir une gaine resistante pendant toute la vie de l'element combustible a moins d'utiliser une nuance tres resistante et d'epaisseur superieure a 0,5 mm. On admet que la gaine s'applique par fluage sur le combustible: la deformation dans les jeux diametraux peut conduire a la formation d'une ovalisation et d'un pli; la deformation dans les jeux longitudinaux peut conduire a des flambages de la gaine. De nombreux essais ont ete realises sur des gaines d'epaisseurs 0,3 et 0,4 mm pour connaitre le mode de deformation en fonction des jeux. Pour etre certain de ne jamais avoir d'ovalisation avec les epaisseurs envisagees, et pour avoir la temperature a coeur du combustible la plus basse possible, on est conduit a reduire a zero le jeu en fabrication. (author

Influence des conditions d'élevage et de sulfitage des vins rouges en barriques sur leur teneur en acide acétique et en éthyl-phenols

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Pascal Chatonnet

1993-12-01

En plus de la dose, les conditions de sulfitage des vins et des barriques sont également importantes. L'apport d'une quantité de SO2 non inférieure à 7 g par fût sous forme gazeuse dans un fût vide permet simultanément la désinfection des douelles et le sulfitage des vins. A dosage identique, avec un sulfitage direct du vin, le développement de Brettanomyces intermedius n'est pas inhibé et les vins risquent de présenter un caractère phénolé désagréable en fin d'élevage. Par ailleurs, les sulfitages à la mèche ou à la pastille ne possèdent pas la même efficacité. Si à quantité de soufre identique le méchage à la pastille procure un sulfitage presque deux fois plus important, selon l'origine et les méthodes de fabrication employées, les pastilles de soufre possèdent une stabilité au vieillissement variable se traduisant par des sulfitages irréguliers en fonction de leur âge et de leurs conditions de stockage. La présence d'une charge non combustible hygroscopique entrant dans la composition de certaines pastilles de soufre est responsable de cette instabilité.

Delayed neutron detection in canning burst detection studies (1961); Etude sur la detection des neutrons differes en vue de la detection des ruptures de gaines (1961)

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

1961-07-01

This paper describes a theoretical and experimental study on the detection of neutrons present in the primary cooling circuit of a reactor cooled by heavy or light water, with a view to the installation of a canning burst detection unit. The concentration of background neutrons is first calculated, taking into account the neutrons from nitrogen 17 decay, and the photoneutrons produced by the decay of nitrogen 16 and sodium 24. The emission of delayed fission neutrons, originating at a given crack in the canning, has been estimated. Using the D{sub 2}O circuit of the pile EL-3, three units have been developed by means of which the following three types of detector may be compared: 1) BF{sub 3} proportional counter 2) Boron scintillator 3) Fission chamber Under the present experimental conditions the BF{sub 3} counter gave the best results. The influence on these detectors of the {gamma} flux, which in certain cases reaches 200 R/h, is analysed. Finally a calibration is carried out with an experimental crack of 30 mm{sup 2} of uranium exposed to a flux of 5.8 x 10{sup 13} n.cm{sup -2}.s{sup -1}. The sensitivity obtained with the BF{sub 3} counter during this test is 2 counts/s per mm{sup 2} of exposed uranium. (author) [French] Le present rapport est une etude theorique et experimentale sur la detection des neutrons presents dans le circuit primaire de refroidissement d'un reacteur refrigere par l'eau lourde ou l'eau legere, en vue d'une installation de detection de ruptures de gaines. On fait d'abord un calcul sur la concentration des neutrons de bruit de fond en tenant compte: des neutrons de decroissance de l'azote 17 et des photoneutrons produits par les decroissances de l'azote 16 et du sodium 24. L'emission des neutrons differes de fission, qui ont pour origine une fissure de gaine donnee, a ete evaluee. Utilisant le circuit D{sub 2}O de la pile EL3, trois installations ont ete mises au point permettant de comparer les trois types de detecteurs suivants: 1

Installation for the study of heat transfer with high flux density; Installation d'etude de transmission de chaleur a densite de flux elevee

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Robin, M; Schwab, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1957-07-01

As a result of their very low vapor pressure, metals with a low fusion point (sodium, sodium-potassium alloys, etc.) can be used at high temperature, as heating fluids, in installations whose internal pressure is close to atmospheric pressure. Owing to the very high convection coefficients which can be reached with these fluids and to the large temperature differences utilizable, it is possible to produce through the exchange surfaces considerable heat flux densities, of the order of those which exist through the canning of fuel elements in nuclear reactors. The installation described allowed a flux density of more than 200 W/cm{sup 2} to be obtained, the heating fluid being a Na-K alloy (containing 56 per cent by weight of potassium) brought to a temperature around 550 deg. C. (author) [French] Par suite de leur tres faible pression de vapeur, les metaux a bas point de fusion (sodium, alliages sodium-potassium, etc.) peuvent etre utilises a haute temperature, comme fluides de chauffage, dans des installations dont la pression interne est voisine de la pression atmospherique. Grace aux coefficients de convection tres eleves que ces fluides permettent d'atteindre et aux importantes differences de temperature utilisables, il est possible de produire, a travers les surfaces d'echange, des densites de flux de chaleur considerables, de l'ordre de celles qui existent a travers les gaines des elements combustibles des reacteurs nucleaires. L'installation decrite a permis l'obtention d'une densite de flux de plus, de 200 W/cm{sup 2}, le fluide chauffant etant de l'alliage Na-K (a 56 pour cent en poids de potassium) porte a une temperature voisine de 550 deg. C. (auteur)

Description of the Triton reactor; Pile Triton, rapport descriptif

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NONE

1967-09-01

The Triton reactor is an enriched uranium pool type reactor. It began operation in 1959, after a divergence made on the June 30 the same year. Devoted to studies of radiation protection, its core can be displaced in the longitudinal direction. The pool can be separated in two unequal compartments by a wall. The Triton core is placed in a small compartment, the Nereide core in the big compartment. A third compartment without water is called Naiade II, is separated by a concrete wall in which is made a window closed by an aluminium plate (2.50 m x 2.70 m). The Naiade II hole is useful for protection experiments using the Nereide core. After a complete refitting, the power of the triton reactor that reached progressively from 1.2 MW to 2 MW, then 3 MW has reached in August 1965 6.5 MW. The reactor has been specialized in irradiations in fix position, the core become fix, the nereide core has been hung mobile. Since it has been used for structure materials irradiation, for radioelements fabrication and fundamental research. The following descriptions are valid for the period after August 1965. [French] Le reacteur Triton est un reacteur piscine, a uranium enrichi. Il est entre en fonctionnement en 1959, apres une divergence effectuee le 30 juin de cette meme annee. Destine a des etudes de protection contre les rayonnements, son coeur pouvait se deplacer dans le sens longitudinal. La piscine peut etre separee en deux compartiments inegaux par un batardeau. Le coeur triton est place dans le petit compartiment, le coeur Nereide dans le grand compartiment. Un troisieme compartiment sans eau, appele Naiade II, est separe par une paroi en beton dans laquelle est amenagee une fenetre obturee par une plaque d'aluminium (2,50 m x 2,70 m). La fosse Naiade II sert a des experiences de protection utilisant le coeur nereide. Apres une refonte complete, la puissance du reacteur triton qui etait passee progressivement de 1,2 MW a 2 MW, puis 3 MW, a atteint en aout 1965 6, 5 MW

Contribution to the studies on the mineral content of plant material through radioactivation analysis; Contribution a l'etude de la composition minerale des matieres vegetales au moyen de l'analyse par radioactivation

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

1968-03-15

Radioactivation analysis is by its great sensibility or its rapidity quite helpful in plant biology and agronomy. Specific composition of plants and results to obtain in biological experimentation have needed a practical research on analytical methods for plant materials, using for radioactivation swimming-pool reactor neutrons and 14 MeV neutrons from a generator. Dosage process for 25 elements is exposed, taking account of the interest of the analysis for each element, the average amount occurring in plants and the result obtained. Many applications are developed, concerning nutrition physiology, genetics, parasitology, toxicology, control of manufactured agricultural and pharmaceutical products industrial and pesticides residues, ecology, radioecology and biochemistry. (author) [French] L'analyse par radioactivation, par sa grande sensibilite ou sa rapidite, est susceptible de rendre de nombreux services en biologie vegetale et en agronomie. La composition particuliere des plantes et les buts recherches dans l'experimentation ont exige une etude concrete des methodes d'analyse propres a la matiere vegetale en utilisant, pour la radioactivation, soit un reacteur de type piscine a eau legere, soit un accelerateur generateur de neutrons de 14 MeV. Le mode de dosage de 25 elements est expose en tenant compte de l'interet de l'analyse de chaque element, des teneurs moyennes rencontrees dans les plantes, et du resultat atteint. De nombreuses applications sont developpees qui touchent a la physiologie de la nutrition, la genetique, la parasitologie, la toxicologie, le controle des fabrications, les pollutions industrielles, l'ecologie, la radioecologie et la biochimie. (auteur)

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

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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)

Ultrasonic testing of canning tubes in stainless steel of the EL 4 reactor; Controle par ultrasons des tubes de gaine en acier inoxydable du reacteur EL 4

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

1964-07-01

From all the methods possible for controlling thin cans the one chosen, for numerous reasons, vas that making use of ultrasonic techniques. A method has been developed which should make it possible to carry out a rapid and efficient industrial control of canning tubes, The reasons for the choice of the ultrasonic method are given in detail, together with the principles of the method and the actual control parameters. In the present state of our research, it should be possible to control at least 50 000 tubes a year. Improvements brought about in the details of the control technique itself should make it possible to increase this rate considerably. (authors) [French] Parmi toutes les methodes possibles de controle des gaines minces, le procede retenu pour de multiples raisons a ete celui faisant appel a la technique des ultrasons. Une methode a ete mise au point qui doit permettre un controle industriel rapide et efficace des tubes de gaine. Sont exposes en detail, les raisons du choix de la methode par ultrasons, les principes de cette methode et les parametres du controle proprement dit. Dans l'etat actuel de nos etudes la cadence devrait permettre le controle de 50000 tubes par an au minimum. Des ameliorations de detail portant sur la technique de controle elle-meme, doivent permettre d'accelerer tres notablement cette cadence. (auteurs)

Study of physico-chemical release of uranium and plutonium oxides during the combustion of polycarbonate and of ruthenium during the combustion of solvents used in the reprocessing of nuclear fuel; Etude de la mise en suspension physico-chimique des oxydes de plutonium et d'uranium lors de la combustion de polycarbonate et de ruthenium lors de la combustion des solvants de retraitement du combustible irradie

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Bouilloux, L

1998-07-01

The level of consequences concerning a fire in a nuclear facility is in part estimated by the quantities and the physico-chemical forms of radioactive compounds that may be emitted out of the facility. It is therefore necessary to study the contaminant release from the fire. Because of the multiplicity of the scenarios, two research subjects were retained. The first one concerns the study of the uranium or plutonium oxides chemical release during the combustion of the polycarbonate glove box sides. The second one is about the physico chemical characterisation of the ruthenium release during the combustion of an organic solvent mixture (tributyl phosphate-dodecane) used for the nuclear fuel reprocessing. Concerning the two research subjects, the chemical release, i.e. means the generation of contaminant compounds gaseous in the fire, was modelled using thermodynamical simulations. Experiments were done in order to determine the ruthenium release factor during solvent combustion. A cone calorimeter was used for small scale experiments. These results were then validated by large scale tests under conditions close to the industrial process. Thermodynamical simulations, for the two scenarios studied. Furthermore, the experiments on solvent combustion allowed the determination of a suitable ruthenium release factor. Finally, the mechanism responsible of the ruthenium release has been found. (author)

The development of a cell-assembly for the treatment of irradiated fuels on a semi-industrial scale; Etude concernant la realisation d'un ensemble de cellules destinees a des traitements de combustibles irradies a l'echelle semi-industrielle

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Faugeras, P; Couture, J; Lefort, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1961-07-01

The main studies and experiments involved in the development of a cell-assembly for the treatment of irradiated fuels on a semi-industrial scale are described. It must be possible to modify or transform each of these cells without interrupting the rest of the pilot. A full-scale prototype cell (3 x 4 x 6 m) has been built with an {alpha}-protection independent of the {gamma}-protection. It features all the main characteristics: tightness to {gamma} losses, dense glass lighting, ventilation. This cell has made possible trials on transfer, remote-controls and tele-dismantling, as well as the development of new methods of rapidly connecting hydraulic circuits. In conclusion the final form is given of the cells selected for the pilot. (author) [French] Il est decrit les principales etudes et experiences faites en vue de la realisation d'un ensemble de cellules destinees a des traitements de combustibles irradies a l'echelle semi-industrielle. Chacune de ces cellules doit pouvoir etre modifiee ou transformee sans interrompre le reste du pilote. Une cellule prototype vraie grandeur (3x4x6 m) est construite avec une protection {alpha} independante de la protection {gamma}. Elle comporte tous les elements importants: porte {gamma} etanche, eclairage verre dense, ventilation. Cette cellule a permis des experiences de transferts de telemanipulateurs et de teledemontages, ainsi que la mise au point de nouveaux procedes de jonction rapide pour des circuits hydrauliques. En conclusion, on indique la forme definitive des cellules retenues pour le pilote. (auteur)

The Use of Fuel Gas as Stripping Medium in Atmospheric Distillation of Crude Oil L’utilisation de gaz combustible comme moyen d’extraction des fractions légères en distillation atmosphérique du pétrole brut

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Plellis-Tsaltakis C.

2011-09-01

Full Text Available Stripping of petroleum fractions aims to remove the light ends that spoil some of their properties, such as the flash point. Stripping usually employs steam for that purpose. Except for steam, other substances can perform the same function, among them light hydrocarbons. In this article, we investigate the use of refinery fuel gas as stripping medium for a crude oil atmospheric distillation unit. L’extraction des fractions légères du pétrole vise à enlever les produits nuisibles à certaines propriétés comme le point d’éclair. Cette opération utilise habituellement de la vapeur d’eau. D’autres substances peuvent remplir la même fonction, comme les hydrocarbures légers. Dans cet article, on étudie l’utilisation du gaz combustible de la raffinerie comme moyen d’extraction des fractions légères dans une unité de distillation atmosphérique.

Efficacité des néonicotinoïdes et des pyréthrinoïdes utilisés contre le ...

African Journals Online (AJOL)

Efficacité des néonicotinoïdes et des pyréthrinoïdes utilisés contre le foreur des tiges du cacaoyer ( Eulophonotus myrmeleon Felder : Lepidoptera, Cossidae). Implications dans la stratégie de protection de la cacaoculture en Côte d'Ivoire.

A study of the fluorescence of the rare gases excited by nuclear particles. Use of the principle for the detection of nuclear radiation by scintillation; Etude de la fluorescence des gaz rares excites par des particules nucleaires. Utilisation pour la detection des rayonnements nucleaires par scintillation

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-12-15

composantes, l'une tres breve due a la desexcitation directe du gaz rare, l'autre relativement plus lente, due au transfert d'energie sur les impuretes. La mesure des durees de vie des etats excites a confirme l'hypothese precedente, la partie breve de l'impulsion est extremement courte: inferieure a 2,25.10{sup -9} s dans le cas du xenon, la partie plus lente a une duree qui depend etroitement de la concentration d'azote, l'azote etant l'impurete dont le role est preponderant dans tous les cas. L'etude des gaz rares soumis a un champ electrique a permis de montrer que la quantite de lumiere produite par une particule {alpha} peut etre multipliee (par 60 dans un champ de 600 V/cm par exemple) ce qui correspond a un rendement de luminescence superieur a celui de INa TI. Dans la deuxieme partie on a etudie les caracteristiques des gaz rares comme scintillateurs, la plus importante est l'absence de saturation de la fluorescence lorsque la densite d'excitation transmise au gaz devient tres grande. Ceci joint au temps de scintillation tres court a permis d'etudier un certain nombre d'applications a la physique nucleaire (mesure d'energie des particules lourdes, etude cinetique des reacteurs nucleaires, spectroscopie des neutrons...). (auteur)

Combustion

CERN Document Server

Glassman, Irvin

2008-01-01

Combustion Engineering, a topic generally taught at the upper undergraduate and graduate level in most mechanical engineering programs, and many chemical engineering programs, is the study of rapid energy and mass transfer usually through the common physical phenomena of flame oxidation. It covers the physics and chemistry of this process and the engineering applications-from the generation of power such as the internal combustion automobile engine to the gas turbine engine. Renewed concerns about energy efficiency and fuel costs, along with continued concerns over toxic and particulate emissions have kept the interest in this vital area of engineering high and brought about new developments in both fundamental knowledge of flame and combustion physics as well as new technologies for flame and fuel control. *New chapter on new combustion concepts and technologies, including discussion on nanotechnology as related to combustion, as well as microgravity combustion, microcombustion, and catalytic combustion-all ...

Motor vehicles and internal combustion engines; Kraftfahrwesen und Verbrennungsmotoren

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Bargende, M.; Wiedemann, J. [eds.

1999-07-01

The book comprises the papers presented at the 3rd Stuttgart symposium. It reviews the state of the art in science and engineering and outlines future perspectives in the fields of motor vehicles and internal combustion engines. As the conference, the book comprises three sections: 'Engines' on DI spark ignition engines and diesel engines, mixing, combustion and exhaust purification. 'Motor cars' discusses acoustics and aeroacoustics, aerodynamics and wind tunnel technology, comfort, driving gear and stability control. 'Motor vehicle systems' contains papers on thermomanagement, control and automation, real-time applications in motor car simulation, software tools in the control systems development process, and simulation in motor vehicle systems development. Finally, the plenary paper 'Fuel cells, a solution for non-polluting motor car drives' by Dr.-Ing. F. Panik is also contained in the book. [German] Das vorliegende Buch enthaelt die Vortraege des 3. Stuttgarter Symposiums. Es gibt einen Ueberblick ueber den aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik und zeigt zukuenftige Perspektiven im Bereich Kraftfahrwesen und Verbrennungsmotoren. Entsprechend der Tagung gliedert sich das Buch in drei Teile. Teil 1 'Motoren' besteht aus Vortraegen ueber Ottomotoren mit Direkteinspritzung und Dieselmotoren, Gemischbildung, Verbrennung und Abgasnachbehandlung, Analyse, Simulation und Motorkomponenten. Teil 2 'Kraftfahrzeuge' enthaelt Arbeiten ueber Fahrzeugakustik und Aeroakustik, Fahrzeug-Aerodynamik und Windkanaltechnik, Fahrzeugkomfort, Fahrwerk und Fahrdynamik. Teil 3 'Kraftfahrzeugsystemtechnik' enthaelt Beitraege ueber Thermomanagement, Regelungs- und Automatisierungstechnik, Echtzeitanwendungen in der Kfz-Simulationstechnik, Softwaretools im Steuergeraete-Entwicklungsprozess und Simulation in der Kraftfahrzeug-Systementwicklung. Der abschliessende Plenarvortrag des Symposiums &apos

Combustion

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Glassman, Irvin

1997-01-01

This Third Edition of Glassman's classic text clearly defines the role of chemistry, physics, and fluid mechanics as applied to the complex topic of combustion. Glassman's insightful introductory text emphasizes underlying physical and chemical principles, and encompasses engine technology, fire safety, materials synthesis, detonation phenomena, hydrocarbon fuel oxidation mechanisms, and environmental considerations. Combustion has been rewritten to integrate the text, figures, and appendixes, detailing available combustion codes, making it not only an excellent introductory text but also an important reference source for professionals in the field. Key Features * Explains complex combustion phenomena with physical insight rather than extensive mathematics * Clarifies postulates in the text using extensive computational results in figures * Lists modern combustion programs indicating usage and availability * Relates combustion concepts to practical applications.

Thermal Shock Tests on UO{sub 2} Small Spheres; Essais de choc thermique sur des elements spheriques de UO{sub 2}; Ispytaniya nebol'shikh sharikov iz UO{sub 2} teplovykh udarom; Ensayo de pequenas esferas de UO{sub 2} por choque.termico

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Perona, G.; Brutto, E.; Galbusera, U.; Palladino, G.; Sesini, R. [Centro Informazioni Studi Esperienze, Milan (Italy)

1963-11-15

If UO{sub 2} small spheres are used as fuel in a reactor in contact with the cooler, it is necessary to know the maximum value of the thermal stress, due to the work conditions in the reactor, which the small spheres are able to withstand without breaking. These conditions can be calculated if the physical properties of the material are known. Owing to the considerable number of properties involved, and in consideration of the uncertainty which always exists in each of them, it is preferable to test directly the spheres, submitting them to the same kind of stresses that they undergo in thereactor. In this work a thermal shock method for the small spheres has been studied, while conditions are indicated in which this method can reproduce stress conditions directly comparable with those existing in the reactor. As for small spheres, the difficulty consists in producing coolings with very high values of the coefficient of surface heat transfer. The experimental methods are described and the results obtained are indicated. The application of this method seems to be very interesting particularly in the field of the technological research for improving the characteristics of the UO{sub 2} small spheres by means of additives. In fact it allows the control of the total interesting effect with a single measurement. (author) [French] Si l'on veut utiliser comme combustible dans un reacteur des elements spheriques de UO{sub 2} en contact avec le refroidisseur, il faut au prealable determiner la valeur maximum de la contrainte thermique - due aux conditions regnant dans le reacteura laquelle les elements sont capables de resister sans se fissurer. Il est possible de calculer ces conditions si l'on connait les proprietes physiques du materiau utilise. En raison du nombre important des proprietes a prendre en consideration, et compte tenu de l'incertitude qui existe toujours pour chacune d'elles, il est preferable de faire des essais thermiques en soumettant directement les

Santé des adolescents et des jeunes au Burkina Faso : état des ...

African Journals Online (AJOL)

Il s'est agi d'une étude évaluative ayant utilisé une revue documentaire associée à une interview des acteurs clés et un atelier de validation et d'identification des interventions pertinentes pour un plan stratégique national. La situation de la santé des adolescents et des jeunes est caractérisée par des grossesses précoces ...

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...

Micro manometer and pitot tube for measuring the velocity distribution in a natural convection water stream between two vertical parallel plates (1961); Micromano metre et tube de pitot destines a l'exploration du profil de vitesse dans un ecoulement d'eau de convection naturelle entre deux plaques verticales paralleles (1961)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Santon, L; Vernier, Ph [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1961-07-01

For heat transfer studies in certain cases of cooling in swimming-pool type nuclear reactors, a knowledge of the distribution of the velocities between two heating elements is of prime importance. A Pitot tube and a micro-manometer have been developed for making these measurements on an experimental model. (authors) [French] Pour l'etude du transfert de chaleur dans certains cas de refroidissement des reacteurs nucleaires du type piscine, la connaissance de la repartition des vitesses entre deux elements chauffants est primordiale. On a mis au point un tube de Pitot et un micromanometre pour effectuer ces mesures sur une maquette experimentale. (auteurs)

Description of a Reactivity Measuring Apparatus; Description d'un Type d'Appareil de Mesure de la Reactivite

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Deiss, M.; Uberschlag, J. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

1966-06-15

apparatuses have different dividers in the output unit, in the one case Potentiometric, and in the other electronic. The first apparatus is suitable in principle for most normal measurements. The second, by reason of its shorter response time, is suited both to measurements of higher reactivity values with the reactor level rising, and also with the reactor level falling, even over limited power ranges. (author) [French] La mesure de la periode ou du temps de doublement fournit en general au technicien du controle des reacteurs une information suffisante sur l'evolution du reacteur. Le physicien attache a la determination de parametres physiques ne peut se satisfaire de la mesure ordinaire de ces grandeurs, dont les concepts font abstraction de la nature du phenomene de la fission nucleaire. Habituellement le physicien doit donc convertir la mesure du temps de doublement, effectuee sur un temps suffisamment long, afin d'en eliminer les termes transitoires perturbateurs, et convertir, par intermediaire des courbes de Nordheim, cette mesure en valeur de reactivite. Cette procedure est longue et contraignante. Il a donc semble utile de concevoir un type d'appareil capable d'evaluer directement et instantanement le coefficient de multiplication excedentaire Greek-Small-Letter-Delta K a partir de l'evolution d'une grandeur physique N supposee proportionnelle au flux neutronique regnant dans le coeur du reacteur. Le coefficient Greek-Small-Letter-Delta K est pratiquement assimilable a la reactivite au voisinage de la criticalite. Un appareil de ce type peut en consequence resoudre la relation inverse a celle definie par le systeme des equations differentielles se rapportant au reacteur, en considerant le cas simplifie du reacteur point dans la theorie a un groupe. L'application des techniques du calcul analogique conduit a utiliser un reseau du type Pagels qui sera dispose, soit comme impedance d'entree, soit comme impedance de contre-reaction d'un amplificateur operationnel. Cette

Combustion engineering

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Ragland, Kenneth W

2011-01-01

Introduction to Combustion Engineering The Nature of Combustion Combustion Emissions Global Climate Change Sustainability World Energy Production Structure of the Book   Section I: Basic Concepts Fuels Gaseous Fuels Liquid Fuels Solid Fuels Problems Thermodynamics of Combustion Review of First Law Concepts Properties of Mixtures Combustion StoichiometryChemical EnergyChemical EquilibriumAdiabatic Flame TemperatureChemical Kinetics of CombustionElementary ReactionsChain ReactionsGlobal ReactionsNitric Oxide KineticsReactions at a Solid SurfaceProblemsReferences  Section II: Combustion of Gaseous and Vaporized FuelsFlamesLaminar Premixed FlamesLaminar Flame TheoryTurbulent Premixed FlamesExplosion LimitsDiffusion FlamesGas-Fired Furnaces and BoilersEnergy Balance and EfficiencyFuel SubstitutionResidential Gas BurnersIndustrial Gas BurnersUtility Gas BurnersLow Swirl Gas BurnersPremixed-Charge Engine CombustionIntroduction to the Spark Ignition EngineEngine EfficiencyOne-Zone Model of Combustion in a Piston-...

Comparative study of two co-combustion concepts for sewage sludge in coal dust furnaces; Vergleich zweier Mitverbrennungskonzepte fuer Klaerschlamm in Kohlestaubfeuerungen

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Spliethoff, H; Gerhardt, T; Ruediger, H; Hein, K R.G. [Stuttgart Univ. (Germany). Inst. fuer Verfahrenstechnik und Dampfkesselwesen

1997-12-31

Processes for thermal use of sewage sludge in coal dust furnaces were investigated at the Institute of Chemical Engineering and Boiler Technology (IVD) of Stuttgart university. Direct co-combustion of sewage sludge in coal dust furnaces is a simple concept, but it is useful provided that co-combustion has no negative effects in terms of performance, emissions and residue disposal. Externally dried sewage sludge has a residual water content in the same range as coal dust. The effects of co-combustion are discussed, and the experimentally determined effect in terms of emissions and residues is presented. Pyrolysis of the sewage sludge and use of the resulting gas as a reduction agent for denitrification may reduce negative effects of co-combustion on performance, emissions and residues.(orig) [Deutsch] Am Institut fuer Verfahrenstechnik und Dampfkesselwesen (IVD) der Universitaet Stuttgart werden an Versuchsanlagen verschiedene Verfahren zur thermischen Nutzung von Klaerschlaemmen in Verbindung mit Kohlenstaufeuerungen untersucht. Die direkte Mitverbrennung von Klaerschlamm in Kohlestaubfeuerungen ist ein einfaches Konzept, das dann sinnvoll ist, wenn die Mitverbrennung keine negativen Auswirkungen auf Betrieb, Emissionen und Verwertung der Rueckstaende mit sich bringt. Bei einer externen Trockung weist der Klaerschlamm einen aehnlichen Wassergehalt wie der Auslegungsbrennstoff von Steinkohlenstaubfeuerungen auf. Die moeglichen Auswirkungen der Mitverbrennung von Klaerschlamm werden diskutiert und der im Versuch ermittelte Einfluss auf Emissionen und Reststoffe vogestellt. Durch Vorschaltung einer Pyrolyse des Klaerschlamms und Nutzung des erzeugten Gases als Reduktionsmittel zur Entsticklung kann die Auswirkung der Mitverbrennung auf Betrieb, Emissionen und Reststoffe der Feuerungsanlage vermindert werden. (orig)