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Sample records for couplage des reacteurs

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1953-12-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-06-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    An important research programme on heavy water reactor physics has been carried out in France for quite a few years. The decision to build the EL 4 prototype and so to choose the heavy water gas cooled type has renewed the interest in this programme and at the same time given to it a more specific orientation A summary of the results gained in this field is presented in this paper. In the first part are described the experimental investigations, most of them were carried out in the criticality facility AQUILON II. The experiments are grouped in four parts - Systematic studies of lattices Buckling measurements. - Specific studies of gas-cooled lattices. - Fine structure, spectral indices measurements etc... - Measurements on lattices or samples containing Uranium of various enrichment or Plutonium. The second part is devoted to a summary of the theoretical studies. The whole results have allowed an improvement of the calculation methods, have led to a better understanding of the neutron balance in lattices, and have permitted the establishment of a set of formula to predict not only the clean fuel conditions but also the evolution of the nuclear properties with irradiation. Some specific studies on power reactor are quoted. (authors) [French] Un important programme d'etudes sur la physique des reacteurs a eau lourde est mene en France depuis assez longtemps. La decision de construire le prototype EL 4 et de s'engager ainsi dans la filiere des reacteurs a eau lourde refroidis par gaz a redonne un nouvel interet a ce programme et l'a en meme temps oriente dans une direction plus particuliere. La presente communication, rassemble les resultats des etudes faites dans ce domaine depuis la derniere conference de Geneve. Dans la premiere partie on decrit les etudes experimentales dont la plupart ont ete effectuees dans la pile d'experiences critiques Aquilon II. Les experiences sont groupees en quatre ensembles: etude systematique de reseaux (mesures de laplaciens) etudes

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

    operating power levels of reactor. The regulating system has brought about difficult problems; experimental examination, while operating, will solve them. Special meetings will be held concerning the burst slug system and fuel elements. (author) [French] La construction des reacteurs G2 et G3, dans le cadre du premier plan quinquennal francais, a ete confiee par le C.E.A. au groupement d'industriels FRANCE-ATOME. Bien que ces reacteurs restent essentiellement plutonigenes, on a accole a chacun d'eux une centrale electrique devant fournir 40 MW, dont la responsabilite a ete assumee par l'E.D.F. Le coeur du reacteur adopte la plupart des solutions du reacteur G1 (excepte la fente centrale): canaux horizontaux, empilement de briques parallelepipediques de graphite, protection thermique en acier. Le refroidissement est assure par du gaz carbonique sous 15 atmospheres. Cette pression est tenue par un caisson en beton precontraint, ayant la forme d'un cylindre horizontal. Des cables d'acier sous tension entourent le cylindre de beton, dont ils sont isoles par des patins. Les fonds du cylindre ont pose des problemes particuliers qui ont conduit a la forme hemispherique adoptee. L'etancheite du caisson est assuree par une tole de 30 mm liee a la face interne du beton. Un des aspects les plus originaux de ces reacteurs est la possibilite de charger et decharger en marche. Cote chargement, des sas a barillets, pesant chacun 50 tonnes; permettent de faire passer les cartouches neuves sous la pression de 15 atmospheres. Ces cartouches progressent de facon quasi continue dans le canal pour tomber finalement par des goulottes inclinees et des toboggans helicoidaux dans un nouveau sas. La circulation du gaz carbonique est assuree par trois turbo-soufflantes, actionnees elles-memes par la vapeur moyenne pression obtenue dans echangeurs, chaque reacteur alimente quatre echangeurs ayant pose de difficiles problemes de construction et de mise en place. Le cycle secondaire est un cycle

  9. Algorithmes de couplage RANS et ecoulement potentiel

    Science.gov (United States)

    Gallay, Sylvain

    Dans le processus de developpement d'avion, la solution retenue doit satisfaire de nombreux criteres dans de nombreux domaines, comme par exemple le domaine de la structure, de l'aerodynamique, de la stabilite et controle, de la performance ou encore de la securite, tout en respectant des echeanciers precis et minimisant les couts. Les geometries candidates sont nombreuses dans les premieres etapes de definition du produit et de design preliminaire, et des environnements d'optimisations multidisciplinaires sont developpes par les differentes industries aeronautiques. Differentes methodes impliquant differents niveaux de modelisations sont necessaires pour les differentes phases de developpement du projet. Lors des phases de definition et de design preliminaires, des methodes rapides sont necessaires afin d'etudier les candidats efficacement. Le developpement de methodes ameliorant la precision des methodes existantes tout en gardant un cout de calcul faible permet d'obtenir un niveau de fidelite plus eleve dans les premieres phases de developpement du projet et ainsi grandement diminuer les risques associes. Dans le domaine de l'aerodynamisme, les developpements des algorithmes de couplage visqueux/non visqueux permettent d'ameliorer les methodes de calcul lineaires non visqueuses en methodes non lineaires prenant en compte les effets visqueux. Ces methodes permettent ainsi de caracteriser l'ecoulement visqueux sur les configurations et predire entre autre les mecanismes de decrochage ou encore la position des ondes de chocs sur les surfaces portantes. Cette these se focalise sur le couplage entre une methode d'ecoulement potentiel tridimensionnelle et des donnees de section bidimensionnelles visqueuses. Les methodes existantes sont implementees et leurs limites identifiees. Une methode originale est ensuite developpee et validee. Les resultats sur une aile elliptique demontrent la capacite de l'algorithme a de grands angles d'attaques et dans la region post

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jacquet, P.

    2011-05-23

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

  11. Non-linearite et couplages lumiere-matiere en electrodynamique quantique en circuit

    Science.gov (United States)

    Bourassa, Jerome

    L'électrodynamique quantique en circuit est un contexte unique pour l'optique quantique et le calcul quantique. Dans cette architecture où des qubits supraconducteurs, composés de jonctions Josephson, sont fortement couplés au champ électromagnétique de résonateurs coplanaires, la dynamique du système est semblable à celle des atomes dans des cavités optiques. La polyvalence de la conception des circuits supraconducteurs permet d'étudier l'interaction lumière-matière de différents régimes et manières. Ainsi, plusieurs qubits peuvent être couplés à un seul résonateur afin de les enchevêtrer. Une jonction Josephson peut également être intégrée directement au résonateur afin de produire une interaction non linéaire entre les photons. De la même manière, il a été suggéré que le couplage qubitrésonateur pourrait devenir l'échelle d'énergie dominante du système : le régime de couplage ultrafort. Malgré que la dynamique qubit-résonateur soit bien comprise, les modèles actuels ne permettent pas de prédire correctement les effets dispersifs du résonateur sur les qubits tels : le décalage de Lamb, l'interaction d'échange virtuelle et le temps de relaxation. Comme il n'y a pas non plus de modèle général permettant de déterminer les caractéristiques d'un résonateur non linéaire, on comprend mal comment rendre la non-linéarité plus forte, ni même si le régime de couplage ultrafort peut être physiquement réalisé dans ces circuits. Dans le cadre de ma thèse, je me suis intéressé à la modélisation de qubits et de résonateurs afin de mieux comprendre l'interaction lumière-matière en circuits, dans le but de développer des conceptions alternatives d'architectures plus performantes ou qui explorent des régimes d'interactions méconnus. Pour ce faire, j'ai développé une méthode analytique générale permettant de trouver l'hamiltonien exact de circuits distribués non linéaires, une méthode basée sur la m

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    In the first volume: This report is a description of the reactor Pegase, given with a view to examine the safety of the installations. The Cadarache site at which they are situated is briefly described, in particular because of the consequences on the techniques employed for building Pegase. A description is also given of the original aspects of the reactor. The independent loops which are designed for full-scale testing of fuel elements used in natural uranium-gas-graphite reactor systems are described in this report, together with their operational and control equipment. In the second volume: In the present report are examined the accidents which could cause damage to the Pegase reactor installation. Among possible causes of accidents considered are the seismicity of the region, an excessive power excursion of the reactor and a fracture in the sealing of an independent loop. Although all possible precautions have been taken to offset the effects of such accidents, their ultimate consequences are considered here. The importance is stressed of the security action and regulations which, added to the precautions taken for the construction, ensure the safety of the installations. (authors) [French] Dans le volume 1: Ce rapport est une description du reacteur Pegase, afin d'examiner la surete des installations. Le site de CADARACHE ou elles sont situees, a ete sommairement decrit, en particulier, a cause des consequences sur les techniques mises en oeuvre pour la realisation de Pegase. Nous nous sommes egalement attache a decrire les aspects originaux du reacteur. Les boucles autonomes destinees a tester en vraie grandeur des elements combustibles de la filiere uranium naturel graphite-gaz, ainsi que leurs dispositifs de controle et d'exploitation, figurent egalement dans ce rapport. Dans le volume 2: Dans le present rapport, nous examinons des accidents pouvant endommager des installations du reacteur Pegase. Les origines d'accidents examines

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    In the first volume: This report is a description of the reactor Pegase, given with a view to examine the safety of the installations. The Cadarache site at which they are situated is briefly described, in particular because of the consequences on the techniques employed for building Pegase. A description is also given of the original aspects of the reactor. The independent loops which are designed for full-scale testing of fuel elements used in natural uranium-gas-graphite reactor systems are described in this report, together with their operational and control equipment. In the second volume: In the present report are examined the accidents which could cause damage to the Pegase reactor installation. Among possible causes of accidents considered are the seismicity of the region, an excessive power excursion of the reactor and a fracture in the sealing of an independent loop. Although all possible precautions have been taken to offset the effects of such accidents, their ultimate consequences are considered here. The importance is stressed of the security action and regulations which, added to the precautions taken for the construction, ensure the safety of the installations. (authors) [French] Dans le volume 1: Ce rapport est une description du reacteur Pegase, afin d'examiner la surete des installations. Le site de CADARACHE ou elles sont situees, a ete sommairement decrit, en particulier, a cause des consequences sur les techniques mises en oeuvre pour la realisation de Pegase. Nous nous sommes egalement attache a decrire les aspects originaux du reacteur. Les boucles autonomes destinees a tester en vraie grandeur des elements combustibles de la filiere uranium naturel graphite-gaz, ainsi que leurs dispositifs de controle et d'exploitation, figurent egalement dans ce rapport. Dans le volume 2: Dans le present rapport, nous examinons des accidents pouvant endommager des installations du reacteur Pegase. Les origines d'accidents examines comprennent la seismicite

  16. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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

  19. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  2. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  5. Étude de l'efficacité des modes de Lamb dans la signature acoustique en fonction du liquide de couplage

    Science.gov (United States)

    Brunet, N.; Cros, B.; Despaux, G.; Saurel, J.-M.

    1998-06-01

    The acoustic signature allows to measure the velocity of the longitudinal and transverse acoustic waves in bulk materials. From the velocities and density values the elastic properties can be calculated. For thin layer materials, these velocities are not directly measured but computed from the experimentally available velocities: the generalized Lamb waves velocities. These waves velocities are dispersive and their measurement depends on the liquid acting as a coupling fluid. In this study, the two faces of the layer are in contact with the liquid (methanol, water or aqueous solutions of potassium iodide KI_aq. 6 M and potassium hydroxyde KOH_aq. 12 M) chosen according to its acoustic parameters. The acoustic signature modeling allows to know their respective influence, the possible detection of the fast modes and, in general, the velocity measurement accuracy increase for all available modes. The experimental studies bear out that each mode characterization may be optimized by the appropriate choice of the frequency and of the coupling liquid according to its velocity, density and attenuation. L'étude de la signature acoustique permet de mesurer les vitesses de propagation des ondes acoustiques longitudinale et transverse dans les matériaux massifs, vitesses à partir desquelles on détermine leurs propriétés mécaniques. Pour des matériaux en couche mince, ces vitesses ne sont plus mesurées directement mais calculées à partir des vitesses accessibles expérimentalement : celles des modes de Lamb généralisés. Ces modes ont des vitesses dispersives et leur mesure dépend du liquide servant de couplant, dans lequel la couche est immergée. Dans cette étude, les liquides de couplage (méthanol, eau et solutions aqueuses de iodure de potassium KI_aq. 6 M et d'hydroxyde de potassium KOH_aq. 12 M) sont choisis en fonction de leurs paramètres acoustiques. La modélisation de la signature acoustique permet de prévoir leur influence respective, comment ils

  6. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-06-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  12. Diffusion d'informations dans les autobus par couplage de technologies wifi et satellitaires

    OpenAIRE

    GRANSART, C; AMBELLOUIS, S; RIOULT, J

    2004-01-01

    Dans cet article, nous présentons les résultats d'un projet de recherche visant à fournir de l'information en temps réel aux usagers des transports en commun de type autobus. Nous montrons que de nouveaux services innovants peuvent être développés à l'attention des objets mobiles avec une bonne qualité de service (avec une bande passante moyenne ou élevée), et un accès à l'information, au contenu multimédia et aux bases de données. Ce projet utilise un couplage de technologies innovantes pour...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  15. Contribution to the study of the {sup 31}P, {sup 1}H spin spin coupling constant N. M. R. in three co-ordinated phosphorus compounds. Influence of the bond orientation and of the nature of the substituent around the phosphorus atom; Contribution a l'etude des constantes de couplage {sup 31}P, {sup 1}H en R.M.N. dans les composes organo-phosphores tricoordines. Influence des facteurs geometriques et de la nature des substituants au niveau du phosphore

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Robert, J B [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1969-07-01

    In order to investigate the influence of the configuration at the phosphorus atom and the influence of the substituents attached to the phosphorus atom on the J{sub PH} spin spin coupling constant, we have performed the NMR spectrum analysis of some three coordinated organo-phosphorus compounds. The studied coupling constants are {sup 3}J{sub PH} through P-O-C-H and P-C-C-H fragments and {sup 2}J{sub PH} through P-C-H fragment. The results clearly show that on the NMR time scale, in all the studied compounds (1,3,2-dioxaphospholanes, 1,3,2-dioxaphosphorinanes, 3-phospha-cyclopentene and 4-phosphorinanone) there is no inversion of the bonds around phosphorous. This conclusion held also for secondary phosphines. For a given geometry of the bonds joining the P and H atoms, and a given disposition of the bonds around the phosphorus atom, there is only a little influence of the nature of the substituents on the J{sub PH} spin coupling constants. The geometrical dependence of the {sup 3}J{sub PH} cannot be explained by a 'Karplus law'. There is an influence of the bond disposition around phosphorus. In the case of the {sup 2}J{sub P-C-H}, one can plot a curve {sup 2}J{sub P-C-H} = f({alpha}) (0{<=} {alpha} {<=} 180), {alpha} denote the dihedral angle of the two plane defined the first one by the P, C and H atoms, and the second one by the P-C bond together with the three-fold axis of the bond around phosphorus assuming a regular pyramidal arrangement. The function {sup 2}J{sub P-C-H} = f({alpha}) has two maxima, one for {alpha} = 0 degrees and the other for {alpha} = 180 degrees, and also a minimum for {alpha} = 110 degrees. (author) [French] Ce travail consiste en l'analyse par resonance magnetique nucleaire des constantes de couplage phosphore-proton dans des derives organo-phosphores tricoordines dans un double but: examen de la stabilite des liaisons au niveau du phosphore et etude de l'influence de la disposition des liaisons et de la nature de substituants au

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Haefele, W. [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

    1962-03-15

    The theory of coupled systems was extensively developed by Avery and co-workers at the Argonne National Laboratory. One of the main points of interest in a coupled system is the larger effective lifetime of neutrons. The effect of the thermal component acts as a sort of neutron-delayer. As in the theory of delayed neutrons the delaying effect disappears if the reactivity worth is high enough to make the fast component critical by itself. In the study a coupled reactor is considered where the fast component suffers a sudden reactivity step {alpha}{sub 0}. Because of the increasing power-level the temperature rises and two temperature coefficients start to work: the temperature coefficient of the fast component and the temperature coefficient of the thermal component. The problem is considered with one group of delayed neutrons (in the ordinary meaning). A formalism is given to express the effective lifetime and temperature coefficient during the different stages of the excursion. Excursions for different {alpha}{sub 0} are given so that the limit of fast-reactor kinetics is reached. (author) [French] La theorie des systemes a couplage a ete mise au point par Avery et ses collaborateurs au Laboratoire national d'Argonne. L'une des caracteristique les plus interessantes d'un systeme a couplage est que le temps de vie effectif des neutrons est plus long. L'effet de la partie thermique contribue en quelque sorte a retarder les neutrons. Comme dans la theorie des neutrons retardes, l'effet de retardement disparait lorsque la reactivite a une valeur suffisamment elevee pour rendre la partie rapide critique par elle-meme. L'auteur du memoire considere un reacteur a couplage dont la partie rapide subit un saut instantane de reactivite, {alpha}{sub 0}. La temperature s'eleve a cause de l'augmentation de puissance et deux coefficients de temperature commencent a s'appliquer: le coefficient de temperature de la partie rapide et le coefficient de temperature de la partie

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1953-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-12-15

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

  3. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    The main objective of this study is to publicise the data obtained during five years operation of the reactor G2 and G3 at Marcoule as far as the cooling gas is concerned, from storage of reserves up to its slow escape into the atmosphere, and including all the stages of its practical use, its chemical examination, its nuclear behaviour and its possible physicochemical transformation. This work can not only yield information about the operations carried out at Marcoule but can also provide useful suggestions for improving the sealing and for decreasing the activity of the pressurized gas circuits in reactors similar to G2/G3. (authors) [French] Le but principal de cette etude est de diffuser les connaissances acquises au cours de cinq annees d'exploitation des reacteurs G2 et G3 de Marcoule en ce qui concerne le gaz de refroidissement, depuis son stockage d'appoint jusqu'a son echappement lent dans l'atmosphere, en passant par tous les stades de son utilisation pratique, de son etude chimique, de son comportement nucleaire, eventuellement de ses transformations physico-chimiques. Cette etude peut, non seulement renseigner sur les operations effectuees couramment a Marcoule, mais egalement donner des suggestions interessantes pour l'amelioration de l'etancheite et la diminution de l'activite des circuits de gaz en pression dans des reacteurs analogues a G2/G3. (auteurs)

  7. Contribution to the study of the {sup 31}P, {sup 1}H spin spin coupling constant N. M. R. in three co-ordinated phosphorus compounds. Influence of the bond orientation and of the nature of the substituent around the phosphorus atom; Contribution a l'etude des constantes de couplage {sup 31}P, {sup 1}H en R.M.N. dans les composes organo-phosphores tricoordines. Influence des facteurs geometriques et de la nature des substituants au niveau du phosphore

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Robert, J.B. [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1969-07-01

    In order to investigate the influence of the configuration at the phosphorus atom and the influence of the substituents attached to the phosphorus atom on the J{sub PH} spin spin coupling constant, we have performed the NMR spectrum analysis of some three coordinated organo-phosphorus compounds. The studied coupling constants are {sup 3}J{sub PH} through P-O-C-H and P-C-C-H fragments and {sup 2}J{sub PH} through P-C-H fragment. The results clearly show that on the NMR time scale, in all the studied compounds (1,3,2-dioxaphospholanes, 1,3,2-dioxaphosphorinanes, 3-phospha-cyclopentene and 4-phosphorinanone) there is no inversion of the bonds around phosphorous. This conclusion held also for secondary phosphines. For a given geometry of the bonds joining the P and H atoms, and a given disposition of the bonds around the phosphorus atom, there is only a little influence of the nature of the substituents on the J{sub PH} spin coupling constants. The geometrical dependence of the {sup 3}J{sub PH} cannot be explained by a 'Karplus law'. There is an influence of the bond disposition around phosphorus. In the case of the {sup 2}J{sub P-C-H}, one can plot a curve {sup 2}J{sub P-C-H} = f({alpha}) (0{<=} {alpha} {<=} 180), {alpha} denote the dihedral angle of the two plane defined the first one by the P, C and H atoms, and the second one by the P-C bond together with the three-fold axis of the bond around phosphorus assuming a regular pyramidal arrangement. The function {sup 2}J{sub P-C-H} = f({alpha}) has two maxima, one for {alpha} = 0 degrees and the other for {alpha} = 180 degrees, and also a minimum for {alpha} = 110 degrees. (author) [French] Ce travail consiste en l'analyse par resonance magnetique nucleaire des constantes de couplage phosphore-proton dans des derives organo-phosphores tricoordines dans un double but: examen de la stabilite des liaisons au niveau du phosphore et etude de l'influence de la disposition des liaisons et de la nature de

  8. Influence des traitements thermiques et de la microstructure sur les phénomènes de découplage dans les composés au bismuth

    Science.gov (United States)

    Nicolas, M.; Guyen van Huong, C. N.; Burger, J. P.; Dubon, A.; Fitoussi, J. P.; Laval, J. Y.

    1991-11-01

    a.c. susceptibility measurements and 3D electronic microscopy observation were carried out on three Bi-compounds (2212 and 2223). Depending on the annealing conditions, one observes lamellar-type materials organized either in a more or less dense structure of fine particles or in very large slabs. The a.c. susceptibility signals allow to separate the intergranular from the intragranular effects. The combined results obtained by both techniques lead us to conclude that the intergranular and the intragranular decoupling, induced by magnetic fields are of same nature, i.e. occur at the (BiO)2 slab. Nous avons couplé des mesures de susceptibilité altemative et d'observation au microscope électronique en 3D sur trois échantillons supraconducteurs au bismuth (2212 et 2223). Selon les conditions de recuit, on observe des matériaux de type lamellaire, organisés soit en une structure plus ou moins dense de fines particules, soit en larges plaquettes. L'étude des signaux de susceptibilité alternative χ' et χ'' permet de séparer les effets intergranulaires des effets intragranulaires. les résultats combinés des deux techniques nous ont conduit à conclure que les deux types de découplage (inter et intragranulaires), induits par les champs magnétiques sont de même nature, c'est-à-dire se produisent au niveau des bicouches (BiO)2.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  11. Chemical elimination of alumina in suspension in nuclear reactors heavy water; Elimination de l'alumine en suspension dans l'eau lourde des reacteurs nucleaires par voie chimique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-02-01

    Corrosion of aluminium in contact with moderating water in nuclear reactor leads to the formation of an alumina hydrosol which can have an adverse effect on the operation of the reactor. Several physical methods have been used in an attempt to counteract this effect. The method proposed here consists in the elimination of the aluminium by dissolution and subsequent fixation in the ionic form on mixed-bed ion-exchange resin. In order to do this, the parameters and the values of these parameters most favorable to the dissolution process have been determined. If the moderator is heavy water, the deuterated acid can be prepared by converting a solution in heavy water to a salt of the acid using a deuterated cationic resin. (author) [French] La corrosion de l'aluminium au contact de l'eau moderatrice des reacteurs nucleaires, donne lieu a la formation d'un hydrosol d'alumine nuisible au bon fonctionnement des reacteurs. Plusieurs methodes physiques ont ete mises en oeuvre pour pallier ces inconvenients. On propose ici d'eliminer l'alumine par solubilisation pour la fixer ensuite sous forme ionique par des resines echangeuses d'ions, en lit melange. A cette fin on determine les parametres et leurs grandeurs favorables a cette solubilisation. Si le moderateur est de l'eau lourde la preparation d'acide deutere peut etre effectuee par passage d'une solution en eau lourde a un sel de l'acide sur resine cationique deuteree.

  12. Calculation of the working capital invested in fuel cycles and its interest charges (1963); Calcul des immobilisations financieres des cycles de combustible (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

    All the processes undergone by the nuclear material, including the various steps of fuel element manufacturing and of irradiated fuel reprocessing lead to working capital investments varying with the type of reactor, that must be taken into account in the kWh cost calculation. The author deals with a calculation method called: 'present worth method' and gives some examples concerning reactors the main fuel of which being either natural uranium or enriched uranium or plutonium. He especially points out the importance these investments may take in the case of fast breeder reactors. (author) [French] L'ensemble des etapes parcourues par la matiere fissile comprenant les divers stades d'elaboration des elements combustibles et de leur traitement apres irradiation, implique des immobilisations financieres tres differentes d'un type de reacteur a l'autre, dont il convient de tenir compte dans le calcul du cout du kWh. L'auteur expose une methode de calcul dite 'd'actualisation des couts' et donne quelques exemples relatifs aux reacteurs utilisant l'uranium naturel, l'uranium enrichi et le plutonium comme combustible principal. Il montre en particulier l'importance que peuvent avoir ces immobilisations dans le cas des reacteurs surregenerateurs. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  17. 18 Étude pour synchronisation des réseaux électriques de la ...

    African Journals Online (AJOL)

    Alex KPODE

    au même résultat. Quant à HAMMOUD Asif, dans ses travaux de recherche « Etude des convertisseurs haute tension pour la protection et la coordination des réseaux de distribution » [5], il a surtout mos l'accent sur la protection lors de couplage des deux réseaux. Dans son mémoire intitulé « la conception, la modélisation ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

  1. Contribution to the study of can deformations in the fuel elements of gas-graphite reactors during thermal cycling; Contribution a l'etude des deformations des gaines des elements combustibles de reacteur graphite-gaz au cours du cyclage thermique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    The cans of fuel cartridges used in reactors of the gas-graphite type have either longitudinal fins of variable thickness, short herring-bone fins, or else a mixture of the two. An important test of the strength of these cartridges is their behaviour during thermal cycling carried out in cells reproducing in-pile conditions. It has been observed during with rapid cooling that there occurs a shortening at the base of the fins which can be accompanied in particular by a compression effect at the fin type, which has a tendency to curl, and by a tractive force acting on the body of the can at the ends of the longitudinal fins; this last phenomenon can result in a fracturing of the welds at the extremities or of the ends of the cartridge. This report presents first of all the way in which the stress diagram can be drawn for a can touching the fuel, and then the effect of the ratchet along a fin fixed to a bar with or without grooves. Finally the importance is shown of the test cycling variables (temperature, heating and cooling rates). (authors) [French] Les gaines des cartouches combustibles des reacteurs de la filiere graphite-gaz comportent soit des ailettes longitudinales plus ou moins epaisses, soit de courtes ailettes a chevrons, soit un ensemble des deux. Un test important de la tenue des cartouches, est la tenue au cyclage thermique en cellule pour reproduire le comportement en pile. On a observe au cours des cyclages a refroidissement rapide, un raccourcissement a la base des ailettes qui peut s'accompagner notamment d'une mise en compression du sommet de l'ailette qui a tendance a friser, et d'une traction exercee sur le corps des gaines au bout des ailettes longitudinales; ce dernier phenomene peut se traduire par des ruptures de soudures d'extremites ou des parties terminales de la cartouche. Ce rapport presente d'abord la maniere dont peut etre trace le diagramme des contraintes dans une gaine liee au combustible, puis l'effet du rochet le long d

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  3. N.M.R. study of organo-phosphorus compounds: non equivalence of methylenic protons in the {alpha} position of an asymmetric phosphorus atom. Application to study of coupling constants J{sub P,H} and J{sub H,H}; R.M.N. de composes organo-phosphores: non equivalence de protons methyleniques en {alpha} d'un phosphore asymetrique. Application a l'etude des constantes de couplage J{sub P,H} et J{sub H,H}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    Non-equivalent methylenic protons, with respect to an asymmetric center, have been observed in the n.m.r. spectra of some three- and tetra-coordinated phosphorus compounds. The analysis of these spectra yield the following results: in the studied secondary phosphines, the inversion rate at the phosphorus atom is slow on the n.m.r. time scale; the geminal coupling constant, for a free-rotating methylene group attached to a phosphorus atom, is negative; in phosphines the non equivalence of methylenic protons reveals two {sup 2}J{sub P-C-H} coupling constants which differ by about 5 Hz. This result is in agreement with previous studies on cyclic phosphines. In phosphine oxides, the {sup 2}J{sub P-C-H} values are negative. The {sup 3}J{sub H-P-C-H} coupling constant is positive in both phosphines and phosphine oxides. In phosphines, the non-equivalent methylenic protons exhibit two nearly equal values for this coupling constant. (author) [French] La non-equivalence de protons methyleniques observee dans quelques composes phosphores tricoordines et tetracoordines a apporte les resultats suivants, concernant la stereochimie et les constantes de couplage dans ces composes: dans les phosphines secondaires, la structure pyramidale des liaisons issues du phosphore est fixe a l'echelle de temps de mesure de la R.M.N.; la constante de couplage {sup 2}J{sub H-C-H}, pour un methylene en libre rotation en {alpha} d'un atome de phosphore, est negative; dans les phosphines etudiees, la non-equivalence. observee pour les protons methyleniques s'accompagne d'une difference importante (5 Hz) entre les deux constantes de couplage {sup 2}J{sub P-C-H} determinees par l'analyse; ce resultat est en accord avec la stereospecificite deja observee pour ce couplage dans les phosphines cycliques. Les valeurs observees pour {sup 2}J{sub P-C-H} dans les oxydes de phosphines sont negatives. Les valeurs de la constante de couplage {sup 3}J{sub H-P-C-H}, dans les phosphines et oxydes de phosphine

  4. Synthèses des propargylamines sur des catalyseurs Au-Co / TiO2

    OpenAIRE

    FEKIR, Amina

    2015-01-01

    La réaction de couplage C-C est une réaction fondamentale de la chimie organique. C’est une transformation qui permet l'association de deux radicaux hydrocarbures. Cette réaction, réalisée à partir d’un dérivé de bore et d’un dérivé électrophile, en présence d’un catalyseur organométallique et d’une base[1]. Actuellement, un des défis de la chimie fondamentale et industrielle est de synthétiser rapidement des collections de molécules (appelées également chimiothèques) pour pouv...

  5. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

    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)

  7. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  9. Production of artificial radioelements; Production des radioelements artificiels

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    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

  11. 109 Composition chimique et propriétés antibactériennes des huiles ...

    African Journals Online (AJOL)

    NGOM

    2Laboratoire des Produits Naturels (LPN), Département de chimie, Faculté des sciences et techniques, .... analytique, la technique a été améliorée par la mise en ligne deux colonnes capillaires de polarité différente ... couplage CPG/SM a été réalisé sur colonne capillaire en silice fondue (25 m x 0,23 x 0,25 µm) avec de.

  12. 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

  13. 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

  14. Hyperfine coupling in gadolinium-praseodymium alloys by specific heat measurements; Etude du couplage hyperfin dans les alliages gadolinium-praseodyme par mesures de chaleur specifique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-12-01

    We have studied the hyperfine coupling in gadolinium-praseodymium alloys by specific heat measurements down to 0.3 K. In the first part we describe the apparatus used to perform our measurements. The second part is devoted to some theoretical considerations. We have studied in detail the case of praseodymium which is an exception in the rare earth series. The third part shows the results we have obtained. (author) [French] Nous avons etudie le couplage hyperfin d'alliages de gadolinium-praseodyme par des mesures de chaleur specifique jusqu'a 0.3 K. Dans la premiere partie de cette etude nous decrivons le dispositif experimental. La deuxieme partie est consacree a des considerations theoriques. Nous avons etudie en detail le cas du praseodyme qui est une exception dans la serie des terres rares. La troisieme partie est consacree aux resultats experimentaux. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    . 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

  16. Relations de Dispersion et Diffusion des Glueballs et des Mesons dans la Theorie de Jauge U(1)(2+1) Compacte

    Science.gov (United States)

    Ahmed, Chaara El Mouez

    Nous avons etudie les relations de dispersion et la diffusion des glueballs et des mesons dans le modele U(1)_{2+1} compact. Ce modele a ete souvent utilise comme un simple modele de la chromodynamique quantique (QCD), parce qu'il possede le confinement ainsi que les etats de glueballs. Par contre, sa structure mathematique est beaucoup plus simple que la QCD. Notre methode consiste a diagonaliser l'Hamiltonien de ce modele dans une base appropriee de graphes et sur reseau impulsion, afin de generer les relations de dispersion des glueballs et des mesons. Pour la diffusion, nous avons utilise la methode dependante du temps pour calculer la matrice S et la section efficace de diffusion des glueballs et des mesons. Les divers resultats obtenus semblent etre en accord avec les travaux anterieurs de Hakim, Alessandrini et al., Irving et al., qui eux, utilisent plutot la theorie des perturbations en couplage fort, et travaillent sur un reseau espace-temps.

  17. Modélisation du comportement et des couplages HMC des milieux poreux

    OpenAIRE

    Hoang , Ha

    2012-01-01

    Modelling of the behavior and the couplings HMC of the porous circles; La modélisation du comportement hydromécanique chimique des milieux poreux saturés et non saturés est abordée au niveau microscopique et mésoscopique. Au niveau microscopique la modélisation des écoulements diphasiques est basée sur une représentation du réseau poral comme un ensemble de tubes dont les orientations et les rayons sont choisis sur un principe d’équivalence avec les pores. L’algorithme régissant la génération...

  18. 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)

  19. 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

  20. 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)

  1. Premières investigations du couplage fluide-structure autour d'un lanceur spatial générique

    OpenAIRE

    Lardat , Raphael; Koobus , Bruno; Ruffino , Fabrice; Farhat , Charbel; Dervieux , Alain

    2001-01-01

    Le couplage statique entre la structure d'un lanceur générique et un écoulemen- t compressible stationnaire est examiné à l'aide d'une méthode numérique instationnaire avec maillage variable et couplage en temps.

  2. 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)

  3. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

    reliance placed in the past on exponential and critical systems for fulfilling Argonne's responsibilities in reactor development. An indication of their future role is provided by a brief summary of the current and planned programmes for the existing members of, and anticipated additions to, Argonne's family of operating zero-power reactors. (author) [French] Avec le reacteur de puissance zero du Laboratoire national d'Argonne, on a procede a des etudes de reacteurs tres divers; reacteurs de recherche, generatrices nucleaires, reacteurs pour la propulsion, pour la production de radioisotopes et reacteurs experimentaux; les ensembles associes - exponentiels et critiques non empoisonnes - ont fourni les donnees debase. Afin de rendre compte d'experiences recentes et de montrer quelle masse de renseignements sur la physique des reacteurs on peut obtenir avec des systemes a bas flux, les auteurs exposent les programmes experimentaux ci-apres: 1. Etude des proprietes des elements combustibles en oxydes d'uranium et de thorium, immerges dans l'eau lourde, en s'attachant particulierement aux donnees necessaires pour l'etude d'un deuxieme coeur pour le reacteur experimental a eau bouillante du Laboratoire d'Argonne; 2. Maquette d'un reacteur de recherche a haut flux, qui permettra de verifier les calculs faits au cours de l'etude, de determiner la geometrie optimale et d'estimer l'effet du taux de combustion; 3. Determination des repartitions energetiques et de l'effet de l'immersion des cartouches sur la reactivite pour un reacteur experimental a ebullition et a surchauffe combinees; 4. Etude d'un coeur de reacteur surgenerateur plutonigene a neutrons rapides, alimente en U{sup 235} et refroidi au sodium qui constituerait la charge initiale du Deuxieme reacteur surgenerateur experimental d'Argonne; 5. Etude des caracteristiques d'un reacteur a deux regions, l'une thermique et l'autre rapide, en interaction. Dans l'expose de ces programmes, les auteurs expliquent pourquoi on a

  5. Creeping of hysteresis cycles; Reptation des cycles d'hysteresis

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Neel, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Faculte des Sciences de Grenoble, 38 (France)

    1959-07-01

    Creeping consists of a kind of progressive translation of dissymmetric ferromagnetic hysteresis cycles as a function of the order number of the cycle. It is interpreted here by means of a probable coupling field, the existence of which is connected to a statistical conception of the distribution of the elementary regions. (author) [French] La reptation consiste en une sorte de translation progressive des cycles d'hysteresis ferromagnetiques dissymetriques en fonction du numero d'ordre du cycle. L'auteur l'interprete au moyen d'un champ aleatoire de couplage dont l'existence est liee a une conception statistique de la distribution des domaines elementaires. (auteur)

  6. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  7. Conductivite dans le modele de Hubbard bi-dimensionnel a faible couplage

    Science.gov (United States)

    Bergeron, Dominic

    Le modele de Hubbard bi-dimensionnel (2D) est souvent considere comme le modele minimal pour les supraconducteurs a haute temperature critique a base d'oxyde de cuivre (SCHT). Sur un reseau carre, ce modele possede les phases qui sont communes a tous les SCHT, la phase antiferromagnetique, la phase supraconductrice et la phase dite du pseudogap. Il n'a pas de solution exacte, toutefois, plusieurs methodes approximatives permettent d'etudier ses proprietes de facon numerique. Les proprietes optiques et de transport sont bien connues dans les SCHT et sont donc de bonne candidates pour valider un modele theorique et aider a comprendre mieux la physique de ces materiaux. La presente these porte sur le calcul de ces proprietes pour le modele de Hubbard 2D a couplage faible ou intermediaire. La methode de calcul utilisee est l'approche auto-coherente a deux particules (ACDP), qui est non-perturbative et inclue l'effet des fluctuations de spin et de charge a toutes les longueurs d'onde. La derivation complete de l'expression de la conductivite dans l'approche ACDP est presentee. Cette expression contient ce qu'on appelle les corrections de vertex, qui tiennent compte des correlations entre quasi-particules. Pour rendre possible le calcul numerique de ces corrections, des algorithmes utilisant, entre autres, des transformees de Fourier rapides et des splines cubiques sont developpes. Les calculs sont faits pour le reseau carre avec sauts aux plus proches voisins autour du point critique antiferromagnetique. Aux dopages plus faibles que le point critique, la conductivite optique presente une bosse dans l'infrarouge moyen a basse temperature, tel qu'observe dans plusieurs SCHT. Dans la resistivite en fonction de la temperature, on trouve un comportement isolant dans le pseudogap lorsque les corrections de vertex sont negligees et metallique lorsqu'elles sont prises en compte. Pres du point critique, la resistivite est lineaire en T a basse temperature et devient

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Koch, L; Labeyrie, J; Tarassenko, S [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    The detector described is designed for the instantaneous measurement of thermal neutron fluxes, in the presence of high {gamma} ray activity; this detector can withstand temperatures as high as 500 deg. C. It is based on the following principle: radioactive atoms resulting from heavy-nucleus fission are carried by a gas flow to a detector recording their {beta} and {gamma} disintegration. Thermal neutron fluxes as low as few neutrons per cm{sup 2} per second can be measured. This detector may be used to control a nuclear reactor, to plot the thermal flux distribution with an excellent definition (1 mm{sup 2}) for fluxes higher than 10{sup 8} n/cm{sup 2}/s. The time response of the system to a sharp variation of flux is limited, in case of large fluxes, to the transit time of the gas flow between the fission product emitter and the detector; of the order of one tenth of a sec per meter of piping. The detector may also be applied for spectroscopy of fission products eider than 0,1 s. (author)Fren. [French] On decrit un appareil permettant la mesure instantanee des flux de neutrons thermiques accompagnes de flux intenses de rayons {gamma} et situes dans des enceintes pouvant etre portees a des temperatures superieures a 500 deg. C. On utilise la radioactivite des atomes resultant de la fission des noyaux lourds; ces atomes sont entraines par un courant gazeux vers un detecteur de radioactivite qui enregistre leurs desintegrations {beta} et {gamma}. On peut mesurer des flux partir de quelques neutrons thermiques par cm{sup 2} et par seconde. L'appareil permet de suivre la puissance d'un reacteur atomique, de tracer des cartes de densite de neutrons avec une tres bonne definition (1 mm{sup 2}) dans le cas de flux superieurs a 10{sup 8} cm{sup 2}/s. Le temps de reponse du systeme a une variation du flux de neutrons est limite, poes flux importants, par le temps de transit du gaz entre l'emetteur de produits de fission et le detecteur: soit quelques dizaines de

  9. Contribution to the study by infrared spectroscopy of addition compounds of boron fluorides and ethers-oxides or organic sulphides; Contribution a l'etude par spectroscopie infrarouge des composes d'addition des fluorures de bore et des ethers-oxydes ou des sulfures organiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Le Calve, Jacques

    1964-03-09

    This research thesis reports the study of complexes formed with boron fluoride and ethers or organic sulphides. In a first part, the author recalls vibration modes of free boron fluoride and of this compound in a complex. In the next parts, he reports the analysis of infrared spectra of groups present in addition compounds (between 400 and 1500 cm{sup -1}). He discusses spectrum modifications of electron donors by formation of a coordination bound. Experimental conditions are presented in appendix [French] Nous avons enregistre les spectres infrarouges de 400 a 4000 cm{sup -1} des composes d'addition du fluorure de bore et des oxydes de methyle, d'ethyle et du tetrahydrofuranne a l'etat gazeux, a l'etat liquide et a - 180 deg. a l'etat solide. Nous avons egalement etudie les complexes du fluorure de bore et des sulfures de methyle, d'ethyle et du tetrahydrothiophene a l'etat liquide. Le groupement c-c-OBF{sub 3} des trois composes des ethers avait fait l'objet d'une analyse tres recente que nous avons discutee. La comparaison des spectres et leur evolution en fonction de l'etat physique nous a notamment permis de mettre en evidence un couplage des vibrations de valence symetrique ν{sub s}(BF{sub 3}) et ν(OB) avec celles de meme symetrie du squelette de l'ether, en particulier la vibration ν{sub s}(COC). Ce couplage rend illusoires les correlations qui avaient ete proposees entre la basicite du donneur et la position d'une bande attribuee hativement a la vibration ν{sub s}(BF{sub 3}). Pour les composes d'addition des sulfures, nous avons attribue les principales vibrations du groupement C-C-SBF{sub 3}. La vibration de valence degeneree ν{sub s}(BF{sub 3}) apparait vers 1180 cm{sup -1}. Les vibrations de valence symetriques ν{sub s}(BF{sub 3}) et ν(SB) sont couplees et se manifestent dans les spectres par deux bandes vers 800 et 600 cm{sup -1}. Enfin, une absorption vers 460 cm{sup -1} correspond a l'une des vibrations de deformation symetrique ou degeneree

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-04-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

    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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  14. Etudes optiques de nouveaux materiaux laser: Des orthosilicates dopes a l'ytterbium: Le yttrium (lutetium,scandium) pentoxide de silicium

    Science.gov (United States)

    Denoyer, Aurelie

    La decouverte et l'elaboration de nouveaux materiaux laser solides suscitent beaucoup d'interet parmi la communaute scientifique. En particulier les lasers dans la gamme de frequence du micron debouchent sur beaucoup d'applications, en telecommunication, en medecine, dans le domaine militaire, pour la, decoupe des metaux (lasers de puissance), en optique non lineaire (doublage de frequence, bistabilite optique). Le plus couramment utilise actuellement est le Nd:YAG dans cette famille de laser, mais des remplacants plus performants sont toujours recherches. Les lasers a base d'Yb3+ possedent beaucoup d'avantages compares aux lasers Nd3+ du fait de leur structure electronique simple et de leur deterioration moins rapide. Parmi les matrices cristallines pouvant accueillir l'ytterbium, les orthosilicates Yb:Y 2SiO5, Yb:Lu2SiO5 et Yb:Sc2SiO 5 se positionnent tres bien, du fait de leur bonne conductivite thermique et du fort eclatement de leur champ cristallin necessaire a l'elaboration de lasers quasi-3 niveaux. De plus l'etude fine et systematique des proprietes microscopiques de nouveaux materiaux s'avere toujours tres interessante du point de vue de la recherche fondamentale, c'est ainsi que de nouveaux modeles sont concus (par exemple pour le champ cristallin) ou que de nouvelles proprietes inhabituelles sont decouvertes, menant a de nouvelles applications. Ainsi d'autres materiaux dopes a l'ytterbium sont connus pour leurs proprietes de couplage electron-phonon, de couplage magnetique, d'emission cooperative ou encore de bistabilite optique, mais ces proprietes n'ont encore jamais ete mises en evidence dans Yb:Y 2SiO5, Yb:Lu2SiO5 et Yb:Sc2SiO 5. Ainsi, cette these a pour but l'etude des proprietes optiques et des interactions microscopiques dans Yb:Y2SiO 5, Yb:Lu2SiO5 et Yb:Sc2SiO5. Nous utilisons principalement les techniques d'absorption IR et de spectroscopie Raman pour determiner les excitations du champ cristallin et les modes de vibration dans le materiau

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  17. Couplage des équations électriques et magnétiques

    Science.gov (United States)

    Lombard, P.; Meunier, G.

    1993-03-01

    The non-linear analysis of electrical devices is often limited by the complexity of the power supply. In effect, in the case of solid conductors, the voltage is required, while in the case of stranded conductors, the current must be known. These restrictions are due to the nature of the field equations. A new formulation is proposed which allows the possibility to choose the power supply and choose any kind of connection between components. Two types of “magnetic conductors” are considered: solid conductors, in which eddy current can be induced and stranded conductors without eddy current. An equation combining the magnetic potential, the current and the voltage is established for each conductor. This equation is introduced into a conventional circuit analysis method. The magnetic field and circuit equations can be solved simultaneously in the resulting system. An implicit method is used to discretize the equation in time. A NewtonRaphson linearization algorithm is used to handle problems that include materials with non linear properties. This formulation is used in the commercial program FLUX2D. To illustrate one of the many applications, an A.C. electromagnet is studied. L'analyse des dispositifs électrotechniques est souvent limitée par les sources d'alimentation. En effet, dans le cas de conducteurs massifs, la valeur de la tension est requise, alors que, dans le cas de conducteurs bobinés, le courant doit être connu. Ces restrictions sont dues à la nature des équations de champ. Une nouvelle formulation est proposée qui permet de choisir la source d'alimentation et d'autoriser tous les types de connexions entre les composants. Deux types de “conducteurs magnétiques” sont considérés : les conducteurs massifs, dans lesquels des courants de Foucault peuvent être induits et les conducteurs bobinés sans courants de Foucault. Une équation associant le potentiel vecteur magnétique, le courant et la tension est établie pour chaque type de

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

    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

  19. Report by the AERES on the unit: Reactor Study Department (DER) under the supervision of the establishments and bodies: Atomic Energy and Alternative Energies Commission (CEA); Rapport de l'AERES sur l'unite: Departement d'Etudes des Reacteurs (DER) sous tutelle des etablissements et organismes: CEA

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-02-15

    This report is a kind of audit report on a research laboratory, the DER (Departement d'Etudes des Reacteurs, Reactor Study Department) whose activity if focused on four main themes: neutron transport simulation in reactor cores, thermal-hydraulic simulation of reactors, design and safety of innovative reactors, nuclear instrumentation for reactors. The authors discuss an assessment of the whole unit activities in terms of strengths and opportunities, aspects to be improved, risks and recommendations, productions and publications, scientific quality, influence and attractiveness (awards, recruitment capacity, capacity to obtain financing and to tender, participation to international programs), strategy and governance, and project. These same aspects are then discussed and commented for each theme

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  4. 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

  5. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  6. Study of the dispersion phenomena connected with the absorption by recoilless nuclear resonance fluorescence; Etude des phenomenes de dispersion lies a l'absorption resonnante sans recul des noyaux atomiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-12-01

    In nuclear resonance fluorescence as in the optical field abnormal dispersion curves are related to the absorption lines. It is possible, by using quadrupolar or magnetic splitting of the line in the case of recoilless resonance fluorescence (Moessbauer effect) to obtain differential dispersion effects between the two orthogonal linear or the two inverse circular components of the incident gamma radiation. These effects induce bi-refraction phenomena or Faraday rotation on the gamma beam, which have been studied on Fe-57 enriched absorbers. (author) [French] Comme dans le domaine optique, aux raies d'absorption de fluorescence resonnante des noyaux atomiques sont associees des courbes de dispersion anormale. Les decompositions des raies d'absorption de fluorescence resonnante sans recul (raies Moessbauer) par couplage quadrupolaire ou effet Zeeman permettent d'obtenir des effets dispersifs differentiels entre composantes lineaires orthogonales ou circulaires inverses du rayonnement gamma incident. Ces effets se traduisent par des phenomenes de birefringence ou de rotation Faraday, qui ont pu etre etudies sur des milieux enrichis en fer-57. (auteur)

  7. Analysis and development of spatial hp-refinement methods for solving the neutron transport equation; Analyse et developpement de methodes de raffinement hp en espace pour l'equation de transport des neutrons

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fournier, D.

    2011-10-10

    comparaison de ces deux estimateurs est faite sur des benchmarks dont on connait la solution exacte grace a des methodes de solutions manufacturees. On peut ainsi analyser le comportement des estimateurs au regard de la regularite de la solution. Grace a cette etude, une strategie de raffinement hp utilisant ces deux estimateurs est proposee et comparee a d'autres methodes rencontrees dans la litterature. L'ensemble des comparaisons est realise tant sur des cas simplifies ou l'on connait la solution exacte que sur des cas realistes issus de la physique des reacteurs. Ces methodes adaptatives permettent de reduire considerablement l'empreinte memoire et le temps de calcul. Afin d'essayer d'ameliorer encore ces deux aspects, on propose d'utiliser des maillages differents par groupe d'energie. En effet, l'allure spatiale du flux etant tres dependante du domaine energetique, il n'y a a priori aucune raison d'utiliser la meme decomposition spatiale. Une telle approche nous oblige a modifier les estimateurs initiaux afin de prendre en compte le couplage entre les differentes energies. L'etude de ce couplage est realisee de maniere theorique et des solutions numeriques sont proposees puis testees

  8. Determination of local boiling in light water reactors by correlation of the neutron noise; Determination de l'ebullition locale dans les reacteurs a eau legere par correlation du bruit neutronique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    The power limit of swimming-pool type reactors depends on the phenomenon of the appearance of burn-out. In order to determine this limit we have attempted to detect the local boiling which usually occurs before the burn out. Local boiling has been simulated by an electrically heated plate placed in the core of the reactor Siloette. The study of local boiling, which is based on the properties of the correlation functions for the neutron noise of detectors placed in the core, shows that a privileged frequency occurs in the power spectrum of the noise. It is intended in the future to determine the influence of various parameters on this characteristic frequency. (author) [French] La limitation de la puissance des reacteurs nucleaires de type piscine est due au phenomene d'apparition de 'burn out'. Pour determiner cette limitation, nous nous sommes proposes dans ce rapport de detecter l'ebullition locale qui apparait generalement avant le 'burn out'. L'ebullition locale a ete simulee par une plaque chauffee electriquement et placee dans le coeur du reacteur SILOETTE. L'etude de l'ebullition locale, qui est basee sur les proprietes des fonctions de correlation du bruit neutronique de detecteurs places clans le coeur, fait apparaitre une frequence privilegiee dans le spectre de puissance du bruit. On envisage dans l'avenir, de determiner l'influence des divers parametres sur cette frequence caracteristique. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  10. 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

  11. Etude hyperfrequence et ultrasonore des supraconducteurs organiques kappa-(ET)(2)X (X = copper(thiocyanogen), copper[N(CN)(2)]bromine)

    Science.gov (United States)

    Frikach, Kamal

    2001-09-01

    Dans ce travail je presente une etude de l'impedance de surface, ainsi que de l'attenuation et la variation de la vitesse ultrasonores dans les etats normal et supraconducteur sur les composes organiques k-(ET)2X (X = Cu(SCN) 2, Cu[N(CN)2]Br). A partir des mesures d'impedance de surface, les deux composantes sigma 1 et sigma2 de la conductivite complexe sont extraites en utilisant le modele de Drude. Ces mesures montrent que la symetrie du parametre d'ordre dans ces composes est differente de celle du cas BCS. Afin de comprendre le profil de sigma1 (T) nous avons etudie les fluctuations supraconductrices a partir de la paraconductivite sigma'( T). Cette etude est rendue possible grace a la structure quasi-2D des composes k-(ET)2X dans lesquelles les fluctuations supraconductrices sont fortes. Ces dernieres sont observees sur deux decades de temperatures dans le Cu(SCN)2. L'application du modele de Aslamazov-Larkin 2D et 3D montre la possibilite du passage du regime 2D a haute temperature au regime 3D au voisinage de Tc. En se basant sur ce resultat, nous avons calcule la paraconductivite en utilisant une approche a l'ordre d'une boucle a partir du modele de Lawrence-Doniach. En tenant compte de la correction par la self energie dans la limite dynamique (17 GHz), l'ajustement de la paraconductivite calculee est en bon accord avec les donnees experimentales. Le couplage interplan obtenu est compatible avec le caractere quasi-2D des composes organiques. Le temps de relaxation des quasi-particules dans l'etat supraconducteur est ensuite extrait pour la premiere fois dans ces composes dont le comportement en fonction de la temperature est compatible avec la presence des noeuds dans le gap. Dans l'etat normal, la variation de la vitesse ultrasonore presente un comportement anormal caracterise par un fort ramollissement a T = 38 K et 50 K dans k-(ET) 2Cu(SCN)2 et k-(ET)2Cu[N(CN) 2]Br respectivement dont l'amplitude est independante du champ magnetique jusqu'a H = Hc 2

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

    radioactivity exposure considerations. Recent full-scale inspection and overhaul of the Dresden turbine provided no maintenance problems, after over 12 000 h of operation on direct-cycle steam and after operation with known failed fuel elements in the reactor. (author) [French] On a maintenant acquis une experience appreciable dans l'exploitation des centrales equipees de reacteurs a eau bouillante. Vers la fin de 1962, on avait produit plus de 2,2.10{sup 9} kWh dans trois centrales nucleaires rattachees a des reseaux de distribution: la centrale de Dresden (Commonwealth Edison Company, Morris, Illinois), la centrale de Vallecitos (Pacific Gas and Electric Company and General Electric Company, Pleasanton, Californie) et la centrale de Kahl (Rheinish-Westfaiisches Elektrizitatswerk et Bayemwerk, a Kahl-sur-le-Main, Republique federale d'Allemagne). Le rendement de ces reacteurs a eau bouillante, exploites dans les conditions normales de production d'electricite, est excellent. On peut donc s'attendre que les centrales a eau bouillante continueront d'etre sures, etant donne le facteur de disponibilite et le facteur de puissance des reacteurs et des installations de ce type. Au cours de 1963, quatre nouvelles centrales equipees de reacteurs a eau bouillante entreront en service: la centrale de Big Rock Point (Consumers Power Company, Charlevoix, Michigan), la centrale de Humboldt Bay (Pacific Gas and Electric Company, Eureka, Californie), la centrale de Garigliano (Societa Elettronucleare Nazionale, Scauri, Italie) et la centrale de demonstration japonaise (Institut de recherches nucleaires du Japon, Tokai Mura, Japon). Les resultats obtenus lors du demarrage et pendant le fonctionnement initial de ces installations confirment les espoirs suscites par les centrales de Dresden, Kahl et Vallecitos. Les journaux de marche des centrales de Dresden, Kahl et Vallecitos mettent en evidence la stabilite et la securite des reacteurs a eau bouillante. De plus, les niveaux de rayonnements

  14. Coupling of a real time computer to nuclear detectors systems; Couplage d'un calculateur en temps reel a un ensemble experimental de detection

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-06-01

    Electronic computers are now included in nuclear physics experiment systems. This corresponds to a general trend to replace conventional multichannel analyzers by on line, real time, computers. An one line computer performing nuclear data acquisition and storage, offers the advantage of reduction and calculation routines in real time. This advantage becomes a need when the number of experimental parameters increase. At the Saclay variable energy cyclotron we have connected a C 90-10 computer of C.I.I. We describe the input/output hardware features. In order to establish a dialogue with physicists, we have built a main display unit able to control many display consoles at different points: we describe them as well as some utility routines. (author) [French] Les experiences de physique nucleaire font appel, de plus en plus, a des calculateurs electroniques. Ceux-ci se substituent alors aux analyseurs multicanaux traditionnels. Un calculateur en ligne assurant l'acquisition et le stockage des donnees experimentales, presente l'avantage de pouvoir executer, en temps reel, des programmes simples de calcul et de reduction. Nous montrons la necessite de prise en charge, par un calculateur, des experiences de physique nucleaire ou le nombre des parametres experimentaux devient important. Au cyclotron a energie variable de Saclay, la solution retenue est l'emploi d'un calculateur C 90-10 de la C.I.I. Nous decrivons les interfaces necessaires au couplage. Afin d'assurer un dialogue avec les physiciens, un systeme de visualisation est realise; nous le decrivons ainsi que quelques programmes types d'utilisation de l'ensemble du systeme. (auteur)

  15. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  19. Purification by molecular sieve of helium used as inert cover gas in nuclear reactors; Epuration de l'helium de couverture des reacteurs nucleaires par adsorption sur tamis moleculaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    A method carried out at fairly low temperatures (between -50 and -80 deg. C) has been studied for the purification of the helium used as cover gas for heavy water in reactors. The use of the 5A molecular sieve has been adopted because of its superiority over other adsorbents in this temperature range. The particular problems connected with adsorption under dynamic conditions have been dealt with separately. The nitrogen adsorption isotherms have been plotted and the heat of adsorption calculated. (authors) [French] Une methode d'epuration, a temperature moderement basse (comprise entre -50 et -80 deg. C) de l'helium servant de couverture inerte a l'eau lourde des reacteurs a ete etudiee. L'emploi au tamis moleculaire 5A a ete retenu pour la superiorite de celui-ci sur d'autres adsorbants dans ce domaine de temperatures. Les problemes particuliers a l'adsorption en regime dynamique ont ete separement traites. Les isothermes d'adsorption d'azote ont ete tracees et la chaleur d'adsorp. tion calculee. (auteurs)

  20. 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)

  1. 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

  2. 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)

  3. 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)

  4. The industrial production of fuel elements; La fabrication en france des elements combustibles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boussard, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Nadal, J [Societe Industrielle de Combustible Nucleaire (SICN), 75 - Paris (France); Pellen, A [Compagnie pour l' Etude et la Realisation de Combustibles Atomiques (CERCA), 75 - Paris (France)

    1964-07-01

    -pool type reactors. The authors show how the problem of the industrial production of rolled fuel elements has been solved in France, and give the three steps involved: 1 - Assembly of the plates made in the U.S.A., 2 - Rolling of the cores made in the U.S.A. to obtain the plates, 3 - Fabrication of the U-Al alloy and production of the cores. They then recall briefly the characteristics of the different fuel elements now in production. A description is given of the various stages of the production including information about the equipment; stress is laid on the extent of the controls carried out at each stage. In conclusion the authors consider the future development of this type of production taking into account the improvements planned and those which are possible. (authors) [French] Les auteurs traitent successivement de la fabrication industrielle des elements combustibles pour reacteurs de puissance de la filiere U naturel graphite-gaz et plus particulierement pour les centrales energetiques d'E.D.F. et de celle des elements combustibles a base d'U enrichi destines aux reacteurs experimentaux du type 'piscine'. 1ere Partie - LES ELEMENTS COMBUSTIBLES AVANCES POUR LES REACTEURS E.D.F.: Apres un bref rappel des caracteristiques des elements combustibles actuellement fabriques industriellement pour les reacteurs de MARCOULE et de CHINON, les auteurs indiquent les differentes etapes suivies pour aboutir au stade de la fabrication industrielle d'un element combustible nouveau, tant en ce qui concerne la gaine et eventuellement la chemise de graphite que le combustible lui-meme. Pour ce qui est de l'elaboration du combustible, ils decrivent les differentes operations en insistant sur les points originaux de la fabrication et de l'appareillage tels que: - coulees en moules chauds, - traitement thermique des alliages U.Mo 1 p. 100, - soudure des pastilles de fermeture des tubes, - gainage - controle aux differents stades. En ce qui concerne la fabrication des gaines, ils

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-01

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

  7. 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)

  8. 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

  9. 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)

  10. General design and main problems of a gas-heavy-water power reactor contained in a pressure vessel; Conception generale et principaux problemes d'un reacteur de puissance eau lourde-gaz contenu dans un caisson resistant

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    In the framework of research carried out on a CO{sub 2}-cooled power reactor moderated by heavy water, the so-called 'pressure vessel' solution involves the total integration of the core, of the primary circuit (exchanges and blowers) and of the fuel handling machine inside a single, strong, sealed vessel made of pre-stressed concrete. A vertical design has been chosen: the handling 'attic' is placed above the core, the exchanges being underneath. This solution makes it possible to standardize the type of reactor which is moderated by heavy-water or graphite and cooled by a downward stream of carbon dioxide gas; it has certain advantages and disadvantages with respect to the pressure tube solution and these are considered in detail in this report. Extrapolation presents in particular.problems due specifically to the heavy water (for example its cooling,its purification, the balancing of the pressures of the heavy water and of the gas, the assembling of the internal structures, the height of the attic, etc. (authors) [French] Dans le cadre des etudes d'un reacteur de puissance modere a l'eau lourde et refroidi-au gaz carbonique, la solution dite 'en caisson' consiste en une integration totale du coeur, du circuit primaire (echangeurs et soufflantes) et du dispositif de manutention du combustible a l'interieur d'un meme caisson etanche et resistant en beton precontraint. La disposition envisagee est verticale; le grenier de manutention est dispose au-dessus du coeur, les echangeurs en dessous. Cette solution, qui permet d'uniformiser les types de reacteurs moderes a l'eau lourde ou au graphite et refroidis par une circulation descendante de gaz carbonique presente, par rapport a la solution a tube de force, des avantages et des inconvenients qui sont analyses dans cette etude. L'extrapolation pose, en particulier, des problemes specifiques a l'eau lourde (tels que son refroidissement, son epuration, l'equilibrage des pression entre l'eau lourde et le gaz, le montage

  11. 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

  12. Le modele de Hubbard bidimensionnel a faible couplage: Thermodynamique et phenomenes critiques

    Science.gov (United States)

    Roy, Sebastien

    Une etude systematique du modele de Hubbard en deux dimensions a faible couplage a l'aide de la theorie Auto-Coherente a Deux Particules (ACDP) dans le diagramme temperature-dopage-interaction-sauts permet de mettre en evidence l'influence des fluctuations magnetiques sur les proprietes thermodynamiques du systeme electronique sur reseau. Le regime classique renormalise a temperature finie pres du dopage nul est marque par la grandeur de la longueur de correlation de spin comparee a la longueur thermique de de Broglie et est caracterisee par un accroissement drastique de la longueur de correlation de spin. Cette croissance exponentielle a dopage nul marque la presence d'un pic de chaleur specifique en fonction de la temperature a basse temperature. Une temperature de crossover est alors associee a la temperature a laquelle la longueur de correlation de spin est egale a la longueur thermique de de Broglie. C'est a cette temperature caracteristique, ou est observee l'ouverture du pseudogap dans le poids spectral, que se situe le maximum du pic de chaleur specifique. La presence de ce pic a des consequences sur l'evolution du potentiel chimique avec le dopage lorsque l'uniformite thermodynamique est respectee. Les contraintes imposees par les lois de la thermodynamique font en sorte que l'evolution du potentiel chimique avec le dopage est non triviale. On demontre entre autres que le potentiel chimique est proportionnel a la double occupation qui est reliee au moment local. Par ailleurs, une derivation de la fonction de mise a l'echelle de la susceptibilite de spin a frequence nulle au voisinage d'un point critique marque sans equivoque la presence d'un point critique quantique en dopage pour une valeur donnee de l'interaction. Ce point critique, associe a une transition de phase magnetique en fonction du dopage a temperature nulle, induit un comportement non trivial sur les proprietes physiques du systeme a temperature finie. L'approche quantitative ACDP permet de

  13. 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

  14. Operating Experience with the VERA Zero-Energy Fast Reactor; Fonctionnement du Reacteur VERA a Neutrons Rapides, de Puissance Zero; Opyt ehkspluatatsii reaktora VERA na bystrykh nejtronakh nulevoj moshchnosti; Experiencia Adquirida con el Reactor Rapido VERA de Potencia Nula

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Weale, J. W.; McTaggart, M. H.; Goodfellow, H.; Paterson, W. J. [Atomic Weapons Research Establishment, Aldermaston (United Kingdom)

    1964-02-15

    The design of a two-halves zero-energy fast reactor is briefly described, particular emphasis being placed on those features which determine the practicability and precision of reactor physics measurements. The advantages and disadvantages of the design are discussed with reference to the two years' operating experience of the reactor. The following topics are dealt with: the experimental convenience of the lay-out and of the two halves design; the size and precision of the fuel pieces and the accuracy of location of the fuel elements; the effects of edge irregularities and heterogeneity of structure on the accuracy with which the critical mass of an 'ideal' equivalent assembly is determined; reproducibility of the critical condition after dismantling the assembly, or separating the two halves; variation of reactivity with separation of the halves, including effects of asymmetric loading; sensitivity of various counters, neutron source strength, use of an accelerator neutron source; speed of response of safety circuits and consequent restrictions on rate of assembly of the two halves; additional precautions necessary in using plutonium fuel; and notes on the accuracy of measurement of reactivity and on the practical limitations affecting various other reactor physics measurements. (author) [French] Les auteurs decrivent brievement ce modele de reacteur a neutrons rapides et de puissance zero construit en deux moities, en insistant particulierment sur les caracteristiques qui determinent la possibilites de faire des mesures relatives a la physique des reacteurs et la precision de ces mesures. Ils exposent les avantages et les inconvenients de ce modele compte tenu de l'experience acquise au cours des deux annees de fonctionnement du reacteur. Ils traitent les sujets suivants: interet pratique, au point de vue experimental, du plan de ce reacteur et de sa constitution en deux moities; dimension et precision des pieces de combustible et exactitude de l'emplacement des

  15. 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)

  16. 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.

  17. Angular analyses in relativistic quantum mechanics; Analyses angulaires en mecanique quantique relativiste

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-06-01

    This work describes the angular analysis of reactions between particles with spin in a fully relativistic fashion. One particle states are introduced, following Wigner's method, as representations of the inhomogeneous Lorentz group. In order to perform the angular analyses, the reduction of the product of two representations of the inhomogeneous Lorentz group is studied. Clebsch-Gordan coefficients are computed for the following couplings: l-s coupling, helicity coupling, multipolar coupling, and symmetric coupling for more than two particles. Massless and massive particles are handled simultaneously. On the way we construct spinorial amplitudes and free fields; we recall how to establish convergence theorems for angular expansions from analyticity hypothesis. Finally we substitute these hypotheses to the idea of 'potential radius', which gives at low energy the usual 'centrifugal barrier' factors. The presence of such factors had never been deduced from hypotheses compatible with relativistic invariance. (author) [French] On decrit un formalisme permettant de tenir compte de l'invariance relativiste, dans l'analyse angulaire des amplitudes de reaction entre particules de spin quelconque. Suivant Wigner, les etats a une particule sont introduits a l'aide des representations du groupe de Lorentz inhomogene. Pour effectuer les analyses angulaires, on etudie la reduction du produit de deux representations du groupe de Lorentz inhomogene. Les coefficients de Clebsch-Gordan correspondants sont calcules dans les couplages suivants: couplage l-s couplage d'helicite, couplage multipolaire, couplage symetrique pour plus de deux particules. Les particules de masse nulle et de masse non nulle sont traitees simultanement. Au passage, on introduit les amplitudes spinorielles et on construit les champs libres, on rappelle comment des hypotheses d'analyticite permettent d'etablir des theoremes de convergence pour les developpements angulaires. Enfin on fournit un substitut a la

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  19. 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

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    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)

  20. 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

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    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

  1. 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

  2. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    traite le probleme des usines de traitement de l'uranium naturel irradie associees a des centrales nucleaires a uranium naturel-graphite CO{sub 2}. La localisation et la production annuelle des reacteurs, les sites possibles d'usines et les fonctions de cout (transport et retraitement) sont supposes connus. La methode consiste a traiter d'abord le probleme des usines de traitement comme un probleme de programmation dynamique, des tranches croissantes de programmes (production totale des reacteurs) etant explorees sequentiellement. Lorsque les quantites d'uranium naturel irradie a retraiter sont fixees, la minimisation du cout de transport est alors effectuee, elle aussi comme un probleme de programmation dynamique. On explore le voisinage de l'optimum du cout de traitement pour trouver le minimum de la somme d'un cout de traitement sous-optimal et du cout de transport optimal correspondant. Le probleme de retraitement etant representable sur un graphe sequentiel, l'algorithme utilise pour calculer les sous-optima est 'l'algorithme a reflexion' que nous avons elabore. La methode s'interprete comme un mecanisme general de determination de l'optimum lorsque, a un probleme dynamique sequentiel (par exemple un programme d'equipement), se superpose un probleme complementaire (par exemple de transport). Elle permet en outre d'evaluer les pertes resultant du choix, pour des raisons autres qu'economiques, d'une politique non optimale. (auteur)

  4. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  5. 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.)

  6. Étude numérique du couplage thermohydromécanique dans les roches. Influence des termes de couplage non linéaires pour un matériau isotrope linéaire Numerical Analysis of a Thermohydromechanical Coupling in Rocks. Influence of Nonlinear Coupling Terms on a Linear Isotropic Material

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Henry J. P.

    2006-11-01

    Full Text Available Nous présentons dans ce travail une étude numérique basée sur la méthode des éléments finis, du comportement thermoporoélastique de certaines roches. Les trois effets de couplage : déformabilité de la roche, pression interstitielle et température sont pris en compte simultanément dans la résolution numérique. Une application simple sur un puits pétrolier en conditions axisymétriques est finalement présentée afin de dégager en particulier l'influence du terme de couplage convectif non linéaire, obtenu dans l'équation de diffusivité thermique, sur l'évolution de la température et de la pression interstitielle autour du forage. This article describes a finite-element method for solving the problem of nonlinear coupling between interstitial pressure and temperature during stress on a poroelastic rock. Such coupling phenomena occur during massive injection of cold water into a petroleum borehole for example. The implementation of such a numerical solution, used here with the assumption of small deformations, first requires a review of the behavior law of the material (Eq. 2. 2 and of the equations for hydraulic diffusivity (Eq. 2. 3 and thermal diffusivity (Eq. 2. 4. This last equation (2. 4 is the one containing the nonlinear coupling terms in Grad P Grad P and Grad T. Grad P. During simulation of flow at a high flow rate, these products can no longer be neglected as shown by the results in Fig. 2. The variational formulation of the problem is then determined in relation to the three equations for equilibrium, thermal diffusivity and hydraulic diffusivity. After geometric and temporal discretizations, this formulation leads to a finite-element calculating scheme resulting in the simultaneous solving of all three equations. This solution, based on the inversion of the system of equations (2. 15, requires the updating of the rigidity matrix at each time step to take nonlinear coupling into consideration. Calculations with an

  7. 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)

  8. 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

  9. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  11. Study of the strength of the internal can for internally and externally cooled fuel elements intended for gas graphite reactors; Etude de la tenue de la gaine interne pour-element combustible a refroidissement interne et externe d'un reacteur graphite-gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boudouresque, B; Courcon, P; Lestiboubois, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The cartridge of an internally and externally cooled annular fuel element used in gas-graphite reactors is made up of an uranium fuel tube, an external can and an internal can made of magnesium alloy. For the thermal exchange between the internal can and the fuel to be satisfactory, it is necessary for the can to stay in contact with the uranium under all temperature conditions. This report, based on a theoretical study, shows how the internal can fuel gap varies during the processes of canning, charging into the reactor and thermal cycling. The following parameters are considered: tube diameter, pressure of the heat carrying gas, gas entry temperature, plasticity of the can alloy. It is shown that for all operating conditions the internal can of a 77 x 95 element, planned for a gas-graphite reactor with a 40 kg/cm{sup 2} gas pressure, should remain in contact with the fuel. (authors) [French] La cartouche d'un element combustible annulaire, a refroidissement interne et externe pour reacteur graphite-gaz, est composee d'un tube combustible en uranium, d'une gaine externe et d'une gaine interne en alliage de magnesium. Pour que l'echange thermique entre la gaine interne et le combustible soit bon, il faut que la gaine reste appliquee sur l'uranium quel que soit le regime de temperature. Cette note a pour but de montrer comment, d'apres une etude theorique, le jeu combustible-gaine interne varie au cours des operations de gainage, de chargement dans le reacteur, et des cyclages thermiques. Les parametres suivants sont etudies: diametres de tube, pression du gaz caloporteur, temperature d'entree du gaz, plasticite de l'alliage de gaine. Il est montre que, quel que soit le regime de fonctionnement, la gaine interne d'un element 77 x 95, en projet pour un reacteur graphite-gaz sous pression de 40 kg/cm{sup 2}, doit rester appliquee sur le combustible. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  13. 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)

  14. Les métamatériaux, des micro-ondes à l'optique : théorie et applications

    Science.gov (United States)

    Kante, B.

    2010-04-01

    Cet article constitue une contribution originale et importante à la compréhension à la fois théorique et expérimentale des métamatériaux en micro-ondes et en infrarouge. Nous avons réalisé et caractérisé sur silicium des nano-structures metallo-diélectriques, briques de base des métamatériaux infrarouge et optique. Des caractérisations optiques exhaustives ont été réalisées pour la première fois sur ces structures en amplitude et en phase par interférométrie. Des topologies plus simples de métamatériaux d’un point de vue technologique et des performances optiques ont été introduites, et leur potentiel démontré dans la réalisation de fonctions aussi complexes que la réfraction négative, le couplage de mode plasmoniques, les nano senseurs pour la biologie et l’invisibilité électromagnétique en infrarouge. Les transformations d’espace, et le nouveau paradigme qu’elles offrent à l’optique, rendant possible une ingénierie de l’espace pour les photons ainsi que leur implémentation par métamatériaux ont été présentés par la première démonstration expérimentale d’une cape d’invisibilité non magnétique.

  15. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  16. 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)

  17. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  19. 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)

  20. 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)

  1. Analysis of FFAG accelerators and the evolution of circular accelerators; L'analyse des accelerateurs FFAG et l'evolution des accelerateurs circulaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Laslett, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; [Iowa State Univ., U.S. Office of Naval Research, Dept. of Physics and Institute for Atomic Research, Ames (United States)

    1961-07-01

    After rapidly comparing circular machines with the linear accelerator and the reasons for the choice of an annular high energy and very high intensity accelerator, recent problems concerning accelerator theory are discussed, with emphasis on their physical character. The FFAG principle. The limit of the energy of FFAG cyclotron. The setting-up and interpreting of mean energy of focusing terms for a spiral FFAG synchrotron. The limiting amplitude stable near the non-linear resonance 2Q{sub z} = Q{sub r}, as well as the linear coupling resonance of Walkinshaw 2Q{sub z} = Q{sub r}. The crossed-beam accelerator. The 40 MeV electron model of MURA. Two other parts deal with linear and non-linear methods of injection and extraction using a variable disturbance applied to the magnetic field, as well as to collective effects. The interaction of the beam with the accelerating cavities and the walls. The modification of the phase oscillation equation. The influence of the beams' high frequency fields on the Nielsen longitudinal instability. (author) [French] Apres une comparaison rapide des machines circulaires avec l'accelerateur lineaire et une motivation du choix en faveur d'un accelerateur circulaire de haute energie et tres haute intensite, des problemes recents de la theorie des accelerateurs sont discutes, en insistant sur leur contenu physique. Le principe FFAG. La limitation en energie des cyclotrons FFAG. L'etablissement et l'interpretation des termes de la force moyenne de focalisation d'un synchrotron FFAG spirale. L'amplitude de limite stable a proximite de la resonance non-lineaire Q{sub r} = N/3, ainsi que la resonance lineaire de couplage de Walkinshaw 2Q{sub z} = Q{sub r}. L'accelerateur a faisceaux croises. Le modele a electrons de 40 MeV du MURA. Deux autres chapitres sont consacres a des methodes lineaires et non-lineaires d'injection et d'extraction a l'aide d'une perturbation variable appliquee au champ magnetique, ainsi qu'aux effets collectifs. L

  2. Magnetic properties of Kramers rare earth ions in aluminium and gallium garnets; Proprietes magnetiques des ions de kramers des terres rares dans les grenats de terres rares et d'aluminium et les grenats de terres rares et de gallium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    The magnetic properties of Kramers rare earth ions in aluminium and gallium garnets (MAlG and MGaG) are discussed by means of a molecular field treatment. The symmetry properties of the space group permit to establish a parametrization for the magnetic dipolar and exchange couplings. The magnetic properties of the system can be expressed in terms of these parameters and the g factors of the rare earth ions. We have calculated the transition temperatures, the sub-lattice magnetizations, the susceptibility in the paramagnetic region and the antiferromagnetic susceptibility for a special type of magnetic ordering. The influence of the excited Kramers doublets is described by means of a generalization of the usual g tensor. (authors) [French] Les proprietes magnetiques des ions de Kramers des terres rares dans les grenats de terre rare et d'aluminium et les grenats de terre rare et de gallium sont discutees a l'aide d'un traitement du champ moleculaire. Les proprietes de symmetrie du groupe d'espace permettent d'exprimer les couplages dipolaires et les interactions d'echange en fonction de quelques parametres. Les proprietes magnetiques peuvent etre exprimees en fonction de ces parametres et les facteurs g des ions de terre rare. Nous avons calcule les temperatures de transition, les aimantations des sous-reseaux pour 0des doublets de Kramers superieurs a ete estimee par l'introduction des facteurs g generalises. Ulterieurement nous donnerons une etude sommaire pour des ions non de Kramers. (auteurs)

  3. 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

  4. Rapsodie; Rapsodie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  5. 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)

  6. 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)

  7. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  9. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  10. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  12. 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

  13. 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

  14. Les enjeux des marchés du colza et de ses dérivés

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Dronne Yves

    2003-05-01

    Full Text Available Le colza représente dans l’Union Européenne (UE la première graine oléagineuse produite localement, la principale huile végétale produite et consommée dans cette zone, et une source de protéines pour l’alimentation animale de grande importance à côté du tourteau de soja essentiellement importé sous forme de graines et de tourteaux à partir de l’Amérique du Nord et du Sud. Alors que les marchés potentiels des co-produits du colza, de plus en plus diversifiés, demeurent très importants pour l’alimentation humaine, animale et les usages techniques, la production n’augmente que faiblement depuis un certain nombre d’années en raison d’une part de la difficile compétition de cette culture par rapports aux autres spéculations végétales de l’UE et notamment au blé, et d’autre part de la forte pression sur les prix qu’exerce l’environnement international, où dominent de plus en plus les tourteaux de soja pour les matières riches en protéines et les huiles de palme et de soja pour les matières grasses végétales. Cette situation est d’abord en relation avec l’évolution de la Politique Agricole Commune (PAC où, depuis la mise en place de l’Agenda 2000, les graines oléagineuses ont subi un découplage « vers le bas » avec un abaissement des aides directes pour ces produits au niveau de celles attribuées aux céréales, alors qu’aux Etats-Unis, depuis le Fair Act de 1996, le soja comme les autres oléagineux a bénéficié d’un découplage « vers le haut », avec l’attribution à ces produits des mêmes avantages que pour les céréales. La transformation du soutien par les prix aux producteurs de soja et autres oléagineux en soutien des revenus par la création des Marketing Loans a contribué à un effondrement des prix mondiaux des huiles et tourteaux à partir de 1998 qui a pénalisé l’ensemble des producteurs mondiaux d’oléagineux et notamment ceux de l’UE. Cette

  15. A fortran program for elastic scattering of deuterons with an optical model containing tensorial potentials; Programme fortran pour la diffusion elastique de deutons avec un modele optique contenant des termes tensoriels

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

    The optical model has been applied with success to the elastic scattering of particles of spin 0 and 1/2 and to a lesser degree to that of deuterons. For particles of spin l/2, an LS coupling term is ordinarily used; this term is necessary to obtain a polarization; for deuterons, this coupling has been already introduced, but the possible forms of potentials are more numerous (in this case, scalar products of a second rank spin tensor with a tensor of the same rank in space or momentum can occur). These terms which may be necessary are primarily important for the tensor polarization. This problem is of particular interest at Saclay since a beam of polarized deuterons has become available. The FORTRAN program SPM 037 permits the study of the effect of tensorial potentials constructed from the distance of the deuteron from the target and its angular momentum with respect to it. This report should make possible the use and even the modification of the program. It consists of: a description of the problem and of the notation employed, a presentation of the methods adopted, an indication of the necessary data and how they should be introduced, and finally tables of symbols which are in equivalence or common statements: these tables must be considered when making any modification. (author) [French] Le modele optique a ete applique avec succes a la diffusion elastique des particules de spin nul et 1/2 et dans une moindre mesure a celle des deutons. Pour les particules de spin 1/2, on utilise habituellement un couplage LS, necessaire pour calculer la polarisation; pour les deutons, ce couplage a deja ete introduit, mais les formes de potentiel possibles sont plus nombreuses (intervention de produits scalaires d'un tenseur d'ordre 2 de spin avec un tenseur du meme ordre d'espace ou d'impulsion) et celles qui peuvent etre eventuellement necessaires ont une importance capitale pour la polarisation tensorielle. Ce probleme revet a Saclay un interet particulier depuis la mise

  16. A fortran program for elastic scattering of deuterons with an optical model containing tensorial potentials; Programme fortran pour la diffusion elastique de deutons avec un modele optique contenant des termes tensoriels

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

    The optical model has been applied with success to the elastic scattering of particles of spin 0 and 1/2 and to a lesser degree to that of deuterons. For particles of spin l/2, an LS coupling term is ordinarily used; this term is necessary to obtain a polarization; for deuterons, this coupling has been already introduced, but the possible forms of potentials are more numerous (in this case, scalar products of a second rank spin tensor with a tensor of the same rank in space or momentum can occur). These terms which may be necessary are primarily important for the tensor polarization. This problem is of particular interest at Saclay since a beam of polarized deuterons has become available. The FORTRAN program SPM 037 permits the study of the effect of tensorial potentials constructed from the distance of the deuteron from the target and its angular momentum with respect to it. This report should make possible the use and even the modification of the program. It consists of: a description of the problem and of the notation employed, a presentation of the methods adopted, an indication of the necessary data and how they should be introduced, and finally tables of symbols which are in equivalence or common statements: these tables must be considered when making any modification. (author) [French] Le modele optique a ete applique avec succes a la diffusion elastique des particules de spin nul et 1/2 et dans une moindre mesure a celle des deutons. Pour les particules de spin 1/2, on utilise habituellement un couplage LS, necessaire pour calculer la polarisation; pour les deutons, ce couplage a deja ete introduit, mais les formes de potentiel possibles sont plus nombreuses (intervention de produits scalaires d'un tenseur d'ordre 2 de spin avec un tenseur du meme ordre d'espace ou d'impulsion) et celles qui peuvent etre eventuellement necessaires ont une importance capitale pour la polarisation tensorielle. Ce probleme revet a Saclay un interet

  17. Controle optique de qubits lies a des centres isoelectroniques d'azote dans le GaAs

    Science.gov (United States)

    Ethier-Majcher, Gabriel

    Le traitement de l'information quantique est un domaine de recherche actuellement en pleine effervescence car il laisse entrevoir une revolution dans notre facon de traiter et d'echanger de l'information. D'une part, l'ordinateur quantique promet de resoudre des problemes comme la factorisation d'un polynome de facon beaucoup plus efficace qu'un ordinateur classique. D'autre part, les communications quantiques promettent l'echange d'information de facon fondamentalement inviolable. Afin de tirer pleinement profit de ces nouvelles technologies, il sera avantageux de construire des reseaux quantiques. Dans un tel reseau, des processeurs quantiques, les noeuds, seront connectes par des photons voyageant dans des fibres optiques. Les reseaux quantiques permettront de deployer les communications quantiques a grande echelle et de creer des super-ordinateurs quantiques. La realisation de reseaux quantiques necessitera des interfaces optiques pouvant echanger l'information de facon coherente entre un qubit (bit d'information quantique) et un photon. L'implementation de telles interfaces dans un systeme physique s'avere un important defi scientifique et technologique. Or, les systemes actuellement envisages a cette fin souffrent d'un faible couplage avec la lumiere ou encore de grandes inhomogeneites, constituant des obstacles a la realisation de reseaux a grande echelle. Dans cette these, le potentiel des centres isoelectroniques pour realiser des interfaces optiques est evalue. Deux types de qubits lies a des paires d'azote dans le GaAs sont consideres : les qubits excitoniques et les qubits de spin electronique, controlables par l'intermediaire d'excitons charges. Le controle optique complet des qubits excitoniques est demontre, ce qui constitue la premiere realisation du genre dans les centres isoelectroniques. L'observation d'excitons charges dans ce systeme, liant a la fois des trous lourds et des trous legers, laisse entrevoir de nouvelles possibilites afin de

  18. Magnox Fuel Cycles; Cycles des combustibles gaines de magnox; Toplivnye tsikly magnoks; Ciclos de combustible magnox

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Johnson, A. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Risley, Warrington, Lancs (United Kingdom)

    1963-10-15

    The interaction between reactivity flux and temperature distributions and irradiation patterns caused by different refuelling policies is considered and present calculation methods outlined. Various refuelling schemes for both batch and continuous discharge systems are compared. The problem of the efficient irradiation of the first charge is considered together with delayed onset refuelling and shuffling schemes. The economic advantages and problems of using non-natural uranium in flattened reactors are discussed. The practical consideration of on-load refuelling schemes on new reactors are considered and reference is made to the experience gained on Bradwell and Berkeley. The effect of the variation of fuel cost and endurance on fuel-cycle economics is outlined. (author) [French] L'auteur etudie en premier lieu l'interaction entre les distributions de la temperature du flux et de la reactivite, d'une part, et le regime de l'irradiation, d'autre part, dans le cas de differents programmes de rechargement du combustible et il decrit brievement les methodes de calcul actuelles. Il compare ensuite differents programmes de rechargement du combustible pour le dechargement par lots et le dechargement continu. Il etudie le probleme de l'irradiation effica ce de la premiere charge dans le cadre de programmes de remplacement et de deplacement des cartouches a action retardee. Il analyse les avantages economiques de l'utilisatio n d'uranium non naturel dans les reacteurs a flux aplati et les problemes qu'elle pose. Il examine les aspects pratiques des programmes de rechargement en marche pour les nouveaux reacteurs, en se referant a l'experience acquise au moyen des reacteurs de Bradwell et de Berkeley. Enfin, il decrit brievement les effets des variations du cout et de la resistance du combustible sur l'economie des cycles de combustible. (author) [Spanish] La memoria estudia la interaccion entre el flujo de reactividad y la distribucion de temperaturas, asi como los

  19. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  2. Testing of a reactimeter for a light water reactor in the range + 500 to - 5000 pcm; Essai d'un reactimetre pour reacteur a eau legere dans la gamme + 500, - 5000 pcm

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    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)

  3. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Engelmann, P [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

    1962-03-15

    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

  8. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  10. 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, font l'objet d'un programme important, tant hors pile que dans les piles de puissance (EDF 2

  11. Burn up physics; Physique des combustibles irradies

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    requires samples of the order of several kilograms only. The relationships between these measurements and the investigations of lattices are discussed, and an outline is given of the way of carrying out the systematic study of fuels of various compositions. The method has been successfully applied to the systematic study of irradiated fuels (analysed independently by the methods mentioned above) thus giving the possibility of measuring in situ the absorption of fission products. (author) [French] Cette communication expose un ensemble d'etudes theoriques et d'experiences, effectuees au CEA et destinees a faire progresser la connaissance de l'evolution de la reactivite (au cours de l'irradiation du combustible) dans les reacteurs a uranium naturel ou faiblement enrichi.,. On rappelle les difficultes de l'experimentation directe sur des masses importantes de combustible irradie - en particulier dans les reacteurs de puissance en fonctionnement - et on souligne la necessite d'experiences a caractere fondamental distinguant: d'une part l'evolution de la composition des combustibles (chaines de noyaux lourds, produits de fission), d'autre part l'effet des modifications de composition sur le bilan de neutrons. Avant de presenter trois categories d'experiences que l'on est conduit a entreprendre, on rappelle l'importance des problemes lies aux spectres de neutrons et on decrit rapidement les methodes pratiques de calcul utilisees. L'irradiation systematique de quelques types de combustibles, suivie de leur analyse chimique et isotopique est en cours depuis plusieurs annees. On donne un apercu de l'ensemble du programme experimental et on decrit les moyens et les methodes mis en oeuvre: chaine {alpha}, {beta}, {gamma} pour la preparation des echantillons, dosage du Plutonium par coulommetrie et double dilution isotopique, separation du Bore utilise dans certains cas pour la mesure des densites de neutrons integrees. On discute sur quelques exemples l'interpretation des mesures

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-15

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

  13. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  14. 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

  15. Groupement de recherche européen (GdRE du CNRS « Terres cuites architecturales et nouvelles méthodes de datation », bilan 2010

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Pierre Guibert et Christian Sapin

    2011-08-01

    Full Text Available Rappel de la problématique généraleIl s’agit, en partant des terres cuites architecturales, et en particulier de la brique utilisée au sein de maçonneries mixtes avec de la pierre, d’avancer de nouveaux paramètres dans le champ des datations possibles, en posant les questions des remplois, des déplacements, des productions et, en définitive, de la place du composant dans une structure.À partir d’édifices phares de l’Ouest de la France, nous avons montré comment le couplage des études de bâti ...

  16. 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.)

  17. 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.)

  18. 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.)

  19. 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)

  20. 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

  1. {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)

  2. 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

  3. 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)

  4. 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.)

  5. 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

    constructed. Its mechanical design gives considerable flexibility so that, for instance, measurements parallel and perpendicular to the fuel rods are greatly facilitated. A programme of steady-state measurements is under way. Future work is outlined, and includes fine structure measurements, voidage effects and pulsed neutron studies. (author) [French] Le Departement du genie nucleaire de l'Universite de Manchester a ete cree en 1959. Depuis lors, les etudes post-universitaires de physique des reacteurs se sont progressivement developpees et elargies en partant virtuellement de zero; les travaux ont porte sur les reseaux a eau ordinaire et notamment sur les experiences exponentielles a uranium naturel et a eau ordinaire alimentees par un accelerateur de particules. Les auteurs passent en revue les travaux effectues, etudient les resultats obtenus, donnent des apercus sur les recherches futures et illustrent leur expose par la description de diverses techniques experimentales adoptees a Manchester, qui sont peu onereuses et ne necessitent qu'un personnel reduit. Les principaux sujets de recherches sont decrits ci-apres. Les auteurs ont etudie la diffusion des neutrons dans l'eau ordinaire en employant successivement la methode de la source puisee et celle de la source stationnaire. Avec la premiere methode, ils se sont astreints a faire une analyse harmonique complete, au point d'etudier effectivement les modes superieurs alors que, par le passe, ont cherchait seulement a les eliminer. Au moyen de la methode de la source stationnaire, ils ont cherche surtout a eliminer tous les effets dus a la dimension de la source finie et du detecteur, al'activation par resonance, a la perturbation du flux, etc. Ils discutent et comparent les resultats de ces deux etudes. Le memoire decrit ensuite une mesure tres precise des sections efficaces d'absorption, egalement en cours, par la methode des neutrons puises, en prenant soin d'eliminer les effets harmoniques et autres, generateurs d

  6. La refonte d'une offre de services dans un contexte de changement : méthode, impact et opportunité pour les professionnels de l'information-documentation

    OpenAIRE

    Cossutta , Aurélie

    2014-01-01

    L'auteure de ce mémoire professionnel rend compte d'une mission de refonte d'une offre de services informationnels au sein de la Direction recherche et développement de l'Afdas, organisme gestionnaire de la formation professionnelle pour les secteurs de la communication, des médias, de la culture et des loisirs. Le projet a été conduit en mobilisant les outils d'analyse et de diagnostic suivants : l'analyse fonctionnelle et l'analyse des couplages socio-techniques, les techniques d'enquêtes, ...

  7. 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)

  8. 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.)

  9. Experimental study on the impedance of linear discharge R.F. ion sources - modifications on the 'MOAK' type source; Etude experimentale de l'impedance des sources d'ions H. F. a decharge lineaire - modifications au modele de source du types 'MOAK'

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-15

    A method of measuring the ion R.F. source impedance is described, and the influence of the working parameters on that impedance is studied. The origin of some working anomalies is deduced with a new coupling method. The gas flow is decreased by modifying the geometry of the discharge vessel. (author) [French] On decrit une methode de mesure de l'impedance d'une source d'ions H.F. et on etudie l'influence des parametres de fonctionnement sur cette Impedance. On en deduit l'origine de quelques anomalies de fonctionnement ainsi qu'une nouvelle methode de couplage. On reduit le debit gazeux en modifiant la geometrie de l'ampoule. (auteur)

  10. 118 Modélisation des réactions de pyrolyse des coques de coco ...

    African Journals Online (AJOL)

    Afrique Sciences

    Correspondance, courriel : hounaris@yahoo.fr. Résumé. La présente étude propose le couplage de méthodes numériques et expérimentales pour la prévision de la composition molaire du mélange gazeux issu de la gazéification de la biomasse. Elle prend en compte les différentes étapes de la gazéification à savoir le ...

  11. 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.)

  12. 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

  13. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  14. 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)

  15. 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)

  16. 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)

  17. Preparation and physico-chemical study of nitroxide radicals. Isotopic marking with carbon 13 and deuterium; Preparations et etudes physico-chimiques de radicaux nitroxydes. Marquage isotopique au carbone 13 et au deuterium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    stables ou instables facilement observables par RPE. Enfin, dans le but d'obtenir des valeurs sures de couplages entre l'electron libre d'un nitroxyde et le carbone 13, de tels radicaux marques au {sup 13}C en {alpha} et en {beta} de la fonction nitroxyde, ont ete prepares. Le couplage avec un carbone 13 {alpha} est negatif et semble ne pas varier avec la densite de spin portee par l'azote. L'interaction avec des noyaux en {beta} de l'azote depend de la nature des substituants: les deux protons du benzyle ont un ecart hyperfin a{sub H} toujours inferieur a celui de l'ethyle. Par contre, le couplage du {sup 13}C est plus grand dans le premier cas. Les conformations couramment adoptees pour des composes carbonyles ne peuvent rendre compte de la valeur observee pour les couplages en {beta}. (auteur)

  18. 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

  19. TRANSFERT THERMIQUE INSTATIONNAIRE DANS UN MUR TRICOUCHES SUBISSANT UN CHANGEMENT DE PHASE PAR SOLIDIFICATION.

    OpenAIRE

    O Arfi; E Mezaache

    2016-01-01

    Une étude numérique du transfert de chaleur instationnaire dans un mur tricouches est présentée. Le modèle physique est basé sur l’équation de conduction thermique unidirectionnelle en tenant compte des équations de couplages au niveau des interfaces et des conditions convectives de surfaces. Les équations de transfert sont données en représentation enthalpique pour le matériau à changement de phase (MCP), et en formulation générale pour les régions solides. La formulation adimensionnelle a p...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  1. 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

  2. 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

    It is very important to correlate the testing results with the performance in reactor service, as well as to develop non-destructive testing techniques themselves. However, it is rather difficult to obtain these correlations because of high expense and radioactivity. Several kinds of assessments in out-of-pile state were carried out simulating the in-reactor conditions. Some details of these assessments on JRR-3 fuel elements are described. The reactor is a heavy-water moderated and cooled research reactor of 10-MW capacity, with aluminium-clad metallic uranium fuel elements. As the elements have only mechanical bonding between cladding and core, there might be a tensile stress at the end plug as a result of irradiation growth of the uranium core. Thermal cycling will cause a similar stress in the welds. Preferential corrosion by hot water might occur in the vicinity of the welds because of the difference of micro-structure. It is essential to keep leak-tightness during and after the reactor service. Specially designed specimens were used for tensile testing, high-temperature creep testing, thermal cycling and corrosion testing. Many sorts of weld characters were examined non-destructively before the tests and leak-checked at intervals of the tests. Evaluations of these results may be used for the establishment of inspection standards such as X-ray radiography and visual inspection of the end-plug welding. Some other results on Magnox-clad and Zircaloy clad fuel elements will also be described. (author) [French] Il est tres important de mettre en correlation les resultats d'essais et les performances d'un reacteur en service, et d'ameliorer les methodes d'essais non destructifs. Toutefois, cette correlation est souvent difficile S obtenir du fait des depenses elevees necessaires et de difficultes tenant S la radioactivite. Plusieurs sortes d'evaluations ont ete faites hors pile en simulant les conditions en pile. Le memoire donne certains details des evaluations

  3. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  4. The structure of magnetic materials; La structure des substances magnetiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Villain, J. [Commissariat a l' energie atomique et aux energies alternatives - CEA, C.E.N. Saclay (France)

    1960-07-01

    The paper deals with the prediction of the structure of magnetic materials below the critical point. The molecular field approximation is used: exchange interactions with unlimited range are assumed; the magnetic ions are supposed to form a Bravais lattice. The critical temperature T{sub c} is first calculated (section 1) without assuming any decomposition of the crystal into sublattices, and the magnetic structure at T{sub c} is given. It is next shown (section 2) that the essential features of this structure persist below T{sub c}, and the various possible cases are considered. It is possible that no decomposition into sublattices takes place, i.e. the magnetic structure and the nuclear structure have incommensurable periods. A detailed treatment is then given for the body-centered quadratic lattice (section 3) with interaction between first, second and third neighbours. Reprint of a paper published in Journal of Physical Chemistry, vol. 11, no. 3/4, p. 303-309, 1959 [French] Ce travail a pour objet la prevision systematique de la structure des substances magnetiques au-dessous du point de transition et l'etude des differents cas qui peuvent se presenter lorsque les ions magnetiques forment un reseau de Bravais. On se place dans une approximation de champ moleculaire, mais on ne fait aucune restriction concernant la portee des interactions d'echange. Apres avoir determine (Section 1) la temperature critique et la structure magnetique a cette temperature sans supposer a priori l'existence d'une decomposition en sous-reseaux, on montre (Section 2) que cette structure reste stable en dessous de la temperature critique, et on etudie les divers cas possibles. Il peut arriver en particulier que la structure magnetique ait une periode incommensurable avec celle du reseau cristallin. L'example du reseau quadratique centre avec couplage entre premiers, seconds et troisiemes voisins (Section 3) fournit une bonne illustration de cette etude. Reproduction d'un article publie

  5. 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

  6. 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

  7. Recent progress in the detection of bursts in the canning in French reactors; Progres recents de la detection des ruptures de gaines dans les reacteurs francais G1, EL2, G3, EL3

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    des produits de fission, 2) de la pollution d'uranium des gaines et de la pollution eventuelle des canaux apres ruptures de gaines rapides. L'evolumetre est constitue par une memoire qui stocke les valeurs de l'activite des canaux prises a un instant considere comme reference. A cette memoire, on vient comparer les valeurs de l'activite des canaux en cours de prospection. Une difference entre ces valeurs indique l'apparition ou l'evolution d'une fissure de gaine. Pour tenir compte des variations du regime thermodynamique dans les canaux, les valeurs extraites de la memoire sont corrigees par un signal provenant d'un detecteur d'activite place dans le circuit general de sortie du gaz de la pile. Dans le cas de la pile EL{sub 2}, egalement a refroidissement par CO{sub 2}, sous pression, une methode analogue a celle de G{sub 3} a ete utilisee. Des echantillons de gaz de refroidissement sont preleves dans chacune des 133 cellules de la pile successivement par l'ouverture d'electrovannes. Le gaz est filtre et les produits de fission sont extraits par une methode de collection electrostatique. Un scintillateur et une chaine electronique fournissent un signal specifique des produits de fission qui s'inscrit sur un enregistreur. Dans le cas d'un depassement du seuil d'activite, la cellule incriminee est isolee du systeme de prospection et prise en charge par un detecteur 'suiveur' qui permet de suivre l'evolution de la fissure. Une annee d'exploitation de la pile G1 qui est refroidie a l'air a la pression atmospherique a permis d'obtenir des resultats sur le fonctionnement du dispositif D.R.G. ce qui nous a amenes a perfectionner le dispositif initial en installant un evolumetre du type decrit ci-dessus pour G{sub 3}. Le reacteur EL{sub 3}, refroidi a l'eau lourde, utilise un systeme de detection base sur la mesure, au moyen de compteurs G.M., de l'activite des gaz de fission entraines par de l'helium dilue dans l'eau lourde puis extraits de celle-ci par des hydrocyclones. La

  8. Major accident analyses for experimental zero-power fast reactor assemblies; Analyse des accidents graves pouvant survenir dans les reacteurs experimentaux a neutrons rapides de puissance zero; Analiz krupnoj avarii dlya ehksperimental'ny kh reaktornykh ustanovok nulevoj moshchnosti na bystrykh nejtronakh; Analisis de los accidentes graves que pueden producirse en los reactores experimentales rapidos de potencia cero

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fischer, G.; Barts, E. W.; Kapil, S.; Tomabechi, K. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    systems with the very soft neutron-energy spectra characteristic of large oxide power breeders. (author) [French] Les auteurs ont etudie la possibilite, le mecanisme et les consequences de la fusion et autres accidents nucleaires graves dans les reacteurs experimentaux a neutrons rapides de puissance zero, du type ZPR-III, a coeur divise. Cette etude a ete completee par une evaluation de l'importance de l'effet Doppler sur un grand nombre de reacteurs de ce type. Les auteurs demontrent qu'il est fort peu probable qu'une fusion se produise, du fait que la conjonction des circonstances qui pourraient la provoquer est difficilement realisable. L'expose du mecanisme de fusion est suivi de l'analyse des resultats de calculs couples neutronique-hydrodynamiqu e relatifs a deux reacteurs de puissance zero. On a choisi pour cette etude un coeur de 1200 l, qui correspond a un reacteur relativement grand a coeur normal. L'etude a egalement porte sur un coeur plus petit ayant un coefficient cavitaire plus important, qui pourrait presenter un plus grand danger. Chaque systeme a eu un comportement en fonction du temps tout a fait different. Si un accident grave survient dans un reacteur de puissance zero, les atomes de {sup 235}U, isoles dans les plaques d'uranium enrichi, s'echauffen t tres rapidement tandis que le reste du coeur demeure pratiquement froid; il y a ainsi formation d'un gaz du {sup 235}U qui donne lieu a la pression de rupture. Les auteurs expliquent l'adaptation qu'ils ont faite du code AX-I de neutronique-hydrodynamiqu e pour l'appliquer a un gaz de Van der Waals. Une autre modification importante de l'equation d'etat utilisee dans ce code consiste a employer une equation du type Mie-Grueneisen, derivee de la theorie de l'etat solide. Cette modification permet d'evaluer de facon plus satis- faisante le terme de pression pour les coeurs de composition variable. Du fait que les plaques en uranium fortement enrichi d'un reacteur de puissance zero s'echauffent plus

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  10. Processing Th C{sub 2} - UC{sub 2} fuel extracted from high temperature reactors HTGCR; Etude du traitement des combustibles Th C{sub 2} - UC{sub 2} issus de reacteurs a haute temperature

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Derrien, C; Lessart, P; Pianezza, E; Verry, C; Villain, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1969-07-01

    The object of this investigation is solubilisation head-end (from crushing and grinding phase to non included first purification phase) of pulverulent ({sup 233}U/{sup 232}Th)C{sub 2} (200 - 500 microns diameter) contained in a graphite matrix extracted from a 4.10{sup 13} n.cm{sup -2}.s{sup -1} thermalized neutrons average flux with an irradiation of 80000 MWjT{sup -1} HTGCR reactor. After having succinctly described different bibliographic processes we have chosen the burn - leach of reactor fuel and graphite matrix containing it. The technology of burner is original in nuclear field and still more by utilizing ultra-sounds to intensify burning reaction and to minimize the weight of unburnables. The mixture of ThO{sub 2}, U{sub 3}O{sub 8}, and fission products oxides is solubilized by boiling HNO{sub 3} 13 M + HF 0.05 M. This process is profit-learning in a thorium recuperation and reprocessing point of view. In the contrary-case it would be interesting to consider a dry-process which would permit to separate solid ThF{sub 4} from gaseous UF{sub 6}. (authors) [French] Cette etude a pour objet le traitement initial de mise en solution ou 'head-end' (allant de la phase broyag-concassage a la phase de premiere purification exclue) d'un combustible ({sup 233}U/{sup 232}Th)C{sub 2} pulverulent (de 200 a 500 {mu} de diametre) contenu dans une matrice de graphite issu d'un reacteur HTGCR surgenerateur a neutrons thermiques de flux moyen 4. l0{sup 13} n.cm{sup -2}.s{sup -1} et taux d'irradiation 80000 MWjT{sup -1}. Apres exposition succincte des differents procedes bibliographiques decrits, nous avons finalement choisi le traitement par combustion-attaque ('Burn-Leach') du combustible et de la matrice etanche graphite qui le contient. La technologie du bruleur est originale dans le domaine nucleaire d'autant qu'elle utilise les ultra-sons pour ameliorer le rendement de la reaction de combustion et reduire au minimum le poids des imbrules. Le melange ThO{sub 2}, U{sub 3}O

  11. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  12. 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

  13. 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

  14. Manipulation coherente de qubits de spin dans une boite quantique triple

    Science.gov (United States)

    Gaudreau, Louis

    Nous presentons dans cette these une etude detaillee du moment magnetique intrinseque de l'electron, i.e. le spin electronique, incluant la manipulation quantique coherente des etats de spin de trois electrons couples. A cette fin, nous utilisons des boites quantiques laterales pour confiner les electrons. Ces nano-structures, d'une grandeur autour de 1 pm, permettent de confiner un nombre precis d'electrons de facon controlee, allant jusqu'a zero electrons. Les developpements technologiques et d'ingeniosite durant la derniere decennie ont permis de coupler trois boites quantiques, ainsi l'interaction entre plusieurs electrons confines peut etre controlee comme par exemple le couplage quantique tunnel et l'interaction d'echange entre les spins de chacun d'entre eux. A l'aide de boites quantiques couplees, il est possible de realiser des experiences dans plusieurs domaines de la physique moderne : les etats up et down du spin des electrons confines peuvent etre utilisees comme etats quantiques binaires (qubits) dans le domaine de l'informatique quantique, la non-localite quantique peut etre testee en separant spatialement deux electrons enchevetres, il est possible de creer des 'courants de spin enchevetres' utiles en spintronique, et bien d'autres. La manipulation coherente des etats de spin du systeme a trois electrons se fait de facon purement electrique grace a des pulses a haute frequence qui permettent d'augmenter le couplage entre les electrons et de faire la mesure de l'etat resultant apres la manipulation. Nous utilisons l'interaction hyperfine entre les spins des electrons et ceux des noyaux du cristal dans lequel ils resident pour creer les rotations quantiques entre les etats, notamment les etats |Q +3/2> et (D+1/2>. Les resultats obtenus indiquent un temps de coherence de l'ordre de 10 ns. Ces experiences demontrent un niveau de controle sans precedant de boites quantiques triples et pavent la voie vers des nano-structures plus sophistiquees dans

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  16. 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)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  17. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  18. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  20. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  1. 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}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  2. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  3. Fabrication de transistors monoelectroniques pour la detection de charge

    Science.gov (United States)

    Richard, Jean-Philippe

    Le transistor monoelectro'nique (SET) est un candidat que l'on croyait avoir la capacite de remplacer le transistor des circuits integres actuel (MOSFET). Pour des raisons de faible gain en voltage, d'impedance de sortie elevee et de sensibilite aux fluctuations de charges, il est considere aujourd'hui qu'un hybride tirant profit des deux technologies est plus avantageux. En exploitant sa lacune d'etre sensible aux variations de charge, le SET est davantage utilise dans des applications ou la detection de charge s'avere indispensable, notamment dans les domaines de la bio-detection et de l'informatique quantique. Ce memoire presente une etude du transistor monoelectronique utilise en tant que detecteur de charge. La methode de fabrication est basee sur le procede nanodamascene developpe par Dubuc et al. [11] permettant au transistor monoelectronique de fonctionner a temperature ambiante. La temperature d'operation etant intimement liee a la geometrie du SET, la cle du procede nanodamascene reside dans le polissage chimico-mecanique (CMP) permettant de reduire l'epaisseur des SET jusqu'a des valeurs de quelques nanametres. Dans ce projet de maitrise, nous avons cependant opte pour que le SET soit opere a temperature cryogenique. Une faible temperature d'operation permet le relachement des contraintes de dimensions des dispositifs. En considerant les variations de procedes normales pouvant survenir lors de la fabrication, la temperature d'operation maximale calculee en conception s'etend de 27 K a 90 K, soit une energie de charge de 78 meV a 23 meV. Le gain du detecteur de charge etant dependant de la distance de couplage, les resultats de simulations demontrent que cette distance doit etre de 200 nm pour que la detection de charge soit optimale. Les designs concus sont ensuite fabriques sur substrat d'oxyde de silicium. Les resultats de fabrication de SET temoignent de la robustesse du procede nanodamascene. En effet, les dimensions atteintes experimentalement s

  4. The use of polarized deuterons beams and the determination of the optical model parameters; Utilisation de faisceaux de deutons polarises et determination des parametres du modele optique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

    entraine des relations entre les parametres adoptes. Les limitations de ces parametres sont etudiees specialement dans le cas d'un faisceau de particules de spin 1 ayant un plan de symetrie. Les reactions nucleaires a deux corps sont decrites dans le formalisme de l'helicite. A l'aide des coefficients de polarisation adoptes, on etudie la polarisation dans l'etat final avec etat initial polarise. Un potentiel optique pour deutons pout comprendre une partie scalaire, un couplage L.S et des potentiels tensoriels formes avec la distance du deuton au noyau, son moment angulaire ou son impulsion relative. Des calculs ont ete faits avec les deux premieres sortes de potentiels tensoriels. Plusieurs auteurs ont calcule un potentiel pour deutons a partir du modele optique nucleon oyau. Ces calculs sont repris en considerant l'onde S et l'onde D du deuton. Les differentes parties du potentiel ont ete calculees avec plusieurs fonctions d'onde intrinseque. L'utilisation de potentiels non uniquement scalaires permet d'obtenir de bons accords pour la section efficace avec des rayons nucleaires plus eleves que ceux necessaires avec un potentiel purement central. Les mesures experimentales de polarisation faites a Saclay pour la diffusion elastique de deutons sur le calcium sont en desaccord avec l'existence d'un potentiel tensoriel important ; elles peuvent etre reproduites en utilisant un couplage L.S. independant du potentiel central, mais avec des rayons tres faibles. (auteur)

  5. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  6. Contribution to the microwave characterisation of superconductive materials by means of sapphire resonators; Contribution a la caracterisation hyperfrequence de materiaux supraconducteurs par des resonateurs-saphirs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hanus, Xavier

    1993-12-06

    tirage Czochralski avec lequel on a obtenu les meilleurs resultats. Du fait de son tres faible angle de perte evalue inferieur a (2.5±1)x10{sup -9} a 7.8 GHz, nous avons accede au terme des pertes supraconductrices residuelles du niobium. Cependant, au cours de differentes mesures sont apparues des pertes supplementaires que nous avons reliees a la presence mal controlee d'helium principalement dans les trous de couplage. Pour pallier ces dissipations incontrolees, nous serons donc amenes a effectuer le vide dans cette cavite-saphir, ce qui complique notablement la conception des boitiers en regard des criteres d'encombrement requis. (auteur)

  7. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  8. Modélisation cinétique et hydrodynamique pour la physique, la chimie et la santé, analyse mathématique et numérique

    OpenAIRE

    Boudin , Laurent

    2011-01-01

    Mes travaux de recherche portent sur la mécanique des fluides, et plus précisément sur les systèmes de particules, avec plusieurs domaines d'applications : le poumon (aérosol thérapie, pollution, régimes diffusifs), la formation d'opinion (sociophysique), et le couplage entre un fluide et une phase dispersée. La plupart de mes travaux s'appuient sur la théorie cinétique, où apparaissent des équations aux dérivées partielles cinétiques où l'inconnue est une fonction de distribution ayant pour ...

  9. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  10. 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

  11. 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

  12. 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

  13. Analyse quantitative des effluents de pyrolyse en milieu ouvert et fermé Quantitative Analysis of Pyrolysis Effluents in an Open and Closed System

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Behar F.

    2006-11-01

    Full Text Available Dans la première partie de l'article, nous décrivons une technique de pyrolyse en milieu ouvert qui permet de caractériser les matières organiques complexes comme le kérogène, le charbon, les asphaltènes de roche et d'huiles, les substances humiques et fulviques etc. Les effluents de pyrolyse sont récupérés et fractionnés quantitativement puis analysés par des techniques spécifiques comme la chromatographie en phase gazeuse et le couplage chromatographie/spectrométrie de masse. Dans la deuxième partie, est présentée une technique de pyrolyse en milieu fermé pour simuler au laboratoire l'évolution thermique des kérogènes, asphaltènes ou huiles. Nous nous sommes surtout attachés à dresser des bilans massiques et des bilans de l'hydrogène sur l'ensemble des produits de pyrolyse. Pour cela, nous avons distingué cinq classes de poids moléculaire croissant : C1, C2-C5, C6-C13, C14+ et coke. La récupération quantitative et la séparation de chacune des cinq fractions permet une analyse moléculaire détaillée de chacune d'elles. The first part of this article describes an open pyrolysis system in order to characterize complex organic matter such as kerogen, coal, rock and oil asphaltenes and humic substances, etc. Pyrolysis effluents are recovered, fractionated quantitatively by liquid chromatography, and then they are analyzed by specific techniques such as gas chromatography and chromatography/mass-spectrometry coupling. The second part describes a pyrolysis technique in a closed system, used for the laboratory simulation of the thermal evolution of kerogens, asphaltenes or oils. A special effort has been made to give the mass and hydrogen balances for all pyrolysis products. For this, five classes have been distinguised with increasing molecular weight: C1, C2-C5, C6-C13, C14+ and coke. The quantitative recovery and the separation of each of the five fractions is used to make a detailed molecular analysis of each of

  14. 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

  15. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  16. Analyse quantitative détaillée des distillats moyens par couplage CG/SM. Application à l'étude des schémas réactionnels du procédé d'hydrotraitement Quantitative Analysis of Middle Distillats by Gc/Ms Coupling. Application to Hydrotreatment Process Mechanisms

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Fafet A.

    2006-11-01

    Full Text Available L'analyse détaillée des distillats moyens est une étape indispensable à la compréhension des mécanismes réactionnels et à la cinétique de certains procédés de raffinage comme l'hydrotraitement. Une nouvelle méthode associant, d'une part un couplage chromatographie en phase gazeuse/spectrométrie de masse (CG/SM et, d'autre part une analyse quantitative par famille chimique par spectrométrie de masse a été développée. La chromatographie en phase gazeuse, réalisée sur une colonne apolaire, effectue la distillation des composés présents dans le gazole et la spectrométrie de masse quantifie les familles chimiques par intervalle de nombre d'atomes de carbone ou de point d'ébullition. Elle permet d'accéder ainsi à la répartition par nombre d'atomes de carbone de chaque famille chimique (alcanes, cycloalcanes, hydrocarbures aromatiques à un ou plusieurs noyaux, hydrocarbures aromatiques soufrés. Cette méthode a été validée et appliquée à une charge et à une recette d'hydrotraitement. A detailed analysis of middle distillates is essential for understanding the reaction mechanism and for studying the kinetics of refining processes such hydrotreatment. In fact, when we see the complexity of saturated and aromatic hydrocarbon mixtures appearing in gas oil, we realize that it's necessary to have a very detailed analysis of those cuts to understand the mechanisms involved in refining processes and to be able to describe their kinetics. Each gas oil has a very different composition and therefore a specific reactivity. That is why we have tried to develop predictive kinetic models to avoid experimenting in pilot plants, which is very expensive. But, even if all the compounds of a gasoline (PI-200°C have now been identified and quantified, using gas chromatography (1, such is not the case for heavier cuts. Only an overall characterization can be made, by chemical family. The techniques employed are, for example, HPLC (3,4 or

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  19. Amélioration des méthodes de dosage de traces d’hexane résiduel dans les huiles végétales raffinées

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Lacoste Florence

    2001-03-01

    Full Text Available Afin d’améliorer la sensibilité et la répétabilité du dosage des traces d’hexane résiduel dans les corps gras pour des teneurs de l’ordre du mg/kg, une optimisation de la méthode décrite dans la norme Afnor NF T 60-257 a été entreprise en chromatographie en phase gazeuse. L’utilisation d’une colonne de type wide-bore à film épais, en couplage avec un appareil automatique d’espace de tête statique ou même en pratiquant l’analyse avec injection manuelle, permet de quantifier 0,25 mg/kg d’hexane technique. La linéarité de la réponse est très bonne dans le domaine de teneurs considéré, de 1 à 10 mg/kg. Les taux de récupération sont satisfaisants puisqu’ils sont compris entre 93 et 107 % pour les échantillons de concentration en hexane technique comprise entre 0,25 et 2 mg/kg. Les résultats témoignent également de la bonne répétabilité de cette méthode ; en effet, pour une concentration de 1 mg/kg, le coefficient de variation est d’environ 3 %.

  20. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bouveret, F

    2001-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bouveret, F

    2001-07-01

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

  3. Transferts radiatifs dans les récepteurs-réacteurs solaires à haute température

    OpenAIRE

    Caliot , Cyril

    2015-01-01

    Les projets de recherche, sur les nouveaux procédés de conversion de l'énergie solaire concentrée, doivent relever le défi de la simulation des récepteurs solaires. En effet, des mécanismes complexes de couplage écoulement/rayonnement/réaction chimique/croissance de particules doivent être simulés pour développer les connaissances et les applications. Dans ce mémoire, l'influence du rayonnement a été étudiée dans un réacteur solaire de craquage du méthane pour la production d'hydrogène et de ...

  4. 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

  5. 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

  6. 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

  7. Effect of the plutonium isotopic composition on the performance of fast reactors; Effet de la composition isotopique du plutonium sur le rendement de reacteurs a neutrons rapides; Vliyanie izotopnogo sostava plutoniya na rabotu reaktorov na bystrykh nejtronakh; Efectos de la composicion isotopica del plutonio sobre el funcionamiento de los reactores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Yiftah, S [Israel Atomic Energy Commission (Israel)

    1962-03-15

    The isotopic composition of plutonium to be used as fuel for fast reactors will depend on the source of plutonium. In principle three different sources are possible: (a) production reactors; (6) thermal power reactors (using natural uranium or enriched uranium as fuel); (c) fast reactor blankets. In general, source (a) and to some extent source (c) will provide relatively 'clean' plutonium, that is mostly Pu{sup 239}, while plutonium from source (6) will be 'dirty' plutonium, that is plutonium rich in Pu{sup 240}, Pu{sup 241}, and Pu{sup 242}. The degree of 'dirtiness' will depend on the kind of reactor, amount of burn-up and in general on the irradiation history of the fuel. The question then arises, can one use as fuel for fast reactors any kind of plutonium? To investigate the effect of different isotopic composition of the plutonium fuel, in the metallic, oxide and carbide form, on the performance of fast reactors, a limited series of spherical geometry 16-group diffusion theory calculations were performed, using the 16-group cross-section set developed recently by Yiftah, Okrent and Moldauer and taking three different kinds of plutonium, starting with pure Pu{sup 239} and increasing the amount of higher isotopes. For the systems studied-800, 1500 and 2500-l core-volumes, which are typical for large fast power reactors-the result is, when one takes into account only the thermally fissionable isotopes Pu{sup 239} arid Pu{sup 241}, that the 'dirtier' the plutonium, the smaller the critical mass and the higher the breeding ratio. For the 1500-l reactor, taken as an example, it is further found that in the metallic, oxide and carbide plutonium fuels the reactivity change upon removal of 40% of the sodium initially present in the core is made more negative (or less positive) when the plutonium is richer in higher isotopes. (author) [French] La composition isotopique du plutonium qui doit etre utilise comme combustible dans des reacteurs a neutrons rapides depend de

  8. 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)

  9. Émission spontanée amplifiée (ÉSA) dans une structure à double cavité verticale (Bi-VCSEL)

    Science.gov (United States)

    Boucher, Y.; Gayraud, L.

    2004-11-01

    Nous présentons une étude théorique de l'Émission Spontanée Amplifiée dans une structure verticale à double cavité, décrite en termes de couplage d'ondes. Chaque cavité y est représentée par un saut de phase, tandis que les puits quantiques sont assimilés à des singularités de Dirac de la permittivité. Les sources sont prises en compte dans le cadre du formalisme des matrices de transfert étendues (3 × 3), qui inclut la saturation des zones actives sous l'effet du champ interne. Dans le plan spectral, celui-ci apparaît, au même titre que le champ émis, filtré par la fonction de transfert bimode de la structure.

  10. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  11. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  12. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  13. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  14. 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

    been concentrated on the use of pulse shape analysis to reject gamma-ray initiated events in hydrogen recoil proportional counters and the introduction of collimation in Li{sup 6}F solid-state detector ''sandwiches'' to improve the resolution obtained. A number of such instruments have been built and their response to mono-kinetic and reactor neutrons has been investigated. Use of the gamma-ray rejection technique was equivalent to a several hundred-fold effective reduction in gamma-ray sensitivity of the recoil counter and extends the usable range down to at least 30 keV. For the Li{sup 6} solid-state devices, resolutions as low as 70 keV full-width at half maximum (1.5%) have been observed for the sum pulse in thermal neutron irradiation. (author) [French] Dans le programme des reacteurs de puissance zero, on a utilise diverses methodes statistiques pour mesurer le rapport duree de vie des neutrons instantanes/duree de vie des neutrons differes. Les auteurs ont mis au point une methode nouvelle, qui consiste a analyser le bruit du reacteur a l'aide d'un filtre passe-bande, et ont perfectionne d'autres methodes telles que la mesure, a l'aide d'un compteur a impulsions, de la frequence des coincidences retardees en fonction du temps de retard et celle de la variance relative des flux de neutrons integres en fonction du temps d'integration. Ils ont etudie les domaines dans lesquels les differentes methodes peuvent etre utilisees avec le plus d'interet. II se sont aussi preoccupes de l'interpretation des resultats de ces mesures, et montrent que l'interpretation fondee sur un modele cinetique simple peut s'appliquer dans la pratique a une grande diversite de cas. Les auteurs decrivent plusieurs perfectionnements de leur methode d'activation pour la determination du rapport de conversion: application de techniques chimiques tres sensibles pour confirmer les resultats obtenus; correction pour les coups parasites en utilisant, dans la determination de la capture, des

  15. 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)

  16. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  17. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  18. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Goshen, S; Pazy, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1960-07-01

    The aim of this report is to find a method for estimating the anti-reactivity of control rods perpendicular to the axis in a cylindrical pile. The paper is divided into two parts. In the first is given a method of calculating control rods in a rectangular pile, similar to the Nordheim-Scalettar method for cylindrical piles. As an example the formulas are given for the theories of one and two neutron groups, the generalisation for several groups being evident. In the second part we find by a variation method a formula for estimating the Laplacian of a pile, which may be divided into parallelepipeds for which the Laplacian are given. Finally, this formula is used to calculate the anti-reactivity of rods perpendicular to the axis in a cylindrical pile. (author) [French] Le but de ce rapport est de trouver une methode pour estimer l'antireactivite des barres de controle perpendiculaires a l'axe dans pile cylindrique. Le rapport se divise en deux parties. Dans la premiere nous donnons une methode de calcul des barres de controle dans une pile rectangulaire, analogue a la methode de Nordheim-Scalettar pour les piles cylindriques. A titre d'exemple, nous donnons les formules de theories a un et deux groupes de neutrons, la generalisation pour plusieurs groupes est evidente. Dans la deuxieme partie, nous trouvons, par une methode de variation, une formule qui permet d'estimer le laplacien d'une pile, qui peut etre divisee en parallelepipedes dont les laplaciens sont donnes. Nous utilisons enfin, cette formule pour calculer l'antireactivite des barres perpendiculaires a l'axe dans une pile cylindrique. (auteur)

  20. Collective effects in {sup 17}F and {sup 19}Ne; Effets collectifs dans {sup 17}F et {sup 19}Ne

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lehmann, P; Leveque, A; Grjebine, T; Barloutaud, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1959-07-01

    The quadrupolar transition periods {sup 17}F1/2+ {yields} 5/2+ and {sup 19}Ne5/2+ {yields} 1/2+ have been measured, and are compatible with the model of a weak coupling between core and external nucleons. (author) [French] Les periodes des transitions quadrupolaires {sup 17}F1/2+ {yields} 5/2+ et {sup 19}Ne5/2+ {yields} 1/2+ ont ete mesurees et sont compatibles avec le modele d'un couplage faible entre coeur et nucleons exterieures. (auteur)

  1. 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)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  2. 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)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  3. 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

  4. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  5. 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

    questioned. Statistics have shown that the data-logging equipment is extremely reliable. More standardization of fuel handling equipment is advocated. The use of special flasks and special discharge equipment are time-wasting and should be discouraged. Modifications made to the charge/discharge machines and auxiliary plant are described. Careful handling of fuel during loading is emphasized. Fuel channel television cameras and special grabs have enabled discharge times to be reduced. Only minor faults have been experienced with the compled control-rod mechanisms and associated control equipment. As far as possible plant controls should be centralized and important control centres and items of plant should be protected from accidental damage from external sources. Automatic start-up and parallelling features for the emergency diesel plant are considered unnecessary but the plant could, with advantage, be centralized. (author) [French] Depuis plus de six ans, Calder Hall fonctionne comme centrale de base et a subi des defaillances semblables a celles qu'on peut constater dans les centrales electriques classiques. Toutes ces defaillances se sont produites dans la partie classique de la centrale; aucune n'a ete relevee dans les reacteurs proprements dits. L'experience a montre que du point de vue de la securite du reacteur, il faut traiter comme un tout les reacteurs et les principaux elements de la centrale ainsi que les connections avec le reseau. On n'a constate aucune alteration importante donnant a penser que le caisson du reacteur ou le ralentisseur de graphite limiteront la duree de vie de la centrale. La distribution de la temperature autour des conduites de sortie du gaz est asymetrique, ce qui limite actuellement la puissance du reacteur. Il y aurait eu interet a amenager au debut un plus grand nombre de thermocouples.d'instruments de mesure des efforts et de dispositifs permettant un examen visuel des zones soumises a des contraintes et des temperatures elevees. Les

  6. 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

  7. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  8. Evolution of Seismic Velocities in Heavy Oil Sand Reservoirs during Thermal Recovery Process Évolution des vitesses sismiques dans les réservoirs de sables bitumineux au cours des procédés de récupération thermique

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Nauroy J.-F.

    2013-01-01

    Full Text Available In thermally enhanced recovery processes like Cyclic Steam Stimulation (CSS or Steam Assisted Gravity Drainage (SAGD, continuous steam injection entails changes in pore fluid, pore pressure and temperature in the rock reservoir, that are most often unconsolidated or weakly consolidated sandstones. This in turn increases or decreases the effective stresses and changes the elastic properties of the rocks. Thermally enhanced recovery processes give rise to complex couplings. 4D seismic surveys are currently conducted to delineate the steam-affected areas but the interpretation is difficult. However, it is essential for optimization of reservoir development. Numerical simulations have been carried out on a case study so as to provide an estimation of the evolution of pressure, temperature, pore fluid saturation, stress and strain in any zone located around the injector and producer wells. The approach of Ciz and Shapiro (2007 (Geophysics 72, A75-A79 has been used to model the velocity dispersion in the oil sand mass under different conditions of temperature and stress. A good agreement has been found between these predictions and some laboratory velocity measurements carried out on samples of Canadian oil sand. Results appear to be useful to better interpret 4D seismic data in order to locate the steam chamber. Dans les procédés de récupération des huiles lourdes par méthodes thermiques, comme ia stimulation cyclique par vapeur (CSS ou le drainage par gravité assisté par vapeur (SAGD, l’injection de vapeur en continu entraîne des changements de liquide de pores, de pression interstitielle et de température dans la roche réservoir, qui est constituée le plus souvent de sable non consolidés ou faiblement consolidés- Ces changements à leur tour augmentent ou diminuent les contraintes effectives et modifient les propriétés élastiques des roches. Les procédés de récupération par méthodes thermiques mettent en oeuvre des couplages

  9. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  11. 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

  12. 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)

  13. Industrial Ultrasonic Inspection of Stainless-Steel Claddings for the EL4 Reactor; Controle Industriel par Ultrasons des Gaines en Acier Inoxydable du Reacteur EL4; Promyshlennyj kontrol' obolochechnykh trub iz nerzhaveyushchej stali reaktora dlya EL4 s pomoshch'yu ul'trazvukovogo metoda; Metodos Ultrasonicos para Control Industrial de las Vainas de Acero Inoxidable del Reactor EL4

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Prot, A. C.; Foulquoer, H. E.; Peyrot, J. P. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1965-09-15

    Improved reactor performance requires the use of accurately fabricated and carefully inspected components. One inspection relates to the quality of the cladding tubes, whose mechanical reliability is essential for economic reactor operation. The choice and development of a method is a difficult matter and the authors explain the main factors involved. Once the choice has been made and the method has been developed in the laboratory, two new problems arise: Adaptation to meet industrial requirements; and The need to reconcile the quality standards attainable with the manufacturing process at any given stage and the somewhat arbitrarily defined specifications for the finished product. In practice, this involves a statistical study of batches of tubes from various sources and their classification in relation to more or less strict thresholds. The number of tubes which have to be inspected is much larger than originally expected. This has led to the design of an automatic inspection device geared both to the output rates involved and to the requirements of the type of inspection adopted; the latter are generally mechanical and impose particularly careful product fabrication. These various characteristics are now embodied in a device whose capacity can already easily meet the requirements of a fuel-element production line. The potentialities of the device are closely dependent on the characteristics of the inspection equipment used, especially the performances of the electronic part of ultrasonic inspection instruments and of the transducers. This study shows that standard equipment is not very suitable and that immediate thought should be given to special instruments for this type of inspection. (author) [French] L'accroissement des performances des reacteurs necessite l'utilisation de materiaux finement elabores et soigneusement controles. L'un des aspects de ce controle est celui de la qualite des tubes de gainage utilises, dont la tenue mecanique est un facteur

  14. 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.

  15. 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)

  16. 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 ...

  17. 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...

  18. 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)

  19. 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

  20. Dispersions of Oxides in Oxide Matrices as High-Temperature Reactor Fuels; Dispersions d'oxyde dans des matrices d'oxyde, utilisees comme combustibles dans des reacteurs a haute temperature; Dispersiya okisej v okislovykh matritsakh v kachestve topliva dlya vysokotemperaturnogo reaktora; Empleo de dispersiones de oxidos en matrices de oxidos, como combustibles para reactores de elevada temperatura

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Williams, J. [Atomic Energy Research Establishment, Harwell (United Kingdom)

    1963-11-15

    The potential usefulness of dispersions of PuO{sub 2}, UO{sub 2} and ThO{sub 2} in matrices of BeO, Al{sub 2}O{sub 3}, MgO and SiO{sub 2} is reviewed in terms of fuel integrity and fabrication. Dimensional stability and fission-product retentivity are the two features most important to fuel integrity. Compatibility of the constituents of the fuels with one another and with the coolant will influence dimensional stability, but oxide fuels are well favoured in these respects. Dimensional changes under irradiation will contain contributions from neutron and fission fragment damage to the matrix, from radiation damage to the fissile-fertile phase and from agglomerated fission-product gases. Thermal stresses are also capable of effecting changes in shape. However, information on mechanisms for stress relaxation is too limited to enable any reasonable theoretical assessment of behaviour to be made. Both light irradiation and high burn-up studies of fission-product release from the fissile-fertile oxides have concerned themselves mainly with the gaseous products, chiefly xenon. Data on the release of other fission products is very limited as is also information on the movement of fission products in general through the potential matrix materials. Studies of the permeability of sintered pure oxides indicate that densities of at least 95% theoretical density (maybe even 98%) will be needed to eliminate open porosity in such matrices. A variety of techniques are available for the preparation of fissile-fertile particles, for their coating and for their incorporation into high-density matrices. Work on laboratory-scale fabrication processes is well advanced. (author) [French] L'auteur examine la possibilite d'utiliser des combustibles disperses - PuO{sub 2}, UO{sub 2} et ThO{sub 2} et matrices de BeO, Al{sub 2}O{sub 3}, MgO et SiO{sub 2} - dans des reacteurs a haute temperature, au point de vue de l'integrite du combustible et de sa transformation. La stabilite dimensionnelle

  1. Recuperation of the energy released in the G-1, an air-cooled graphite reactor core; Recuperation de l'energie degagee dans G 1 pile a graphite refroidie a l'air

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

    The CEA (in his five-year setting plan) has objective among others, the realization of the two first french reactors moderated with graphite. The construction of the G-1 reactor in Marcoule, first french plutonic core, is achieved so that it will diverge in the beginning of 1956 and reach its full power in the beginning of the second semester of the same year. In this report we will detail the specificities of the reactor and in particular its cooling and energy recuperation system. The G-1 reactor being essentially intended to allow the french technicians to study the behavior of an energy installation supply taking its heat in a nuclear source as early as possible. (M.B.) [French] Le Commissariat a l'Energie Atomique (dans le cadre du plan quinquennal) a entre autres objectifs, la realisation des deux premiers reacteurs francais moderes au graphite. La construction du reacteur G-1 a Marcoule, premiere pile plutonigene francaise, est realise afin qu'il puisse diverger au debut de 1956 et atteindre sa pleine puissance au debut du second semestre de la meme annee. Dans ce rapport nous detaillerons les specificites du reacteur et en particulier son systeme de refroidissement et de recuperation d'energie. Le reacteur G-1 etant essentielement destine a permettre aux techniciens francais d'etudier le plus tot possible le comportement d'une installation productrice d'energie empruntant sa chaleur a une source nucleaire. (M.B.)

  2. Preliminary studies of vanadium-base alloys intended for use in fabrication of cans for fast reactors; Etudes preliminaires sur les alliages a base de vanadium envisages pour la fabrication de gaines de reacteurs rapides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-03-15

    Preliminary research has been carried out on a series of vanadium-based alloys: V, 0.5 per cent Si; V, 5 per cent Ca; V, 5 per cent Mo; V, 5 per cent Nb; V, 2 per cent Zr; V, 20 per cent Ti; V, 10 per cent Al; V, 10 per cent Sn and v, 10 per cent Ti liable to be used as canning material in fast reactors. The transformation by forging at about 1000 deg. C and rolling between 200 deg. C and room temperature is satisfactory for all types of alloys except V with 10 per cent Sn and V with 10 per cent Al. The mechanical properties deduced from tensile strength tests carried out on alloy samples annealed 1 hour at 1050 deg. C in a vacuum show that, generally speaking, the addition elements lead to an improvement in these properties as compared to those of pure vanadium. After undergoing corrosion tests in a liquid sodium loop purified by a cold trap, the alloys become brittle at room temperature. Only the vanadium containing 20 per cent Ti keeps its plastic properties. These alloys are covered by a layer of vanadium carbide VC. After undergoing treatment in a liquid sodium loop purified by a hot trap, all the alloys keep their good mechanical characteristics. The surface layer with which they are covered is composed of two vanadium carbides VC and {sub {gamma}}VC, and a vanadium sub-oxide VO{sub 0.9}. (author) [French] Des etudes preliminaires ont ete faites sur une serie d'alliages a base de vanadium: V-0,5 pour cent Si, V-5 pour cent Ca, V-5 pour cent Mo, V-5 pour cent Nb, V-2 pour cent Zr, V-20 pour cent Ti, V-10 pour cent Al, V-10 pour cent Sn et V-10 pour cent Ti susceptibles d'etre utilises comme materiau de gainage pour les reacteurs rapides. La transformation par forgeage a 1000 deg. C environ et laminage entre 200 deg. C et la temperature ambiante est satisfaisante pour toutes les nuances d'alliage sauf le V-10 pour cent Sn et le V-10 pour cent Al. Les proprietes mecaniques deduites des essais de traction realises sur des eprouvettes d'alliages recuits 1 heure a

  3. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

    Canada's first nuclear power station, the Nuclear Power Demonstration station (NPD), is intended to serve as a means of proof-testing the performance of the Canadian type of station using natural uranium as fuel and heavy water as moderator and coolant. It reached full power on 28 June 1962. Although designed for base-load operation it will, during the early stages, be operated part of the time on high-capacity.runs and part of the time on improvement periods. Progress has been favourable so far; the first high-capacity run of six weeks'duration yielded a capacity factor of 70%. Improvements already made have increased safety, improved performance and demonstrated potential methods of capital-cost reduction for future stations. For example, shaft seals on primary coolant pumps have been modified for better performance, freezer-type vapour recovery equipment has been replaced in favour of absorption columns to reduce heavy-water vapour loss, and flow limiters are being installed in sample lines to reduce losses of heavy water in the event of joint failures. During December 1962 two simultaneous leaks from the on-power refuelling machine led to an unusual sequence of events in which a considerable amount of hot high-pressure heavy water was spilled into the reactor vault where it suffered a slight downgrading in isotopic purity. It was upgraded and the reactor returned to operation by the end of the month. All safety devices operated correctly during the incident as did the provisions for containment of heavy water. (author) [French] La premiere centrale nucleaire du Canada, NPD, est une centrale de demonstration, qui doit servir a verifier les performances des reacteurs fonctionnant a l'uranium naturel et utilisant de l'eau lourde comme ralentisseur et comme fluide de refroidissement. Elle a atteint sa pleine puissance le 28 juin 1962 bien que concue pour etre exploitee comme centrale de base, elle fonctionnera au debut comme centrale d'appoint, ce qui permettra d

  5. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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)

  6. Traces et espaces de consommation

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Franck Cochoy

    2016-10-01

    Full Text Available L’avènement des technologies numériques mobiles contribue à une évolution des modalités de distribution et de consommation. Le présent article porte sur l’usage des QR-codes, ces codes-barres bidimensionnels qui offrent à tout usager équipé d’un smartphone l’accès à des contenus commerciaux en ligne. Ils participent à l’Internet des objets et donc au couplage entre espace physique et univers numérique. Ils permettent aussi la collecte de traces numériques porteuses de sens pour les professionnels mais aussi pour les sciences sociales. Grâce à ces traces, on peut comprendre les nouveaux liens marchands tissés entre l’espace physique et le développement de flux informationnels continus. À partir de l’analyse des traces enregistrées à l’occasion de la visite des QR-codes apposés sur trois produits alimentaires (une boîte de sel, une barre chocolatée, une bouteille d’eau, notre enquête s’attache à expliciter les enjeux théoriques, méthodologiques et analytiques du processus de numérisation de l’espace de mobilité physique marchand.

  7. 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)

  8. Start-up of Rapsodie; Le demarrage de Rapsodie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pontier, R [Commissariat a l' Energie Atomique, 13 - Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-07-01

    After giving a general description of Rapsodie this report presents the conditions in which the start-up occurred and in which the tests were carried out. A chronological account is given of the operations and of the main events which occurred. The modifications made to the reactor during this period are described and a synthesis of the results obtained is presented. (author) [French] Apres avoir donne de RAPSODIE une description tres generale, ce rapport expose le cadre dans lequel ont ete effectues le demarrage et les essais de l'installation, fait un historique du deroulement des operations et des principaux evenements qui sont intervenus, indique les modifications apportees au reacteur au cours de cette periode et presente une synthese des resultats obtenus. (auteur)

  9. Tombes et cimetières éthiopiens : des rois, des saints, des anonymes1

    OpenAIRE

    Derat, Marie-Laure

    2009-01-01

    L’histoire des tombes et cimetières éthiopiens, dans la longue durée, en est encore à ses balbutiements. Si les tombes des saints et des rois nous sont un peu mieux connus grâce à des textes témoignant à la fois des enjeux entourant les sépultures de ces personnages hors du commun et des soins apportés à leur inhumation, en revanche, les cimetières ordinaires échappent encore largement à l’enquête, en grande partie parce que le commun des mortels est inhumé dans l’anonymat et dans un grand dé...

  10. Évaluation des pratiques agricoles des légumes feuilles : le cas des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Face à ce constat, le défi de la recherche serait la détermination du niveau actuel de contamination des légumes feuilles et des eaux du barrage et celui de l'État serait l'initiation de programmes de sensibilisation des producteurs par rapport à une gestion plus rigoureuse des pesticides. Mots-clés : pratiques paysannes, ...

  11. La convergence des rôles respectifs des relationnistes et des journalistes influence-t-elle la perception qu'ils ont les uns des autres?

    DEFF Research Database (Denmark)

    Valentini, Chiara

    2017-01-01

    la convergence des rôles respectifs des praticiens des relations publiques et des journalistes a un effet favorable sur la perception qu’ils ont les uns des autres. L’effet est plus marqué chez les praticiens des relations publiques, car leur vision de la profession en journalisme correspond à celle...

  12. Mécanique des sols et des roches

    CERN Document Server

    Vullier, Laurent; Zhao, Jian

    2016-01-01

    La mécanique des sols et la mécanique des roches sont des disciplines généralement traitées séparément dans la littérature. Pour la première fois, un traité réunit ces deux spécialités, en intégrant également les connaissances en lien avec les écoulements souterrains et les transferts thermiques. A la fois théorique et pratique, cet ouvrage propose tout d'abord une description détaillée de la nature et de la composition des sols et des roches, puis s'attache à la modélisation de problèmes aux conditions limites et présente les essais permettant de caractériser les sols et les roches, tant d'un point de vue mécanique qu'hydraulique et thermique. La problématique des sols non saturés et des écoulements multiphasiques est également abordée. Une attention particulière est portée aux lois de comportement mécanique et à la détermination de leurs paramètres par des essais in situ et en laboratoire, et l'ouvrage offre également une présentation détaillée des systèmes de classi...

  13. Évaluation des pratiques agricoles des légumes feuilles : le cas des ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    30 sept. 2017 ... ... de Biochimie et Immunologie Appliquée, Centre de Recherche en Sciences Biologiques, Alimentaires et .... l'intoxication des agriculteurs et des consommateurs, ... source d'alimentation en eau et au pouvoir d'achat des.

  14. Development of a power-period calculation unit for nuclear reactor Control; Etude et realisation d'un ensemble de calcul puissance periode pour le controle d'un reacteur nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-10-01

    The apparatus studied is a digital calculating assembly which makes it possible to prepare and to present numerically the period and power of a nuclear reactor during operation, from start-up to nominal power. The pulses from a fission chamber are analyzed continuously, using real time. A small number of elements is required because of the systematic use of a calculation technique comprising the determination of a base 2 logarithm by a linear approximation. The accuracy obtained for the period is of the order of 14%; the response time of the order of the calculated period value. An approximate value of the power (30%) is given at each calculation cycle together with the power thresholds required for the control. (author) [French] L'appareil etudie est un ensemble de calcul digital permettant d'elaborer et d'afficher numeriquement la periode et la puissance, d'un reacteur nucleaire lors de son fonctionnement depuis le demarrage jusqu'a la puissance nominale. Il traite en temps reel, de facon continue, les impulsions en provenance d'une chambre de fission. Grace a l'utilisation systematique d'une technique de calcul, la determination d'un logarithme a base 2 par approximation lineaire, un nombre reduit d'elements est utilise. La precision obtenue sur la periode est de l'ordre de 14 pour cent, le temps de reponse de l'ordre de la valeur de la periode calculee. Un ordre de grandeur de la puissance (30 pour cent) est donne a chaque cycle de calcul ainsi que des seuils de puissance necessaires au controle. (auteur)

  15. Part 1: The detection of criticality accidents in the Commissariat a l'Energie Atomique. Part 2: The Burst Slug Detection; 1. partie: la detection des accidents de criticite au Commissariat a l'Energie Atomique. 2. partie.: la detection des ruptures de gaines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Debrie, G; Lavie, J; Planque, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    accidents survenus et du role attendu d'un detecteur, le choix s'est porte sur un dispositif a integration de dose en ce qui concerne la sonde de detection proprement dite et sur un principe de la coincidence de plusieurs informations pour le declenchement de l'alarme. Les caracteristiques physiques et electroniques minimales d'un materiel garantissant un fonctionnement sur et limitant au maximum le risque de fausses alarmes etablies a la demande de la Sous-Commission des Masses Critiques sont exposees avec quelques details. Les materiels realises sur ces bases au Commissariat a l'Energie Atomique ont fait l'objet d'essais systematiques dans des conditions reelles d'excursion nucleaire aupres du Health Physics Research Reactor du Laboratoire National d'Oak Ridge. Ces essais ont permis de retenir deux principes de sondes de detection qui seront decrites: sonde a photomultiplicateur fonctionnant en courant et sonde a semi-conducteur. Enfin les auteurs presentent un exemple concret de realisation d'un equipement complet de detecteur des accidents de criticite dans une installation traitant de la matiere fissile. B - L'evolution des installations de detection des ruptures de gaines (DRG) dans les piles francaises. La majorite des efforts dans le domaine de la detection des ruptures de gaine a porte ces dernieres annees sur les grands reacteurs refroidis par gaz, ou le probleme des ruptures de gaine est lie a la rentabilite de la centrale. Une adaptation des techniques mises au point a cette occasion permet ensuite de resoudre facilement les problemes de detection pour les autres types de reacteurs. L'essentiel de l'evolution des diverses installations realisees ou en cours de realisation s'est traduit par une progression constante vers une plus grande automaticite et par l'utilisation de detecteurs fonctionnant sous des temperatures et des pressions de plus en plus elevees. Apres la pile G 3 qui possedait deja une installation tres automatique, on a vu apparaitre pour les piles

  16. Modelisation des effets physico-techniques pour la conception des ...

    African Journals Online (AJOL)

    automatisation dans les installations industrielles a besoin d'une régulation automatique des commandes des processus technologiques pour lesquelles certaines contraintes sont à relever compte tenu des exigences des innovations scientifiques de ...

  17. Vecteurs Singuliers des Theories des Champs Conformes Minimales

    Science.gov (United States)

    Benoit, Louis

    En 1984 Belavin, Polyakov et Zamolodchikov revolutionnent la theorie des champs en explicitant une nouvelle gamme de theories, les theories quantiques des champs bidimensionnelles invariantes sous les transformations conformes. L'algebre des transformations conformes de l'espace-temps presente une caracteristique remarquable: en deux dimensions elle possede un nombre infini de generateurs. Cette propriete impose de telles conditions aux fonctions de correlations qu'il est possible de les evaluer sans aucune approximation. Les champs des theories conformes appartiennent a des representations de plus haut poids de l'algebre de Virasoro, une extension centrale de l'algebre conforme du plan. Ces representations sont etiquetees par h, le poids conforme de leur vecteur de plus haut poids, et par la charge centrale c, le facteur de l'extension centrale, commune a toutes les representations d'une meme theorie. Les theories conformes minimales sont constituees d'un nombre fini de representations. Parmi celles-ci se trouvent des theories unitaires dont les representation forment la serie discrete de l'algebre de Virasoro; leur poids h a la forme h_{p,q}(m)=[ (p(m+1) -qm)^2-1] (4m(m+1)), ou p,q et m sont des entiers positifs et p+q= 2. Ces representations possedent un sous-espace invariant engendre par deux sous-representations avec h_1=h_{p,q} + pq et h_2=h_{p,q} + (m-p)(m+1-q) dont chacun des vecteurs de plus haut poids portent le nom de vecteur singulier et sont notes respectivement |Psi _{p,q}> et |Psi_{m-p,m+1-q}>. . Les theories super-conformes sont une version super-symetrique des theories conformes. Leurs champs appartiennent a des representation de plus haut poids de l'algebre de Neveu-Schwarz, une des deux extensions super -symetriques de l'algebre de Virasoro. Les theories super -conformes minimales possedent la meme structure que les theories conformes minimales. Les representations sont elements de la serie h_{p,q}= [ (p(m+2)-qm)^2-4] /(8m(m+2)) ou p,q et m sont

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dardour, S

    2007-04-15

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

  19. La science et la théorie de l'information

    CERN Document Server

    Brillouin, Léon

    1959-01-01

    SOMMAIRE I - Définition de l'information. - Définition de l'information. - Systèmes d'unités. - Généralisations et exemples. - Information utilisant l'alphabet. - Information contenue dans un ensemble de symboles avec différentes probabilités a priori. - Remarques générales. II - Application des définitions et discussion générale. - Définition. - Propriété A, B et C. - Cas de couplage. - Information conditionnelle. III - Redondance dans la langue anglaise. - Corrélation et cas de couplage. - Corrélation dans le langage. - Redondance dans le langage. - Quelques exemples types. - Systèmes de codage. IV - Principe du codage; étude de la capacité d'une voie. - Introduction. - Définition d'une voie et de sa capacité. - Symboles, mots et messages dans un codage séquentiel (par signes successifs). - Discussion. - Exemples. - Évaluation de la capacité d'une voie. - Adaptation de la capacité d'une voie. - Problème général, symboles de différentes longueurs. - Problème de l'adaptatio...

  20. Utilisation sans risque des eaux usées, des excréta et des eaux ...

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

    Les responsables de ce projet piloteront l'application et l'adaptation des principes directeurs relatifs à l'utilisation sans risque des eaux usées, des excreta et des eaux grises en agriculture et en aquaculture (Guidelines for the Safe Use of Wastewater, Excreta and Greywater in Agriculture and Aquaculture), que ...

  1. ANALYSE DES PERCEPTIONS LOCALES ET DES FACTEURS ...

    African Journals Online (AJOL)

    AISA

    1Faculté des Sciences Agronomiques (FSA), Université d'Abomey-Calavi (UAC), 01 BP 526 Cotonou Bénin. Email : cgbemavo@yahoo.fr. 2Institut National des Recherches Agricoles du Bénin, Centre de Recherches Agricoles d'Agonkanmey (CRA-A),. Laboratoire des Sciences du Sol, Eau et Environnement (LSSEE).

  2. variabilite des productions et des revenus des exploitations

    African Journals Online (AJOL)

    3Centre de coopération internationale en recherche agronomique pour le développement (CIRAD), UMR Innovation,. Montpellier, France. Doubangolo COULIBALY, Email kone_b@yahoo.fr. RESUME. La durabilité des systèmes de production à base de coton dans un contexte de variabilité des prix aux producteurs et de ...

  3. Le statut vitaminique des individus et des populations…

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Icart Jean-Claude

    2000-05-01

    Full Text Available Comme le souligne un récent rapport du Haut comité de santé publique, le statut vitaminique des individus et des populations demeure une question d’actualité. Si les études ne révèlent plus de signes évocateurs de carence, au plus des problèmes de déficiences pour certains groupes à risque, des interrogations, demeurent malgré le contexte d’abondance, concernant la couverture des besoins, laquelle pourrait s’avérer inférieure aux valeurs considérées comme satisfaisantes.

  4. Application des TIC à l'atténuation des effets des catastrophes dans ...

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

    L'Amérique centrale est souvent aux prises avec des inondations et des ... (SIG) et de traitement des images, afin de cartographier les dangers et de modéliser les ... de l'Institut d'étude du développement international de l'Université McGill.

  5. Theoretical, physical and experimental study of fissile aqueous media; Etudes theorique, physique et experimentale des milieux fissiles aqueux

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-04-01

    neutrons emis par neutron absorbe moyenne sur Le spectre de neutrons du reacteur) - Evaluation de la precision avec laquelle sont connus ces rapports; d) Effet du Pu240: les mesures sont faites sur du Pu a teneurs en Pu240 egales a 1.5 pour cent, 3.11 pour cent et 9.95 pour cent; Un calcul de l'integrale de resonance I240 a partir des resultats experimentaux donne des valeurs en accord raisonnable avec les resultats obtenus par d'autres methodes plus classiques. e) Mesures d'indices de spectre sur les milieux aqueux contenant Pu, U5 et U3. Celles-ci permettent d'obtenir les rapports des sections efficaces moyennes de fission {sigma}f239-bar / {sigma}f235-bar sur ces differents spectres. Une comparaison calculs-experience est faite au moyen de diverses methodes theoriques. (auteur)

  6. Theoretical, physical and experimental study of fissile aqueous media; Etudes theorique, physique et experimentale des milieux fissiles aqueux

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-04-01

    par neutron absorbe moyenne sur Le spectre de neutrons du reacteur) - Evaluation de la precision avec laquelle sont connus ces rapports; d) Effet du Pu240: les mesures sont faites sur du Pu a teneurs en Pu240 egales a 1.5 pour cent, 3.11 pour cent et 9.95 pour cent; Un calcul de l'integrale de resonance I240 a partir des resultats experimentaux donne des valeurs en accord raisonnable avec les resultats obtenus par d'autres methodes plus classiques. e) Mesures d'indices de spectre sur les milieux aqueux contenant Pu, U5 et U3. Celles-ci permettent d'obtenir les rapports des sections efficaces moyennes de fission {sigma}f239-bar / {sigma}f235-bar sur ces differents spectres. Une comparaison calculs-experience est faite au moyen de diverses methodes theoriques. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  8. La gestion des résultats des entreprises innovantes

    OpenAIRE

    Dumas, Guillaume

    2014-01-01

    Cette thèse s’intéresse à la gestion des résultats dans le cadre des entreprises innovantes. Elle est constituée de trois articles. Dans le premier, il s’agit d’examiner si les résultats des entreprises innovantes sont gérés et si le stade de développement des innovations influence cette gestion des résultats. Il apparaît que les résultats des entreprises innovantes sont gérés à la hausse. Cette gestion ne semble intervenir qu’au cours de l’activité d’innovation (c’est-à-dire lorsque les entr...

  9. Etude des erreurs d'estimation des populations par la méthode des captures successives (DeLURY, 2 captures et des captures-recaptures (PETERSEN

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    LAURENT M.

    1978-01-01

    Full Text Available L'estimation des populations naturelles par capture-recapture et par captures successives est souvent entachée d'erreur car, dans de nombreux cas, l'hypothèse fondamentale d'égalité des probabilités de captures pour tous les individus dans le temps et dans l'espace n'est pas respectée. Dans le cas des populations de poissons envisagés ici, les captures ont lieu par la pêche électrique. On a pu chiffrer l'ordre de grandeur des erreurs systématiques faites sur l'estimation des peuplements, en fonction des conditions particulières, biotiques et abiotiques, des différents milieux inventoriés.

  10. From the coupling between ion beam analysis techniques and physico-chemical characterization methods to the study of irradiation effects on materials behaviour; Du couplage des techniques d'analyse par faisceaux d'ions et des methodes de caracterisation physico-chimique a l'etude des effets d'irradiation sur le comportement des materiaux

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Millard-Pinard, N

    2003-07-01

    The general purpose of my research work is to follow and to interpret the surface evolution of materials, which have received several treatments. During my PhD and my post-doc work, my field of research was tribology. Since I arrived in the 'Aval du Cycle Electronucleaire' group of the Institut de Physique Nucleaire de Lyon, my research activities are in line with the CNRS program 'PACE ' (Programme sur l'Aval du Cycle Electronucleaire) within the ACTINET network. They are coordinated by the PARIS (Physico-chimie des actinides et autres radioelements en solution et aux interfaces) and NOMADE (NOuveaux MAteriaux pour les DEchets) GDR with ANDRA (Agence Nationale pour la gestion des Dechets RAdioactifs), EDF and IRSN (Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire) as partner organisations. My work focused on the study of fission products and actinides migration in barrier materials, which may be capable of assuring the long term safety of deep geological repositories. Until now, it was necessary to use the coupling of ion beam analysis techniques and physico-chemical characterization techniques. During the last few months, I have became interested in understanding radiolytic effects. This new orientation has led us to use ion beams as an irradiating tool. These irradiation experiments are pursued in three major projects. The study of cobalt sulfide inhibition effects of radiolysis gas production during the irradiation of model organic molecules. This is a collaboration with the IRSN, the Institut de Recherche sur la Catalyse and the Ecole Nationale Superieure des Mines de Saint-Etienne. A PhD, co-directed by M. Pijolat from ENSMSE and myself, concerning this study will start in October 2003. Water radiolysis effects on iron corrosion are also studied in the particular case of vitrified nuclear waste containers, which will be stored in deep geological repositories. One ANDRA financed PhD, co-directed by Nathalie Moncoffre and myself, is dedicated to this study

  11. Pegase: safety studies - experimental study of burn-out risks in transient operation; Pegase: etude de surete - etude experimentale des risques de burn out en regime transitoire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    An experiment out-of-pile experimental set up is proposed simulating the breakage of a pipe supplying the core of the reactor Pegase. The two fast phenomena, depressurization of the vessel and flow reversal, are reproduced. The aluminium heating channel has the same shape as that of the reactor channel but has twice the heat capacity. The starting conditions are V= 4.50 and 6 m/sec., T{sub E} = 50 and 60 degrees C and P{sub E} = 4 bars. The results show that the critical flux PHI{sub C} varies with the flow-rate from 45 to 60 W/cm{sup 2} in the case where there is no power reduction. For fluxes of 90 W/cm{sup 2} the results lead to the conclusion that the hot channel attains a state of burn-out after 0.1 sec. and that its temperature reaches 500 C in 0.8 sec. The hydrodynamic conditions in the channels after the accident involve periodic expulsion (0.2 to 0.5 sec.), characteristic of boiling at low pressure. A study of the steady state flow redistribution through a by-pass has given flux redistribution PHI{sub R} of 190 W/cm{sup 2} for a flow rate of 4.5 m/sec. at 50 and of 175 W/cm{sup 2} at 60 C. These values increase which has to be made between the critical flux PHI{sub C} during the periodic expulsion conditions and the flux redistribution PHI{sub R} during the steady state, has been shown. (author) [French] On propose un schema experimental hors pile d'une rupture du tuyau alimentant le coeur du reacteur PEGASE. On reproduit les phenomenes rapides de depressurisation du caisson et d'inversion du debit dans le coeur. Le canal chauffant en aluminium a la meme geometrie que le canal du reacteur, mais une capacite calorifique double. Les conditions initiales sont V= 4.5 et 6 m/s, T{sub E} = 50 et 60 C et P{sub E} = 4 bars. Les resultats montrent que le flux critique PHI{sub C} evolue avec la vitesse de 45 a 60 60 W/cm{sup 2} dans le cas ou il n'y a pas reduction de puissance. Pour des flux de 90 W/cm{sup 2} l'interpretation des resultats permet de conclure que le

  12. Injectabilite des coulis de ciment dans des milieux fissures

    Science.gov (United States)

    Mnif, Thameur

    Le travail presente ici est un bilan du travaux de recherche effectues sur l'injectabilite des coulis de ciment dans lu milieux fissures. Un certain nombre de coulis a base de ciment Portland et microfin ont ete selectionnes afin de caracteriser leur capacite a penetrer des milieux fissures. Une partie des essais a ete menee en laboratoire. L'etude rheologique des differents melanges a permis de tester l'influence de l'ajout de superplastifiant et/ou de fumee de silice sur la distribution granulometrique des coulis et par consequent sur leur capacite a injecter des colonnes de sable simulant un milieu fissure donne. La classe granulometrique d'un coulis, sa stabilite et sa fluidite sont apparus comme les trois facteurs principaux pour la reussite d'une injection. Un facteur de finesse a ete defini au cours de cette etude: base sur la classe granulometrique du ciment et sa stabilite, il peut entrer dans la formulation theorique du debit d'injection avant application sur chantier. La deuxieme et derniere partie de l'etude presente les resultats de deux projets de recherche sur l'injection realises sur chantier. L'injection de dalles de beton fissurees a permis le suivi de l'evolution des pressions avec la distance au point d'injection. L'injection de murs de maconnerie a caractere historique a montre l'importance de la definition de criteres de performance des coulis a utiliser pour traiter un milieu donne et pour un objectif donne. Plusieurs melanges peuvent ainsi etre predefinis et mis a disposition sur le chantier. La complementarite des ciments traditionnels et des ciments microfins devient alors un atout important. Le choix d'utilisation de ces melanges est fonction du terrain rencontre. En conclusion, cette recherche etablit une methodologie pour la selection des coulis a base de ciment et des pressions d'injection en fonction de l'ouverture des fissures ou joints de construction.

  13. La gouvernance des risques naturels et la problematique des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Depuis quelques années, la gouvernance des risques naturels dus aux inondations remet en cause les processus de mise en oeuvre des politiques urbaines et la qualité de la structure des aménagements dans les grandes villes du Golfe de Guinée. La perception de la gouvernance et l'application des politiques de ...

  14. Contribution to the study of the production and properties of finely divided solids, prepared in a flame reactor (1960); Contribution a l'etude de procedes d'obtention et des proprietes des solides finement divises elabores dans un reacteur a flamme (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-04-15

    Sufficiently fine particles cannot be obtained by the grinding of crystals. It is therefore logical to adopt a method whereby the solid is formed from a compound in the vapour phase notable amongst such compounds, volatile at moderate temperatures, are certain organic derivatives of metals and the metallic halides. Formation of the solid from its gaseous derivative should be possible by hydrolysis or oxidation without the dispersion of the reaction medium being modified. The simplest method seems to be to obtain the reaction in an oxy-hydrogen blow-pipe. When the gases in the blow-pipe contain a volatile metallic compound, precipitation of finely divided solid in the form of oxide is produced in the flame at high temperature. Aluminium, titanium, iron and zirconium oxides and silica, the particles of which are spherical and very homogeneous in diameter, have been prepared in this way. The specific surfaces calculated from the diameters on electron microscope photographs are in agreement with those measured by adsorption of nitrogen at 195 deg. C. The oxides thus prepared are therefore not intensely porous. The properties and size of the oxide particles are studied as a function of various operational parameters, such as flame temperature and concentration of volatile metal derivative in the reactive gases. When the blow-pipe is supplied with oxide particles of small diameter, a very marked increase in size is observed. The properties of these preparations are also examined. (author) [French] Les procedes de broyage des cristaux ne conduisent pas a des particules suffisamment fines. Aussi, il est logique de s'adresser a un procede de formation du solide a partir d'un compose se trouvant en phase vapeur. De tels composes, volatils a des temperatures moderees, sont notamment certains derives organiques des metaux et les halogenures metalliques. La formation du solide a partir de son derive gazeux doit pouvoir etre effectuee par l'hydrolyse ou l'oxydation, sans que la

  15. The diffusion coefficient as a function of energy for usual moderators; Le coefficient de diffusion en fonction de l'energie des thermaliseurs usuels

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cadilhac, M; Livolant, M; Pillard, D; Soule, J -L [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    1966-07-01

    After a review of the definition of the energy function to be taken for the diffusion coefficient used in calculations of reactor cells, in the elementary theory of diffusion, various possible approximations of this function are given. These approximations are shown to be accurate enough for practical uses. Methods for the direct calculations of these approximations for the currently used 'normal' models (methods avoiding the calculation of differential cross sections) are described; these methods are applied to several usual moderators at various temperatures according to different models. (authors) [French] On rappelle la definition de la fonction de l'energie que l'on doit prendre pour le coefficient de diffusion dans les calculs de cellule de reacteur en theorie elementaire de la diffusion. Puis on indique diverses approximations possibles de cette fonction. On montre que ces approximations ont en pratique une precision suffisante. Enfin on decrit des methodes de calcul direct de ces approximations pour les modeles 'normaux' couramment employes (methodes qui evitent d'avoir a calculer les sections efficaces differentielles), et on les applique a plusieurs thermaliseurs usuels a differentes temperatures (selon differents modeles). (auteurs)

  16. System Properties and Control of Turbocharged Diesel Engines with High-and Low-Pressure EGR Propriétés système et contrôle de moteurs Diesel turbocompressés avec EGR haute et basse pression

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Mrosek M.

    2011-09-01

    Full Text Available An extension of the air-and exhaust-system with a low-pressure EGR has the potential to significantly reduce the NOx emissions. Besides a cooled high-pressure EGR and the turbocharger with variable geometry turbine, the low-pressure EGR introduces an additional degree of freedom to control the cylinder charge. This increasing complexity of the air system can be handled with model based control structures and a model based controller calibration. Its static and dynamic properties are investigated. Besides the static couplings in the classical air path, additional couplings appear. A decentralised gain scheduled PI(D-control approach is chosen to control the variables air mass flow rate, high-pressure EGR mass flow rate and charge air pressure. An automated controller calibration, based on a semi-physical mean value model of reduced complexity, is presented. The controller maps depend on the engine operation point and are calibrated by a local linearisation of the semi-physical model. Further, a semi-physical control is capable to almost solely control the air mass flow rate via the low-pressure EGR actuators. This control implicitly accounts for couplings between charge air pressure, high-pressure EGR and the low-pressure EGR system. Finally testbed results are shown. Une extension du système d’air et d’échappement au moyen d’EGR basse pression peut potentiellement réduire significativement les émissions de NOx. À côté de l’EGR haute pression refroidi et du turbocompresseur à turbine à géométrie variable, l’EGR basse pression introduit un degré de liberté supplémentaire pour contrôler la charge du cylindre. Cette complexité croissante du système d’air peut être traitée à l’aide de structures de contrôle et d’un étalonnage de régulateur basés sur des modèles. Ses propriétés statiques et dynamiques sont étudiées. En dehors des couplages statiques dans la boucle d’air classique, des couplages

  17. EFFET DES TRAITEMENTS THERMIQUES SUR LA REACTION ENTRE DES COUCHES MINCES DE TITANE ET DES SUBSTRATS EN ACIER

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    D Slimani

    2015-06-01

    Full Text Available Des couches minces du titane pur ont été déposées avec la méthode de pulvérisation cathodique sur des substrats en acier, type FF80 K-1 contenants ~1% mass. en carbone. La réaction entre les deux parties du système substrat-couche mince est activée avec des traitements thermiques sous vide dans l’intervalle de températures de 400 à900°Cpendant 30 minutes. Les Spectres de diffraction de rayons x confirment l’inter- diffusion des éléments  chimiques du système résultants la formation et la croissance des nouvelles phases en particulier le carbure binaire TiC ayant des caractéristiques thermomécaniques importantes. L’analyse morphologique des échantillons traités  avec le microscope électronique à balayage (MEB montre l’augmentation du flux de diffusion atomique avec la température de recuit, notamment la diffusion du manganèse et du fer vers la surface libre des échantillons aux températures élevées provoquant la dégradation des propriétés mécaniques des revêtements contrairement au premiers stades d’interaction où on a obtenu des bonnes valeurs de la microdureté.

  18. 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)

  19. Promouvoir l'entrepreneuriat inclusif des jeunes et des femmes ...

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

    Le projet vise à analyser la contribution réelle et potentielle de l'entrepreneuriat inclusif au bien-être des jeunes et des femmes en Côte d'Ivoire, au Burkina Faso et au Kenya. Après un état des lieux de la pratique de l'entrepreneuriat inclusif dans chacun des pays ciblés, l'équipe de recherche étudiera son incidence sur ...

  20. Étude des distributions de contraintes autour d'un puits pétrolier. Application au calcul des pressions d'initiation de fracturation hydraulique Research on Stress Distribution Around an Oil Or Gas Well. Application to Calculating Pressures for Initiating Hydraulic Fracturing

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Skoczylas F.

    2006-11-01

    Full Text Available Des méthodes de résolution analytiques et numériques ont été proposées, pour déterminer les distributions de contraintes autour de forages pétroliers dans le cas de matériaux peu résistants. Le calcul de ces distributions aboutit à la détermination des pressions de fracturation. Le critère de plasticité de Mohr-Coulomb a été choisi pour la résolution analytique. Cette étude permet d'établir trois schémas types de distribution de contraintes, au moment de la fracturation, pour un régime permanent d'écoulement. La géométrie axisymétrique du modèle a permis d'utiliser une méthode numérique par schéma aux différences finies. La loi de comportement du matériau est déduite du critère de plasticité de Drucker. Cette résolution permet le chargement incrémental en pression dans le forage et de simuler une injection rapide par un couplage simplifié fluide-squelette. Le modèle élastoplastique à deux surfaces de charge de Lade-Shao a finalement été retenu pour décrire l'écrouissage du matériau. La comparaison des résultats des différentes méthodes de calcul s'effectue sur la base de l'influence respective du coefficient de poussée au repos Ko, du coefficient de Poisson et de la résistance à la compression, Co, du matériau. Analytical and numerical methods are proposed, in order to determine stresses distribution around borehole for axisymetric problems in the case of low strengh materials. Calculation of these distributions leads to the determination of hydraulic fracture-pressure. Analytical solutions were found in the case of Mohr-Coulomb criterion and steady flow. These solutions leads to three typical stresses distributions when hydraulic fracture takes place. Because problem's axisymetry, the finite difference method was used. The constitutive law was deduced using Drücker plasticity criterion with an associated flow rule for elastic perfectly plastic behaviour. Such a numerical method can take into

  1. 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.)

  2. 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.)

  3. Prise en charge des urgences au service d'accueil des urgences ...

    African Journals Online (AJOL)

    Introduction: La prise en charge des patients dans les services d'accueil des urgences est une des meilleures vitrines d'un système de santé. En Afrique subsaharienne, la gestion des urgences se heurte à des difficultés humaines et matérielles. Le but de ce travail était d'évaluer les difficultés de prise en charge au Service ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-04-15

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

  5. Connaissances, attitudes et pratiques des prestataires de santé des ...

    African Journals Online (AJOL)

    ... des prestataires interrogés avaient respectivement une bonne connaissance des facteurs de risque et des moyens de dépistage. Les signes évocateurs et les examens complémentaires nécessaires au diagnostic du cancer du sein étaient connus par 15,3 % des prestataires. La définition du cancer du sein et les moyens ...

  6. The effects of spots (or grains) and the mean work function of a polycrystalline emitter; Les effets des taches (ou grains) et le travail de sortie moyen d'un emetteur polycristallin

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Devin, B; Phuc Nguyen, Xuan [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The direct conversion of thermal energy at high temperature to electrical energy using plasma diodes is studied in the Electronic Physics Service of the French Atomic Energy Commission. Research concerns the adaptation of these diodes to nuclear reactors with a view especially to providing power for operating the instruments of space vehicles. In parallel with the semi-industrial realizations and tests, an important part of the activity of the service is directed towards fundamental research into physical phenomena convected with thermionic emission with a view to improving present performances. (authors) [French] La conversion directe de l'energie thermique a haute temperature en energie electrique par diodes a plasma est etudiee au Service d'Electronique Physique du Commissariat a l'Energie Atomique. On etudie l'adaptation de ces diodes aux reacteurs nucleaires, notamment en vue de fournir l'energie de servitude dans les vehicules spatiaux. Parallelement aux realisations et essais semi-industriels, une part importante de l'activite du Service est orientee vers l'etude fondamentale des phenomenes physiques lies a la conversion thermoionique dans le but d'ameliorer les performances actuelles. (auteurs)

  7. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  8. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  9. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  10. Usages des TIC et socialisation professionnelle des enseignants-chercheurs

    OpenAIRE

    Lavielle-Gutnik, Nathalie; Massou, Luc

    2013-01-01

    En prenant appui sur une nouvelle analyse des données recueillies dans l’enquête Tec-Meus (2008-2011, MSH Lorraine) sur la place accordée par des enseignants-chercheurs en sciences humaines et sociales aux technologies de l’information et de la communication (TIC) dans leur activité d’enseignement, nous souhaitons nous focaliser dans cet article sur la compréhension des processus de socialisation professionnelle en jeu dans leur usage déclaré des TIC. Par socialisation professionnelle, nous e...

  11. Evaluer des études de gestion des entreprises : combiner des éléments principales avec des éléments pratiques

    NARCIS (Netherlands)

    Pennink, B.J.W.

    2002-01-01

    Evaluer la recherche de gestion demande une combinaison des critères classiques et des critères pratiques. Par cette combinaison il est possible de trouver une réponse cerrecte concernant la validité et l'effet de la recherche. Dans cet article nous allons décrire comment une combinaison des

  12. Aspects des Onychomycoses chez des patients camerounais de ...

    African Journals Online (AJOL)

    ... biologiques et évolutifs des onychomycoses chez des patients camerounais. Méthode : Il s'agit d'une étude rétrospective et descriptive menée de mars 2011 à mars 2014 dans l'unité de dermatologie de l'hôpital général de Douala (HGD), incluant des patients chez lesquels le diagnostic d'onychomycose avait été posé.

  13. Architecture, des normes et des systèmes d'information libres, phase ...

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

    Architecture, des normes et des systèmes d'information libres, phase II (OASIS II) - Renforcement des capacités dans l'ensemble de l'Afrique. Sur presque tout le continent africain, la prestation des services de santé est limitée en raison des maigres ressources disponibles et de la charge de morbidité de plus en plus ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  15. L'exode des cerveaux et le renforcement des capacités en Afrique ...

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

    1 févr. 2011 ... Ce phénomène ébranle les assises économiques et politiques de bien des pays africains. ... le défi consiste à recruter ces cerveaux. ... des missions africaines, des organisations non gouvernementales et des groupes de la diaspora réunis pour parler de l'exode des cerveaux en Afrique et des stratégies à ...

  16. Influence de l'occupation des terres sur la dynamique des ...

    African Journals Online (AJOL)

    L'objectif de la présente étude est d'évaluer l'impact de mise en culture, des pâturages, des jachères et l'influence des villages sur la dynamique des communautés végétales de la commune de ..... mais il n'y a que peu de recrutement. Au-delà de cinq ans, taille et phytovolume diminuent, témoignant du vieillissement de la ...

  17. GENOMIQUE ET LIPIDES Génomique et métabolisme des lipides des plantes

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Delseny Michel

    2002-03-01

    Full Text Available Il existe dans les bases de données publiques une énorme quantité de séquences d’ADN dérivées de plantes, et notamment la séquence complète du génome d’Arabidopsis thaliana, une plante modèle pour les oléagineux, proche parente du colza. Ces données constituent une ressource importante non seulement pour la compréhension de métabolisme lipidique et de sa régulation, mais aussi pour la sélection et le développement de variétés nouvelles d’oléagineux produisant davantage d’huiles ou des huiles de composition nouvelle. Cette abondance de séquences peut être exploitée, en utilisant les recherches d’homologies, pour identifier les gènes, pour obtenir des informations sur leur fonction, comme pour repérer des gènes candidats codant des fonctions nouvelles. L’analyse de ces bases de données a révélé que la majeure partie des gènes codant des enzymes impliquées dans le métabolisme lipidique appartient à des petites familles multigéniques, reflétant la diversification des fonctions des isoformes. Une analyse du catalogue des ADNc séquencés en aveugle reflète les niveaux d’expression des différents gènes et fournit un aperçu des régulations des flux au travers des voies métaboliques conduisant à la biosynthèse des lipides de réserve. La disponibilité de mutants et de lignées transgéniques d’Arabidopsis et le développement de puces à ADN qui permettent l’analyse simultanée de plusieurs milliers de gènes conduiront à une meilleure compréhension des facteurs qui régulent le métabolisme des huiles dans les graines. Une telle connaissance facilitera la manipulation de la composition des huiles et des quantités produites dans les graines.

  18. The purification by ion exchange resins of the heavy water la the reactors EL1 and EL2. B - study of the general properties of the resins used; Purification par resines echangeuses d'ions de l'eau lourde de reacteurs EL1 et EL2. B - etude des proprietes generales des resines utilisees

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fourre,; Platzer, [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    Within the programme of the pile heavy water purification project, organized by the stable Isotopes Section, we have carried out a certain number of tests on ion exchange resins. The problem posed by the stable Isotopes Section was to determine the conditions of utilisation of ion exchange resins, knowing that they would be employed in a system branching off the heavy water circuit in the piles. These investigations were carried out in close collaboration with the stable Isotopes Section, and were guided chiefly by the extremely short delay permitted between the laboratory study and its application to the piles. The tests are divided into two groups: 1- General properties of the resins. 2- Utilisation of the resins, particularly in an apparatus similar to those mounted on the piles but of smaller dimensions. (author) [French] Dans le cadre du projet d'epuration de l'eau lourde des piles, traite par la Section des Isotopes stables, nous avons fait un certain nombre d'essais sur les resines echangeuses d'ions. Le probleme pose par la Section des Isotopes stables etait de determiner les conditions d'utilisation des resines echangeuses d'ions sachant qu'elles devraient etre employees dans un appareil place en derivation sur le circuit d'eau lourde des piles. L'ensemble de l'etude a ete mene en collaboration etroite avec la Section des Isotopes stables et a ete guide principalement par le delai extremement court dans lequel l'etude de laboratoire devait etre appliquee aux piles. Les essais se divisent en deux groupes: 1- Proprietes generales des resines. 2- Utilisation des resines, en particulier dans un appareil analogue a ceux montes sur les piles, mais de dimensions reduites. (auteur)

  19. Des dispositions responsables à prendre pour la protection des ...

    African Journals Online (AJOL)

    En considérant l'effet néfaste des maladies, des parasites, du changement climatique et d'autres facteurs environnementaux (les OGM par exemple) sur la survie des abeilles, la baisse de leurs populations dans certaines parties du monde ne saurait être attribuée aux seules pesticides. En plus, l'impact de ces derniers sur ...

  20. Gestion des risques

    CERN Document Server

    Louisot, Jean-Paul

    2009-01-01

    Depuis le début du lie siècle, la gestion des risques connaît une véritable révolution culturelle. Jusqu'alors fonction technique, centrée autour de l'achat de couverture d'assurances, elle est devenue une discipline managériale et transversale : une valise d'instruments que chaque manager doit connaître et appliquer quels que soient son domaine de compétence et ses missions au sein de l'organisation. En effet, la gestion des risques est une culture qui doit être assimilée par chacun des acteurs. C'est précisément l'ambition des 101 questions rassemblées dans cet ouvrage : apporter à chaque manager d'entreprise, de collectivité, d'établissement de santé..., des réponses claires au " pourquoi " et au " comment " : Comment identifier les risques ? Comment analyser les risques ? Quels sont les objectifs de la gestion des risques ? Une carte des risques pour quoi faire ? Pourquoi faut-il financer les risques ? Les entreprises ont-elles des responsabilités pénales ? En quoi consiste la gestion...

  1. Comportement des polluants des eaux pluviales urbaines en ...

    African Journals Online (AJOL)

    développement et la croissance des organismes vivant dans l'eau et particulièrement les micro- organismes. Le suivi des températures enregistrées oscille entre 9 et 16°C dans les trois sites d'observation durant la période ... de la lumière du soleil. Le site C est bien aéré et .... Effets de différents modes de gestion des eaux ...

  2. Caractérisation des plantes médicinales à flavonoïdes des marchés ...

    African Journals Online (AJOL)

    Les espèces guinéo-congolaises sont les plus abondantes et le mode de dissémination majoritaire des diaspores est la zoochorie. Les plantes à flavonoïdes les plus utilisées sont : Combretum micranthum, Aloe vera, Ageratum conyzoïdes et Cylicodiscus gabonensis. Elles rentrent dans le traitement de 73 maladies parmi ...

  3. Impact de la preparation des anodes crues et des conditions de cuisson sur la fissuration dans des anodes denses

    Science.gov (United States)

    Amrani, Salah

    La fabrication de l'aluminium est realisee dans une cellule d'electrolyse, et cette operation utilise des anodes en carbone. L'evaluation de la qualite de ces anodes reste indispensable avant leur utilisation. La presence des fissures dans les anodes provoque une perturbation du procede l'electrolyse et une diminution de sa performance. Ce projet a ete entrepris pour determiner l'impact des differents parametres de procedes de fabrication des anodes sur la fissuration des anodes denses. Ces parametres incluent ceux de la fabrication des anodes crues, des proprietes des matieres premieres et de la cuisson. Une recherche bibliographique a ete effectuee sur tous les aspects de la fissuration des anodes en carbone pour compiler les travaux anterieurs. Une methodologie detaillee a ete mise au point pour faciliter le deroulement des travaux et atteindre les objectifs vises. La majorite de ce document est reservee pour la discussion des resultats obtenus au laboratoire de l'UQAC et au niveau industriel. Concernant les etudes realisees a l'UQAC, une partie des travaux experimentaux est reservee a la recherche des differents mecanismes de fissuration dans les anodes denses utilisees dans l'industrie d'aluminium. L'approche etait d'abord basee sur la caracterisation qualitative du mecanisme de la fissuration en surface et en profondeur. Puis, une caracterisation quantitative a ete realisee pour la determination de la distribution de la largeur de la fissure sur toute sa longueur, ainsi que le pourcentage de sa surface par rapport a la surface totale de l'echantillon. Cette etude a ete realisee par le biais de la technique d'analyse d'image utilisee pour caracteriser la fissuration d'un echantillon d'anode cuite. L'analyse surfacique et en profondeur de cet echantillon a permis de voir clairement la formation des fissures sur une grande partie de la surface analysee. L'autre partie des travaux est basee sur la caracterisation des defauts dans des echantillons d'anodes crues

  4. Mesure des couplages trilineaires anomaux des bosons de jauge avec le detecteur OPAL au LEP

    Science.gov (United States)

    Trigger, Isabel Marian

    Since 1996, the Large Electron-Positron collider (LEP) at CERN has run at energies sufficiently high for the pair production of electroweak gauge bosons. This permits stringent new tests of the Standard Model of particle physics, which makes very precise predictions of the force and nature of the couplings between these bosons. Two of the possible production processes for W+W- pairs are e+e - --> Z0/γ --> W+W -, which involve W+W-Z 0 and W+W-γ couplings. A detailed study of W+W- events can be used to verify the non-Abelian nature of electroweak interactions, and also, eventually, to probe for phenomena arising from physics beyond the Standard Model. The existence of certain new heavy particles, for example, might result in anomalous couplings. We measure the W+W-Z0 and W+W-γ couplings directly, from the rate of W+W- production in the OPAL detector and from characteristics of the decay product distributions of these events. There are three possible final states for W+W - decays: (i) two oppositely charged leptons and missing energy (W+W- --> l - n l+ n ); (ii)one charged lepton, two jets and missing energy (W+W- --> qq¯l n ); or (iii)four hadronic jets (W+W - --> qq¯qq¯). This thesis principally describes the four-jet decays. This is a complicated final state to reconstruct, as the kinematics of the event must be used to determine which of three possible jet pairings corresponds to the true W+ and W- , and in order to increase the sensitivity to anomalous couplings, it is also necessary to use the charges and momenta of the hadrons in the jets to reconstruct the charge of each W. The angular distributions of the W+/- and of their decay products are directly related to the helicities of the Ws, and provide an insight into the nature of the gauge boson couplings.

  5. La cire cuticulaire des grains de raisin et des feuilles de la vigne

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    F. RADLER

    1968-06-01

    Full Text Available Je voudrais parler ici des recherches que j'ai effectuées dans le cadre d'un programme de recherches de l'Organisation australienne de recherches (C.S.I.R.O.. Ce sont des recherches sur la structure, la composition chimique et le rôle de la cire cuticulaire des grains de raisins et des feuilles. Ces recherches ont été effectuées principalement lors de l'étude des problèmes relatifs au séchage des raisins pour la production des raisins. Cependant, l'importance de la cire cuticulaire ne se limite pas seulement au séchage des raisins, car elle concerne aussi l'œnologie et les problèmes de la conservation des raisins de table. Je pense donc que mon exposé peut présenter pour vous un certain intérêt.

  6. statut de la matiere organique des cambisols et des lixisols sous

    African Journals Online (AJOL)

    Administrateur

    L'étude vise à évaluer la matière organique des Cambisols et des Lixisols sous formations naturelles de longue durée en zone climatique nord-soudanienne et à établir, les relations entre ... sont supérieures à celles des sols des zones sahélienne et sud-soudanienne. ... globale a eu une corrélation positive avec le pH.

  7. From the coupling between ion beam analysis techniques and physico-chemical characterization methods to the study of irradiation effects on materials behaviour; Du couplage des techniques d'analyse par faisceaux d'ions et des methodes de caracterisation physico-chimique a l'etude des effets d'irradiation sur le comportement des materiaux

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Millard-Pinard, N

    2003-07-01

    The general purpose of my research work is to follow and to interpret the surface evolution of materials, which have received several treatments. During my PhD and my post-doc work, my field of research was tribology. Since I arrived in the 'Aval du Cycle Electronucleaire' group of the Institut de Physique Nucleaire de Lyon, my research activities are in line with the CNRS program 'PACE ' (Programme sur l'Aval du Cycle Electronucleaire) within the ACTINET network. They are coordinated by the PARIS (Physico-chimie des actinides et autres radioelements en solution et aux interfaces) and NOMADE (NOuveaux MAteriaux pour les DEchets) GDR with ANDRA (Agence Nationale pour la gestion des Dechets RAdioactifs), EDF and IRSN (Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire) as partner organisations. My work focused on the study of fission products and actinides migration in barrier materials, which may be capable of assuring the long term safety of deep geological repositories. Until now, it was necessary to use the coupling of ion beam analysis techniques and physico-chemical characterization techniques. During the last few months, I have became interested in understanding radiolytic effects. This new orientation has led us to use ion beams as an irradiating tool. These irradiation experiments are pursued in three major projects. The study of cobalt sulfide inhibition effects of radiolysis gas production during the irradiation of model organic molecules. This is a collaboration with the IRSN, the Institut de Recherche sur la Catalyse and the Ecole Nationale Superieure des Mines de Saint-Etienne. A PhD, co-directed by M. Pijolat from ENSMSE and myself, concerning this study will start in October 2003. Water radiolysis effects on iron corrosion are also studied in the particular case of vitrified nuclear waste containers, which will be stored in deep geological repositories. One ANDRA financed PhD, co-directed by Nathalie Moncoffre and myself, is

  8. Fiabilité des structures mécaniques adaptatives: effet de la panne des actionneurs ou des capteurs sur la stabilité

    Science.gov (United States)

    Fall, H.; Charon, W.; Kouta, R.

    2002-12-01

    Ces dernières décennies, des activités significatives dans le monde étaient dirigées autour du contrôle actif. Le but de ces recherches était essentiellement d'améliorer les performances, la fiabilité et la sécurité des systèmes. Notamment dans le cas des structures soumises à des vibrations aléatoires. D'importants travaux ont été consacré à l'utilisation des “matériaux intelligents” comme capteurs et actionneurs. Cette article propose l'analyse de la fiabilité des systèmes mécaniques en étudiant les pannes des actionneurs ou des capteurs. L'effet de ces pannes sur la stabilité et la performance du système y est démontré. Les méthodologies de conception y sont rappelées. Des exemples numériques sont fournis à travers le contrôle d'un panneau sous chargement dynamique pour illustrer la méthode proposée.

  9. Évaluation des émissions de gaz à effet de serre des filières de traitement et de valorisation des boues issues du traitement des eaux usées

    OpenAIRE

    Reverdy, A.L.; Pradel, M.

    2011-01-01

    / Ce rapport présente l'inventaire des différentes consommations énergétiques, en consommables et des GES pour chaque poste de traitement et de valorisation des boues issues du traitement des eaux usées.

  10. Renforcement de l'autonomie des collectivités au moyen des ...

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

    Cette subvention permettra au ministère des Communications et des Technologies de l'information de l'Égypte ainsi qu'au fonds spécial réservé aux TI de consolider le modèle actuel des clubs de TI en Égypte, par l'entremise de services d'assistance sur demande, d'activités de formation à l'intention du personnel des ...

  11. L' approche des options stratégiques des acteurs dans i' etude des relations tu travail

    OpenAIRE

    López Pino, Carmen Marina

    2011-01-01

    Faire une analyse de la proposition analytique développée par le MIT (Masachussetts Institute of Tecnology) inspirée du concept des options stratégiques pour I' objet de cet article. En premier lieu, les sujets traités seront la problematique des relations du travail et les découvertes fondamentales des différentes recherches de I' equipe du MIT. Après, I' étude fait une courte présentatión sur I' approche des systémes de Dunlop dont I' èquipe cherche améliorer. Ensuite, sont présentés...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-12-01

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

  13. 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.)

  14. Clad failure detection in G 3 - operational feedback; Detection de rupture de gaines G 3 - experience d'exploitation

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Plisson, J [CEA Marcoule, Centre de Production de Plutonium, 30 (France)

    1964-07-01

    After briefly reviewing the role and the principles of clad failure detection, the author describes the working conditions and the conclusions reached after 4 years operation of this installation on the reactor G 3. He mentions also the modifications made to the original installation as well as the tests carried out and the experiments under way. (author) [French] Apres un rappel succinct du role et des principes de la detection de rupture de gaines, l'auteur fait un expose des conditions de fonctionnement et de l'experience tiree de 4 annees d'exploitation de cette installation sur le reacteur G 3. Il signale au passage les modifications apportees a l'installation d'origine, ainsi que les essais effectues, et les experiences en cours.

  15. Developpement des betons semi autoplacants a rheologie adaptee pour des infrastructures

    Science.gov (United States)

    Sotomayor Cruz, Cristian Daniel

    Au cours des dernières décennies, les infrastructures canadiennes et québécoises comportent plusieurs structures en béton armé présentant des problèmes de durabilité dus aux conditions climatiques sévères, à la mauvaise conception des structures, à la qualité des matériaux, aux types des bétons choisis, aux systèmes de construction ou à l'existence d'événements incontrôlables. En ce qui concerne le choix du béton pour la construction des infrastructures, une vaste gamme de béton divisée en deux principaux types peut être utilisée: le béton conventionnel vibré (BCV) et le béton autoplaçant (BAP). Dans le cas d'un BCV, la consolidation inadéquate par vibration a été un problème récurrent, occasionnant des dommages structuraux. Ceci a conduit à une réduction de la durabilité et à une augmentation du coût d'entretien et de réparation des infrastructures. Rien que l'utilisation d'un BAP a des avantages tels que l'élimination de la vibration, la réduction des coûts de main d'oeuvre et l'amélioration de la qualité des structures, néanmoins, le coût initial d'un BAP par rapport à un BCV ne permet pas encore de généraliser son utilisation dans l'industrie de la construction. Ce mémoire présente la conception d'une nouvelle gamme de béton semi-autoplaçant pour la construction des infrastructures (BSAP-I) exigeant une vibration minimale. Il s'agit de trouver un équilibre optimal entre la rhéologie et le coût initial du nouveau béton pour conférer une bonne performance structurale et économique aux structures. Le programme expérimental établi a premièrement permis d'évaluer la faisabilité d'utilisation des BSAP-I pour la mise en place des piliers d'une infrastructure de pont à Sherbrooke. En plus, l'utilisation d'un plan d'expériences a permis l'évaluation de trois paramètres de formulation sur les propriétés des mélanges de BSAP-I à l'état frais et durci. Finalement, l'évaluation de la performance des

  16. Libération des acides gras par autolyse enzymatique des triglycérides des graines oléoprotéagineuses

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Alibert Gilbert

    2001-01-01

    Full Text Available Les acides gras produits par hydrolyse chimique des lipides des plantes sont des matériaux de base pour l’industrie des biocarburants, des lubrifiants, des plastiques, des détergents et également des adjuvants de préparations commerciales d’herbicides. Cependant les procédés actuels de production des acides gras sont hautement polluants et coûteux en énergie. Dans ce travail nous développons un nouveau procédé de production des acides gras mettant en œuvre des plantes génétiquement modifiées. Nous avons introduit dans le tabac, retenu comme plante modèle, une construction génétique comprenant un gène de lipase (de la levure Geotrichum candidum sous le contrôle d’un promoteur graine spécifique (promoteur AtEm1 d’Arabidopsis thaliana. Ce promoteur devrait permettre l’expression du gène de lipase au niveau de l’axe embryonnaire tandis que les lipides s’accumulent dans les corps lipidiques des cotylédons. Dans ces conditions, les lipides de la graine devraient être séparés de la lipase par une compartimentation tissulaire et ne pas interférer. Après broyage des graines on peut penser que la mise en contact des lipides et de la lipase conduira à la libération d’acides gras. Plusieurs transformants ont été produits par transfert de gène à l’aide d’Agrobacterium tumefaciens, quelques-uns d’entre eux exprimant, comme attendu, la lipase dans leurs graines. Trois clones (2, 19 et 43 présentent une activité lipase significative et ont été retenus pour des études complémentaires. Cependant l’activité enzymatique observée est faible et certains clones présentent un défaut de compartimentation entre l’enzyme et les lipides se traduisant par la production d’acides gras dans la graine intacte. Lorsque les graines du clone 43 sont broyées dans un tampon, des acides gras sont produits dans le milieu réactionnel, validant le procédé imaginé. De nouvelles constructions réalisées, soit

  17. A study of the conformation and stability of nitroxide free radicals; Etude de la conformation et de la stabilite de radicaux libres nitroxydes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-03-01

    The first part of this study is an application of nuclear magnetic resonance to the determination of the sign and magnitude of the long range nuclear-electron spin-spin couplings in the free radical nitroxide derived from piperidine. It has been shown that the coupling constants of the protons {gamma} to the nitrogen atom have a pronounced spatial dependence as do the protons in the {beta} position, a point which has not been brought out by previous investigations. Conformational analysis of these compounds has been carried out by measurement of the effect of temperature on the NMR spectra at 310 MHz. The synthesis of di-t-Bu nitroxide labelled with C{sup 13} in the {alpha}-position made possible the unambiguous determination of the corresponding {sup 13}C nuclear-electron spin-spin coupling constant, a parameter which had not previously been measured. The coupling constants measured in the 2,2,6,6-tetramethyl piperidine series could then be attributed to the {sup 13}C atoms in the {beta}-position and their variation related to the conformations of the heterocycles. This constitutes the second part of the work reported here. The final section is devoted to a study of the decomposition of an unstable nitroxide having a hydrogen atom in the p-position. This decomposition is bimolecular and the primary isotope effect shows that the rupture. of the C-H bond is involved. From this one can conclude that a nitroxide is stable when the different groups attached to the nitrogen atom cannot give rise to a decomposition either intra molecularly, if the molecular geometry is suitable, or inter molecularly by dimerisation through attack on a different center of a neighbouring molecule thus leading to a fragmentation or a disproportionation. (author) [French] La premiere partie est une application de la resonance magnetique nucleaire a la determination du signe et de la grandeur des couplages a longue distance dans des radicaux libres nitroxydes piperidiniques. Il est montre que

  18. Paternité des articles et intérêts concurrents : une analyse des recommandations aux auteurs des journaux traitant de pratique pharmaceutique

    Science.gov (United States)

    Courbon, Ève; Tanguay, Cynthia; Lebel, Denis; Bussières, Jean-François

    2014-01-01

    RÉSUMÉ Contexte : La présence d’auteurs honorifiques et fantômes ainsi que les intérêts concurrents représentent des difficultés bien documentées, liées à la publication d’articles scientifiques. Il existe des lignes directrices encadrant la rédaction et la publication de manuscrits scientifiques, notamment celles de l’International Committee of Medical Journal Editors (ICMJE). Objectifs : L’objectif principal de cette étude descriptive et transversale visait à recenser les instructions portant sur la paternité des articles et les intérêts concurrents provenant des recommandations aux auteurs des journaux traitant de pratique pharmaceutique. L’objectif secondaire visait à déterminer des mesures correctrices pour une paternité des articles plus transparente. Méthode : La recherche a débuté par l’identification des journaux traitant de pratique pharmaceutique. La consultation des instructions aux auteurs des journaux a permis ensuite de recenser les recommandations destinées à éviter les problèmes de paternité des articles et d’intérêts concurrents. Finalement, les membres de l’équipe de recherche se sont consultés afin de définir des mesures correctrices possibles à l’intention des chercheurs. Résultats : Des 232 journaux traitant de pharmacie, 33 ont été définis comme traitant de pratique pharmaceutique. Un total de 24 (73 %) journaux mentionnaient suivre la politique de l’ICMJE, 14 (42 %) demandaient aux auteurs de remplir un formulaire de déclaration d’intérêts concurrents au moment de la soumission de l’article, 17 (52 %) présentaient une définition de la qualité d’auteur et 5 (15 %) demandaient de détailler les contributions de chaque auteur. Une grille de 40 critères a été élaborée pour définir l’attribution du statut d’auteur. Conclusion : Moins de la moitié des journaux demandait aux auteurs de transmettre un formulaire de déclaration des intérêts concurrents au moment de la

  19. Contribution des radios communautaires a l'education des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Contribution des radios communautaires a l'education des populations rurales pour un developpement durable au Benin: etude de cas. ... Journal de la Recherche Scientifique de l'Université de Lomé. Journal Home · ABOUT THIS JOURNAL ...

  20. Rôle des germes parasites des bactéries pathogènes dans l'autoépuration des eaux

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    GUELIN A.

    1969-04-01

    Full Text Available Existence dans les eaux polluées de germes parasites qui s'attaquent aux bactéries pathogènes. Le pouvoir bactéricide des eaux polluées dû, en grande partie à la présence dans ces eaux de différents représentants des germes parasites. Possibilité d'application pratique des germes parasites pour l'assainissement des eaux polluées.

  1. 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

  2. Effets des extraits vegetaux sur la dynamique de populations des ...

    African Journals Online (AJOL)

    La présente étude se propose de trouver une alternative de l'utilisation des pesticides chimiques en testant l'effet insecticide des extraits aqueux des feuilles de Hyptis suaveolens, graines de Ricinus communis et de Azadirachta indica contre les ravageurs du niébé en conditions de champ en utilisant le cyperméthrine ...

  3. La participation des femmes à la vie politique se traduit par des ...

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

    La participation des femmes à la vie politique se traduit par des économies locales plus vigoureuses. 08 juin 2016. Image. Des femmes assistent à une réunion d'un groupe d'entraide près d'. Edgard Rodriguez - IDRC. Des femmes assistent à une réunion d'un groupe d'entraide près d'Hyderabad, en Inde. Keenara ...

  4. Incidence des prix et des taxes sur la consommation de produits du ...

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

    Incidence des prix et des taxes sur la consommation de produits du tabac en Argentine, en Bolivie et au Chili. Partout en Amérique du Sud, les adultes et les enfants font une grande consommation de tabac. Un nouveau projet de recherche se penchera sur les avantages et les limites des stratégies de fixation des prix et de ...

  5. 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)

  6. Roles et taches des accompagnateurs des patients hospitalises ...

    African Journals Online (AJOL)

    Roles et taches des accompagnateurs des patients hospitalises dans le service de pneumo-phtysiologie au Centre Hospitalier Universitaire Yalgado Ouedraogo de ... Logistical support represented by material support, drug supply, cleaning of premises, and littering occupied respectively 100%, 91%, 42% and 73%.

  7. Some Aspects of Diffusion Theory

    CERN Document Server

    Pignedoli, A

    2011-01-01

    This title includes: V.C.A. Ferraro: Diffusion of ions in a plasma with applications to the ionosphere; P.C. Kendall: On the diffusion in the atmosphere and ionosphere; F. Henin: Kinetic equations and Brownian motion; T. Kahan: Theorie des reacteurs nucleaires: methodes de resolution perturbationnelles, interactives et variationnelles; C. Cattaneo: Sulla conduzione del calore; C. Agostinelli: Formule di Green per la diffusione del campo magnetico in un fluido elettricamente conduttore; A. Pignedoli: Transformational methods applied to some one-dimensional problems concerning the equations of t

  8. Utilisation des mousses et des pâtes syntactiques pour combler les lacunes des poteries archéologiques

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Viviane Bechoux

    2008-10-01

    Full Text Available Filling potteries missing parts with plaster raises now complex problems during the de-restoration treatments. Ceramics restorers have recurrently questions on the use of plaster in the field of archaeological ceramics restoration. Some researches point to the choice of other filling materials. At the present time other methods can be devised by proposing plaster replacement by a lightened composite material: syntactic foams and pastes.Le comblement des lacunes des poteries à partir du plâtre pose actuellement des problèmes complexes lors des traitements de dérestauration. Les restaurateurs de céramiques s'interrogent de manière récurrente sur l'utilisation du plâtre dans le domaine de la restauration des céramiques archéologiques. Des recherches s'orientent vers le choix d'autres matériaux d'obturation. Actuellement, d'autres méthodes peuvent être mises en place en proposant le remplacement du plâtre par un matériau composite allégé, les mousses et les pâtes syntactiques.

  9. Développer le leadership dans des villes de l'Amérique latine et des ...

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

    Développer le leadership dans des villes de l'Amérique latine et des Caraïbes dans le contexte des changements climatiques. En raison des changements climatiques, de la croissance démographique et de l'urbanisation rapide non planifiée, les villes des pays en développement sont à la fois le principal déclencheur des ...

  10. La Question de L'impunité des Auteurs de Violations des Droits de L'homme

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Maria dos Remédios Fontes Silva

    2010-10-01

    Full Text Available Ce travail pretend faire reflechir à propos de la question de l'impunite des autorites de L'Etat face aux violations des droits de l'homme. On abordera cet egard: a le role de I'amnistie ble complicite des autoritesadministratives c la lenteur des procedures judicieuse.     L'analyse de cette question montre qui L'impunite des responsables des violations des droits de l'homme fait peser une menace sur I'ensemble du systeme de protection universelle des droits de l'homme.          On peut on conduire qu 'aucune societe que aspire à la democratie et ala justice ne peut se construire sur I'amoralite des crimes impunis et I'amnesie officielle.

  11. Membrane fluidization by alcohols inhibits DesK-DesR signalling in Bacillus subtilis.

    Science.gov (United States)

    Vaňousová, Kateřina; Beranová, Jana; Fišer, Radovan; Jemioła-Rzemińska, Malgorzata; Matyska Lišková, Petra; Cybulski, Larisa; Strzałka, Kazimierz; Konopásek, Ivo

    2018-03-01

    After cold shock, the Bacillus subtilis desaturase Des introduces double bonds into the fatty acids of existing membrane phospholipids. The synthesis of Des is regulated exclusively by the two-component system DesK/DesR; DesK serves as a sensor of the state of the membrane and triggers Des synthesis after a decrease in membrane fluidity. The aim of our work is to investigate the biophysical changes in the membrane that are able to affect the DesK signalling state. Using linear alcohols (ethanol, propanol, butanol, hexanol, octanol) and benzyl alcohol, we were able to suppress Des synthesis after a temperature downshift. The changes in the biophysical properties of the membrane caused by alcohol addition were followed using membrane fluorescent probes and differential scanning calorimetry. We found that the membrane fluidization induced by alcohols was reflected in an increased hydration at the lipid-water interface. This is associated with a decrease in DesK activity. The addition of alcohol mimics a temperature increase, which can be measured isothermically by fluorescence anisotropy. The effect of alcohols on the membrane periphery is in line with the concept of the mechanism by which two hydrophilic motifs located at opposite ends of the transmembrane region of DesK, which work as a molecular caliper, sense temperature-dependent variations in membrane properties. Copyright © 2017 Elsevier B.V. All rights reserved.

  12. Photonique des Morphos

    CERN Document Server

    Berthier, Serge

    2010-01-01

    La photonique est déjà présente dans notre vie quotidienne, et on attend maintenant que la manipulation des photons permette aussi le traitement logique des informations. Cependant, l’élément de base qui permet cette manipulation de la lumière, le cristal photonique, est d’une réalisation complexe et mal contrôlée. Dans la course à la maîtrise de la lumière, les structures photoniques naturelles ont beaucoup à nous apprendre. C’est ce que nous montre Serge Berthier qui étudie dans ce livre la structure des écailles des Morphos. Tenant compte de l’essor récent des approches biomimétiques, il présente de manière détaillée plus de dix-huit techniques expérimentales utilisées pour ses analyses, ainsi que les diverses approches théoriques développées pour la modélisation de structures multi-échelles complexes. Première étude quasi-exhaustive des structures fines d’un genre et des propriétés optiques ainsi que colorimétriques générées, ce livre fournit aux entomologiste...

  13. Screening phytochimique et identification spectroscopique des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Origin

    plante, effectuée pour la première fois, a révélé la présence des alcaloïdes, des flavonoïdes, des tanins catéchiques, des terpènes, des coumarines et des composés cyanogénétiques. Quant aux saponines et les quinones libres, ils sont présents chez les fleurs et absents chez les feuilles. La caractérisation des molécules.

  14. Etude du processus de changement vecu par des familles ayant decide d'adopter volontairement des comportements d'attenuation des changements climatiques

    Science.gov (United States)

    Leger, Michel T.

    Les activites humaines energivores telles l'utilisation intensive de l'automobile, la surconsommation de biens et l'usage excessif d'electricite contribuent aux changements climatiques et autres problemes environnementaux. Bien que plusieurs recherches rapportent que l'etre humain est de plus en plus conscient de ses impacts sur le climat de la planete, ces memes recherches indiquent qu'en general, les gens continuent a se comporter de facon non ecologique. Que ce soit a l'ecole ou dans la communaute, plusieurs chercheurs en education relative a l'environnement estiment qu'une personne bien intentionnee est capable d'adopter des comportements plus respectueux de l'environnement. Le but de cette these etait de comprendre le processus d'integration de comportements d'attenuation des changements climatiques dans des familles. A cette fin, nous nous sommes fixe deux objectifs : 1) decrire les competences et les procedes qui favorisent l'adoption de comportements d'attenuation des changements climatiques dans des familles et 2) decrire les facteurs et les dynamiques familiales qui facilitent et limitent l'adoption de comportements d'attenuation des changements climatiques dans des familles. Des familles ont ete invitees a essayer des comportements personnels et collectifs d'attenuation des changements climatiques de sorte a integrer des modes de vie plus ecologiques. Sur une periode de huit mois, nous avons suivi leur experience de changement afin de mieux comprendre comment se produit le processus de changement dans des familles qui decident volontairement d'adopter des comportements d'attenuation des changements climatiques. Apres leur avoir fourni quelques connaissances de base sur les changements climatiques, nous avons observe le vecu de changement des familles durant huit mois d'essais a l'aide de journaux reflexifs, d'entretiens d'explicitation et du journal du chercheur. La these comporte trois articles scientifiques. Dans le premier article, nous presentons une

  15. L'accumulation des métaux lourds au niveau des cultures : Cas des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Le Bassin de Sebou présente une importance socio-économique pour le Maroc. En effet, il est sujet de diverses utilisations ; eau potable, eau d'irrigation et eau industrielle. Toutefois, ce bassin subit des pressions multiples, notamment par la pollution métallique. Considérant le risque de bioaccumulation des métaux par ...

  16. Étude et développement d'un modèle aéroélastique d'un petit véhicule de lancement spatial

    OpenAIRE

    Chan, Frédérik

    2012-01-01

    Ce mémoire présente le développement d'un modèle de couplage aéroélastique pour un petit véhicule de lancement spatial et ses résultats. Le mémoire est divisé en trois parties. La première présente d'abord les outils théoriques et numériques nécessaires pour développer un code d'interactions fluide-solide. Ces outils sont l'analyse modale, la mécanique des fluides numérique ainsi qu'un code de déformations imposées utilisant le langage UDF d'ANSYS Fluent qui est utilisé pour effectuer les ana...

  17. Contrôle des Circuits Auxiliaires des PFW (arrêt machines 2002/2003)

    CERN Document Server

    Ottaviani, J

    2003-01-01

    Les PFW sont des nappes polaires installées sur les pôles des aimants du PS. Elles sont au nombre de 4 par unité d aimant et constituées d un circuit principal (dans lequel circule le courant désiré selon le cycle magnétique utilisé) et de circuits auxiliaires. Les circuits auxiliaires sont des enroulements de correction (boucles de tour et pick-up brasés sur les enroulements). Pendant la variation du champ magnétique de l aimant PS, on utilise des tensions induites dans ces circuits auxiliaires pour corriger les erreurs de champ dues aux courants de Foucault dans la chambre à vide. Chaque année, pendant l arrêt machine, on vérifie si les caractéristiques des circuits auxiliaires correspondent aux normes (mesures des résistances des boucles de tours, résistances entre pick-up et isolation des circuits) afin de faire un suivi. Les 404 PFW sont ainsi vérifiées. Dans cette note, on ne relèvera que les PFW ayant des défauts (valeurs hors tolérances, boucles ouvertes ou en court-circuit, déf...

  18. Contribution des TICs à l'abandon des mutilations génitales ...

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

    Contribution des TIC à l'abandon des MGF en Afrique de l'Ouest francophone : rôle des jeunes citoyennes; rapport technique no. 5 (rapport technique final), 18 octobre 2008 - 31 mars 2009. Download PDF. Related content. New website will help record vital life events to improve access to services for all. A new website ...

  19. utilisation des donnees pour l'evaluation de l'heterogeneite des sols

    African Journals Online (AJOL)

    AISA

    étude a permis de caractériser l'hétérogénéité des sols ferrallitiques, à travers sa couleur. Mots-clés : Couleur ... ainsi qu'à l'application des recommandations des doses de fertilisant. ..... de « système sol » en zone de contact forêt- savane du ...

  20. Critical sizes and flux distributions in the shut down pile; Tailles critiques et cartes de flux a froid

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Banchereau, A; Berthier, P; Genthon, J P; Gourdon, C; Lattes, R; Martelly, J; Mazancourt, R de; Portes, L; Sagot, M; Schmitt, A P; Tanguy, P; Teste du Bailler, A; Veyssiere, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    An important part of the experiments carried out on the reactor G1 during a period of shut-down has consisted in determinations of critical sizes, and measurements of flux distribution by irradiations of detectors. This report deals with the following points: 1- Critical sizes of the flat pile, the long pile and the uranium-thorium pile. 2- Flux charts of the same piles, and study of an exponential experiment. 3- Determination of the slit effect. 4- Calculation of the anisotropy of the lattice. 5- Description of the experimental apparatus of the irradiation measurements. (author) [French] Une part importante des experiences a froid effectuees sur le reacteur G1 a consiste en des determinations de tailles critiques et des mesures de distributions de flux par irradiations de detecteurs. Le present rapport traite les points suivants: 1- Tailles critiques de la pile plate, de la pile longue, de la pile a uranium-thorium. 2 - Cartes de flux des memes piles et etude d'une experience exponentielle. 3 - Determination de l'effet de fente. 4 - Calcul de l'anisotropie du reseau. 5 - Description de l'appareillage experimental des mesures d'irradiations. (auteur)

  1. Critical sizes and flux distributions in the shut down pile; Tailles critiques et cartes de flux a froid

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Banchereau, A.; Berthier, P.; Genthon, J.P.; Gourdon, C.; Lattes, R.; Martelly, J.; Mazancourt, R. de; Portes, L.; Sagot, M.; Schmitt, A.P.; Tanguy, P.; Teste du Bailler, A.; Veyssiere, A. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    An important part of the experiments carried out on the reactor G1 during a period of shut-down has consisted in determinations of critical sizes, and measurements of flux distribution by irradiations of detectors. This report deals with the following points: 1- Critical sizes of the flat pile, the long pile and the uranium-thorium pile. 2- Flux charts of the same piles, and study of an exponential experiment. 3- Determination of the slit effect. 4- Calculation of the anisotropy of the lattice. 5- Description of the experimental apparatus of the irradiation measurements. (author) [French] Une part importante des experiences a froid effectuees sur le reacteur G1 a consiste en des determinations de tailles critiques et des mesures de distributions de flux par irradiations de detecteurs. Le present rapport traite les points suivants: 1- Tailles critiques de la pile plate, de la pile longue, de la pile a uranium-thorium. 2 - Cartes de flux des memes piles et etude d'une experience exponentielle. 3 - Determination de l'effet de fente. 4 - Calcul de l'anisotropie du reseau. 5 - Description de l'appareillage experimental des mesures d'irradiations. (auteur)

  2. Thermal energy of nuclear origin produced in non-fissile materials (1962); Energie calorifique d'origine nucleaire degagee dans les materiaux non fissiles (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Naudet, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Millies, P; Berger, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1962-07-01

    A first part is devoted to the description of the interaction phenomena between elementary particles and material that may be observed during the irradiation process in a nuclear reactor: nuclear reactions due to neutrons, production of gamma rays and absorption of those gamma rays through various processes. In a second part the phenomena producing calorific energy in irradiated material are quantitatively examined. In the third part results are summed up in a formulary. The fourth part presents tables and figures giving to the reader all the numerical values necessary for practical calculations. (authors) [French] Une premiere partie est consacree a l'examen des principaux phenomenes d'interaction des particules avec la matiere qui interviennent lors d'une irradiation dans un reacteur: reactions nucleaires dues aux neutrons, production des rayons gamma et absorption de ces derniers par les divers processus. Une deuxieme partie etudie quantitativement les phenomenes qui conduisent a l'apparition d'energie calorifique dans le materiau irradie. En troisieme partie, un formulaire resume les resultats etablis. Dans une quatrieme partie, des tableaux et des courbes fournissent a l'experimentateur toutes les valeurs numeriques necessaires aux calculs pratiques. (auteurs)

  3. Les lexiques des jeunes dans les discours écrits des blogs : pour une approche descriptive

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Lorenz Paulina

    2014-07-01

    Full Text Available S’il ne faut pas confondre ce qui est appelé communément « langage SMS » et « langage des jeunes », nous avancerons toutefois que les pratiques langagières écrites des jeunes sur les supports modernes de communication, et notamment dans les blogs, présentent des particularités encore peu étudiées. Les traits observables les plus saillants sont ceux de la morphologie graphique, mais il n’en reste pas moins que certains jeunes utilisent des lexiques particuliers dans les blogs qui méritent une attention particulière. Nous nous proposons donc d’étudier les différents lexiques utilisés par des jeunes de 12 à 22 ans dans les blogs de la plateforme skyrock.com aux niveaux de sa diversité, de ses usages sémantiques variable d’un scripteur à l’autre pour un même mot, et de ses particularités morphosyntaxiques. En effet, nous observerons des lexiques divers allant des lexiques perçus comme relevant des cités à des lexiques perçus comme étant « branchés-jeunes », ou encore à des lexiques propres aux supports modernes de communication. Ainsi, nous analyserons des lexiques variés dans leurs usages écrits tels que bolos, bédave, gérer, ouf, tigen, ou encore des lexiques empruntés tels que mouv, full, etc., ainsi que des emplois particuliers de séquences autonomes comme lol. Quelques questions périphériques complèteront notre analyse telle que celles qui concerne l’influence des usages lexicaux entre pairs et le savoir partagé, la distinction de différentes communautés en fonction des lexiques utilisés, ou encore la variabilité des représentations graphiques d’un même mot.

  4. Contrôle des circuits auxiliaires des P.F.W. (arret machine 2004/2006)

    CERN Document Server

    Ottaviani, J

    2005-01-01

    Les PFW sont des nappes polaires installées sur les pôles des aimants du PS. Elles sont au nombre de 4 par unité d’aimant et constituées d’un circuit principal (dans lequel circule le courant désiré selon le cycle magnétique utilisé) et de circuits auxiliaires. Les circuits auxiliaires sont des enroulements de correction (boucles de tour et “pick-up” brasés sur les enroulements principaux). Pendant la variation du champ magnétique de l’aimant PS, on utilise des tensions induites dans ces circuits auxiliaires pour corriger les erreurs de champ dues aux pertes par courants de Foucault dans la chambre à vide. Chaque année, pendant l’arrêt machine, on vérifie si les caractéristiques des circuits auxiliaires correspondent aux normes (mesures des résistances des boucles de tours, résistances entre “pick-up” et isolation des circuits) afin de faire un suivi. Les 404 PFW sont ainsi vérifiées. Dans cette note, on ne relèvera que les PFW ayant des défauts (valeurs hors tolérances, ...

  5. Etat des lieux des soins de premier recours des malades mentaux à Antananarivo : étude rétrospective

    Science.gov (United States)

    Bakohariliva, Hasina Andrianarivony; Rafehivola, Imisanavalona Hanitrinihaja; Raobelle, Evah Norotiana; Raharivelo, Adeline; Rajaonarison, Bertille Hortense

    2018-01-01

    Résumé Religion et guérisseurs traditionnels occupent encore une place prépondérante dans la prise en charge des maladies mentales à Madagascar. Ainsi, nous nous sommes fixés comme objectif d'établir un état des lieux sur les soins de premier recours des malades mentaux. Nous avons mené une étude rétrospective descriptive s'étalant sur une période de 16 mois allant de janvier 2014 en avril 2015 au sein du service de psychiatrie du CHU de Befelatanana à Antananarivo. La prévalence des psychoses était de 25%. Le genre féminin (53%), l'ethnie merina (77%), les étudiants (45%), le niveau d'étude secondaire (40%), les célibataires (72%), la religion protestante (45%), ainsi que le niveau socio-économique moyen (57,5%) étaient prédominants. Dans les paramètres cliniques, le mode de début brutal (52%), le premier recours à la religion (40%), la présence d'antécédents des cas similaire (90%), étaient majoritaires. La schizophrénie était la pathologie la plus rencontrée dans la moitié des cas. Le délai d'amélioration en cas de traitement religieux et traditionnels était dans la moitié des cas de plus de 10 jours d'hospitalisation. Les patients ayant reçu une prise en charge psychiatrique en premier recours, étaient améliorés dans 75 % cas en moins de 10jours. Le retard du recours aux soins psychiatriques est une réalité à Madagascar qui aggrave le pronostic des psychoses. PMID:29632623

  6. The atomic energy course of the 'Institut National des Sciences et Techniques nucleaires' at the centre d'Etudes Nucleaires at Saclay; L'enseignement de genie atomique de l'Institut national des Sciences et Techniques nucleaires au Centre d'Etudes nucleaires de Saclay

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

    foreign students. 8- Annexe: list of courses, practical work, pile projects drawn up by the 1957 students. (author)Fren. [French] 1- Les raisons de sa creation. L'electricite de France et l'industrie interessee par le developpement de l'Energie atomique ont demande au Commissariat a l'Energie atomique de former des ingenieurs capables d'etudier des projets de piles et de diriger leur construction. 2- Recrutement et Droits d'inscription. Les demandes d'inscription ont toujours depasse les possibilites. Cette annee, les cours sont suivis par 74 eleves permanents, dont 20 etrangers, et une centaine d'auditeurs libres. Tous les elevont deja ingenieurs ou nantis de grades universitaires eleves. Droit d'inscription: 250 000 F pour les eleves, 125 000 F pour les auditeurs. 3- Organisation de l'Enseignement. II comprend deux options: physique et chimie et dans chaque option: une centaine de conferences, une trentaine de travaux pratiques, des stages dans les services, l'etude d'un projet de reacteur par un groupe de 4 ou 5 eleves. L'ensemble occupe l'annee universitaire du 1 novembre au 14 juillet. 4- Sanction. Un examen final combinant les notes de deux epreuves theoriques, des travaux pratiques, du stage, et du projet conduit a un diplome d'ingenieur en genie atomique. Il n'est pas cree en realite de nouveaux ingenieurs; une mention nouvelle est seulement ajoutee a un diplome deja acquis. Les resultats ont toujours ete excellents. Le pourcentage des echecs est tres faible. 5- Placement des Diplomes. Ils reviennent tous dans leurs industries d'origine qui ont paye leurs salaires et les droits d'inscription en se privant de leurs services pendant les neuf mois de duree des cours. 6- Creations analogues. Un cours analogue a ete cree au Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble. Tandis que celui de SACLAY s'adresse plus specialement aux ingenieurs deja en fonctions, celui de Grenoble est, en principe, destine aux jeunes ingenieurs sortant des ecoles. 7- Conclusion. L

  7. Relative measurement of the fluxes of thermal, resonant and rapid neutrons in reactor G1; Mesures relatives des flux thermique, resonnant et rapide dans le reacteur G1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Carle, R; Mazancourt, T de [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    We sought to determine the behavior of the thermal, resonant and rapid neutron fluxes in the multiplier-reflector transition region, in the two principal directions of the system. We have also measured the variation of these different fluxes in the body of the multiplier medium in a canal filled with graphite and in an empty canal. The results are given in the form of curves representing: - the variation of the ratio of the thermal flux to the rapid flux in axial and radial transitions - the behavior of the thermal and resonant fluxes and the variation of their ratio in the same regions. (author) [French] Nous avons cherche a determiner le comportement des differents flux, thermique, resonnant et rapide a la transition milieu multiplicateur-reflecteur dans les deux directions principales du reseau. Nous avons egalement mesure la variation de ces differents flux au sein du milieu multiplicateur dans un canal rempli de graphite et dans un canal vide. Les resultats sont donnes sous forme de courbe representant: - La variation du rapport du flux thermique au flux rapide aux transitions axiale et radiale - L'allure des flux thermique et resonnant et la variation de leur rapport dans les memes regions. (auteur)

  8. Accès à l'eau : des solutions techniques et sociales aident des ...

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

    Grâce à la modélisation par ordinateur faisant appel à des techniques de pointe et à la consultation des collectivités, l'organisme bolivien Agua Sustentable a trouvé des solutions politiques à des conflits qui auraient pu s'avérer désastreux au sujet de l'accès à l'eau. Cet organisme de recherche subventionné par le CRDI a ...

  9. Le Débat des semences

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

    Solutions pour les lois nationales régissant le contrôle des ressources génétiques et des ...... des pouvoirs) qui reconnaissent, dans une certaine mesure, les droits de gestion collectifs des ...... documentés, les performances physiques, etc.

  10. Performances de ponte et qualité des oeufs des poules pondeuses ...

    African Journals Online (AJOL)

    Les performances de ponte et la qualité des oeufs de 216 poules pondeuses ISA Brown âgées de 21 semaines ont été déterminées en les alimentant avec des rations contenant des feuilles séchées de manioc (Manihot esculenta, Crantz). Pendant douze semaines, trois groupes de 72 poules chacun (réparties en trois ...

  11. Freins et leviers à la diversification des cultures : étude au niveau des exploitations agricoles et des filières

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Meynard Jean-Marc

    2013-07-01

    Full Text Available La diversification des cultures est souvent présentée comme un levier d’action pour accroître la durabilité des systèmes de production agricoles. Bien raisonnée, elle favorise en effet une réduction de l’usage d’intrants extérieurs à l’exploitation – pesticides, engrais, eau – et des nuisances environnementales associées à leur utilisation excessive. À l’inverse, la simplification des systèmes de culture engagée depuis plus de 40 ans s’est accompagnée d’un recours croissant aux intrants. Cependant, malgré son intérêt pour les systèmes de production en termes de durabilité écologique mais aussi économique (répartition des risques, et son inscription dans divers plans et dispositifs incitatifs, la diversification des cultures progresse peu. Les ministères en charge de l’agriculture et de l’environnement ont donc commandé à l’INRA une étude visant à identifier les freins à la diversification des cultures en France et les leviers mobilisables, par les pouvoirs publics notamment, pour la favoriser. L’hypothèse de travail est que ces freins relèvent du fonctionnement global du système agro-industriel, et de la capacité de développement de filières valorisant les cultures de diversification. L’étude a examiné un certain nombre de cas représentatifs de la diversité des filières et notamment de leurs modes d’organisation, qui déterminent la coordination et l’engagement des acteurs économiques impliqués dans le développement d’une culture de diversification.

  12. Impact écotoxicologique de mélanges de pesticides sur des fonctions microbiennes des sols : apport d’une prise en compte écologique dans l’évaluation des risques

    OpenAIRE

    Devers-Lamrani, Marion; Rouard, Nadine; Cheviron, Nathalie; Grondin, Virginie; Martin-Laurent, Fabrice

    2015-01-01

    L’utilisation de pesticides permet d’assurer la qualité de la production végétale mais elle contribue à la contamination des sols et des eaux et produit des effets sur des organismes noncibles. L’évaluation des risques requièrent actuellement une meilleure prise en compte des effets des pesticides sur le fonctionnement des écosystèmes. Or, les démarches et indicateurs classiques manquent de représentativité écologique. La fonction microbienne de biodégradation des pesticides est essentielle c...

  13. Mesure de la masse volumique des particules des eaux résiduaires urbaines : protocole et évaluation des incertitudes

    OpenAIRE

    RUBAN, Gwenaël; LABORATOIRE CENTRAL DES PONTS ET CHAUSSEES - LCPC

    2004-01-01

    La connaissance de la masse volumique des particules des eaux résiduaires urbaines est intéressante notamment pour l'étude de leur traitement par décantation ainsi que des relations entre concentrations en matières en suspension et paramètres optiques (turbidimétrie).Une étude des différentes méthodes de mesure de la masse volumique appliquées aux eaux résiduaires a été effectuée par G. Chebbo (1992). Il en a conclu que le pycnomètre à gaz type Beckman est le seul appareil donnant satisfactio...

  14. Problèmes entomologiques en replantation des palmeraies et des cocoteraies

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Mariau Dominique

    2000-03-01

    Full Text Available C’est aux alentours de la vingt-cinquième année que l’on envisage de replanter une palmeraie. C’est en effet vers cet âge que commencent à se poser des problèmes de récolte en raison de la taille des palmiers. En un quart de siècle, l’amélioration génétique aura suffisamment fait de progrès pour escompter un gain de production de l’ordre de 20%. Enfin, dans certaines situations, plusieurs maladies ont pu affecter les vieilles palmeraies. Avec de 15 à 25% d’arbres manquants, principalement lorsque ceux-ci se présentent sous la forme de taches, une diminution de la production se fait nettement sentir. Cela peut, par exemple, être le cas avec les maladies de la fusariose en Afrique de l’Ouest, lorsque la palmeraie n’a pas été plantée avec du matériel végétal tolérant, ou du ganoderma en Malaisie. Le renouvellement des cocoteraies se fait avec un espace de temps beaucoup plus long. En effet, la récolte des noix peut se faire au sol et la hauteur des cocotiers n’est donc pas un facteur limitant. Par ailleurs, la majorité des cocoteraies étant sous la forme de petites plantations villageoises, les agriculteurs rechignent toujours à abattre leurs cocotiers, même si des semences potentiellement plus productives leurs sont proposées. Ce sont les raisons pour lesquelles les cocoteraies de 50 ans et plus représentent la règle. L’abattage d’une plantation de palmiers à huile ou de cocotiers constitue naturellement un changement brutal de l’environnement, ce qui a des conséquences importantes notamment sur l’entomofaune, parmi laquelle des ravageurs majeurs ainsi que leurs ennemis naturels.

  15. Innovation pour la santé des mères et des enfants d'Afrique

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

    Corey Piccioni

    ... détermineront les interventions devant absolument faire partie de la formation des travailleurs de santé communautaire. Cela pourrait comprendre des régimes de vitamines prénatals et des billets de transport à des établissements de santé pour le dépistage de troubles d'hypertension ou d'infection au VIH, entre autres.

  16. Isolement et identification des levures.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    S. DOMERCQ

    1967-06-01

    Full Text Available La fermentation du moût de raisin est assurée par les levures qui se trouvent sur la pellicule du raisin, sur les rafles, et aussi, par celles qui envahissent le matériel de vendange et de vinification dès que la récolte est commencée. L'apparition deLa fermentation du moût de raisin est assurée par les levures qui se trouvent sur la pellicule du raisin, sur les rafles, et aussi, par celles qui envahissent le matériel de vendange et de vinification dès que la récolte est commencée. L'apparition des signes de la fermentation est spontanée. La fermentation est rapide dans la majorité des cas, si elle devient trop violente et que la température s'élève dangeureusement, il faut la « canaliser », la calmer. Des accidents peuvent se produire; des arrêts de fermentation laissant des sucres non fermentés pouvant être attaqués par d'autres microorganismes, des développements de levures formant des substances nuisibles à la qualité; par la suite, il s'agit d'obtenir la stabilité du vin, en particulier, éviter les refermentations des vins doux. L'étude de ces problèmes nécessite une étude préliminaire, celle des levures responsables de la fermentation alcoolique du jus de raisin, qui ne peut être faite que sur des cultures pures, isolées au préalable à l'aide de prélèvements soigneusement réalisés.s signes de la fermentation est spontanée. La fermentation est rapide dans la majorité des cas, si elle devient trop violente et que la température s'élève dangeureusement, il faut la « canaliser », la calmer. Des accidents peuvent se produire; des arrêts de fermentation laissant des sucres non fermentés pouvant être attaqués par d'autres microorganismes, des développements de levures formant des substances nuisibles à la qualité; par la suite, il s'agit d'obtenir la stabilité du vin, en particulier, éviter les refermentations des vins doux. L'étude de ces problèmes nécessite une étude pr

  17. Innovation pour la santé des mères et des enfants d'Afrique | CRDI ...

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

    L'initiative Innovation pour la santé des mères et des enfants d'Afrique (ISMEA) cherche à améliorer la santé des mères, des nouveau-nés et des enfants en ... Cette initiative de 36 millions de dollars sur sept ans – financée conjointement par les Instituts de recherche en santé du Canada, Affaires mondiales Canada et le ...

  18. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  19. Analyse des caractéristiques structurelles et des performances ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    28 févr. 2014 ... performances technico-économiques de la riziculture irriguée en Côte d' .... en nous basant sur les prix des intrants et des produits en vigueur au cours ..... la recherche et de la vulgarisation et le transfert de technologies ; (2) ...

  20. Enquête de satisfaction des restaurants

    CERN Multimedia

    Staff Association

    2016-01-01

    Comité de surveillance des restaurants L’Association du personnel est représentée dans plusieurs comités dont le Comité de surveillance des restaurants (CSR) qui a pour mandat : de donner son avis sur toute question relative à la politique générale de l’Organisation en matière de restauration sur le site, y compris en ce qui concerne les termes et l’attribution des contrats d’exploitation des restaurants ; de définir dans le cadre des contrats d’exploitation des restaurants, les prestations correspondant aux besoins et, dans la mesure du possible, aux désirs du personnel ; de surveiller les prestations des restaurants, y compris en ce qui concerne la qualité et la préparation des produits ; de négocier avec les concessionnaires des restaurants au sujet des tarifs et de surveill...

  1. Contraintes d'adoption des technologies de gestion de la fertilite des ...

    African Journals Online (AJOL)

    La baisse de fertilité des sols, l'une des principales contraintes du secteur agricole au Togo, sévit encore plus dans la riziculture irriguée où les terres sont exploitées chaque année sans jachère. Face à cette situation, diverses solutions comme les technologies de gestion de la fertilité des sols ont été proposées.

  2. contraintes d'adoption des technologies de gestion de la fertilite des ...

    African Journals Online (AJOL)

    La baisse de fertilité des sols, l'une des principales contraintes du secteur agricole au Togo, sévit encore plus dans la riziculture irriguée où les terres sont exploitées chaque année sans jachère. Face à cette situation, diverses solutions comme les technologies de gestion de la fertilité des sols ont été proposées.

  3. Production of Olefins and Higher Hydrocarbons by Thermal Coupling of Methane Production d'oléfines et d'hydrocarbures supérieurs par couplage thermique du méthane

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Weill J.

    2006-11-01

    Full Text Available Thermal coupling of methane or methane pyrolysis, which is a possible way for the direct chemical conversion of natural gas, can be used to produce ethylene, acetylene and benzene. But the high stability of methane requires a very high pyrolysis temperature (1200°C. To perform this reaction, IFP decided to build and elecric pilot furnace with an overall capacity of 10 m3/h. The design of this furnace is based on shell-and-tube heat exchanger technology with the use of new materials such as ceramics. This furnace has now been operating for more than one year without any noteworthy incident. First we will describe the technological and parametric study that has now been completed. In conclusion, we will make a short economic assessment of the production of ethylene and acetylene in France. Dans le domaine de la conversion du gaz naturel en hydrocarbures supérieurs, il nous a paru intéressant de reconsidérer la pyrolyse du méthane. Contrairement au couplage oxydant [1, 2], il s'agit d'une réaction très ancienne [3] n'ayant fait l'objet que de travaux épisodiques dans le passé [4, 5]. En effet, compte-tenu de sa réactivité très faible, le méthane doit être porté à très haute température, de l'ordre de 1 200°C, pour produire par couplage thermique principalement de l'éthylène de l'acétylène, du benzène, du coke et de l'hydrogène. Ce qui a gouverné notre démarche et la reprise de travaux sur cette réaction, était l'idée que les nouvelles technologies et spécialement les nouveaux matériaux réfractaires tels que les matériaux céramiques devaient permettre de réaliser de nouveaux designs de réacteurs pour mettre en oeuvre cette réaction. Lors d'une étude paramétrique préliminaire [8], réalisée sur un micro-pilote de faible capacité (50 l/h, nous avons pu obtenir des résultats intéressants, parmi lesquels nous avons sélectionné un bilan matière moyen , qui représente un compromis entre les imp

  4. Droit des organisations internationales

    CERN Document Server

    Sorel, Jean-Marc; Ndior, Valère

    2013-01-01

    Cet ouvrage collectif offre aux enseignants et chercheurs en droit international, aux praticiens et aux étudiants, une analyse actualisée du droit des organisations internationales. Il dresse en cinq parties un tableau, illustré par des exemples variés, des problématiques que soulève le phénomène polymorphe d institutionnalisation de la société internationale. La première partie est consacrée au phénomène des « organisations internationales », sous l angle à la fois de l institutionnalisation progressive des relations internationales et de la difficulté à cerner une catégorie unifiée. La deuxième partie rend compte de la création, de la disparition et des mutations des organisations internationales, ici envisagées comme systèmes institutionnels et ordres juridiques dérivés. La troisième partie analyse l autonomie que l acquisition de la personnalité juridique et de privilèges et immunités, un organe administratif intégré, un personnel ou un budget propres confèrent aux organi...

  5. De la problématique des articles synopsis dans la compilation des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Autrement dit, au Gabon l'attention doit porter sur l'utilisation des articles synopsis dans la compilation des dictionnaires, en vue de refléter dans ses ouvrages la diversité linguistique et culturelle de ce pays. Ceci est d'autant plus vrai que l'utilisation des articles synopsis ne dépend aucunement de la typologie du ...

  6. Evaluation des pratiques de gestion des adventices en riziculture

    African Journals Online (AJOL)

    Les résultats ont montré que les méthodes de gestion de l'enherbement ont .... Le contrôle des adventices en riziculture irriguée a principalement .... mesurer la hauteur des plantes et la longueur ..... Performance agronomique du Sys- tème de ...

  7. Contrôle des Circuits Auxiliaires des P.F.W. (arrêt machine 2003/2004)

    CERN Document Server

    Ottaviani, J

    2004-01-01

    Les PFW sont des nappes polaires installées sur les pôles des aimants du PS. Elles sont au nombre de 4 par unité d'aimant et constituées d'un circuit principal (dans lequel circule le courant désiré selon le cycle magnétique utilisé) et des circuits auxiliaires. Les circuits auxiliaires sont des enroulements de correction (boucles de tour et "pick-up" brasés sur les enroulements principaux). Pendant la variation du champ magnétique del'aimant PS, on utilise des tensions induites dans ces circuits auxiliaires pour corriger les erreurs de champ dues aux pertes par courants de Foucault dans la chambre à vide. Chaque année, pendant l'arrêt machine, on vérifie si les caractéristiques des circuits auxiliaires correspondent aux normes (mesures de résistances des boucles de tours, résistances entre "pick-up" et isolation des circuits) afin de faire un suivi. Les 404 PFW sont ainsi vérifiées. Dans cette note, on ne relèvera que les PFW ayant des défauts (valeurs hors tolérances, boucles ouvertes ...

  8. Performances des équipements utilisés en liaison froide en liaison froide en restauration hospitalière - Suivi des températures des entrées froides

    OpenAIRE

    Rosset , Philippe; Morelli , Elisabeth; Noël , Véronique; Poumeyrol , Gérard

    2007-01-01

    La restauration hospitalière présente un système de distribution des repas qui lui est spécifique : assemblage des denrées préparées et constitution des plateaux-repas dans un local dédié (dit d'allotissement) ; transport des plateaux-repas vers les unités de soins dans des enceintes mobiles permettant le maintien au froid des denrées consommées froides et la remise en température des aliments à consommer chauds. La présente étude concerne le suivi des températures de hors-d'œuvre dans trois ...

  9. Vers une meilleure comprehension des savoirs disciplinaires et curriculaires des enseignants ou Ie paradigme retrouve

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Stephane Martineau

    1999-01-01

    Full Text Available eet article se veut essentieUement un travail de synthese sous la forme d 'une breve revue de litterature au sujet des savoirs disciplinaires et curriculaires en enseignement. Plus specifiquement, il vise a determiner queUes sont les principales conclusions qui se degagent de la lecture des recherches empiriques sur les savoirs disciplinaires et curriculaires des enseignants des ordres d'enseignement primaire et secondaire. Il propose donc une classification des differentes dimensions constitutives du rapport entre les savoirs disciplinaires et curriculaires et la pratique enseignante. Les resultats mis au jour permettent d 'une part, d'identifier les facteurs qui entrainent des differences dans les connaissances disciplinaires et curriculaires des enseignants et d'autre part, de mieux saisir comment ces connaissances de l'enseignant peuvent influencer en retour sa pratique.

  10. Contrôle hormonal des caractéristiques des fibres musculaires après la naissance

    OpenAIRE

    Cassar-Malek, Isabelle; Listrat, Anne; Picard, Brigitte

    1998-01-01

    Après la naissance, la croissance et les propriétés contractiles et métaboliques des fibres musculaires sont soumises à une régulation endocrinienne complexe. A l’exception des glucocorticoïdes, la plupart des hormones présente une action anabolique sur le tissu musculaire. Leur influence sur les caractéristiques des fibres est cependant très différente. Ainsi, les hormones somatotropes affectent peu la composition en fibres des muscles. La GH, comme l’IGF-1, régulerait cependant l’expression...

  11. Modélisation des propriétés diélectriques des nanocomposites ...

    African Journals Online (AJOL)

    Dans ce travail, nous nous intéressons aux propriétés diélectriques dans le domaine des micro-ondes (2.45, 9.50 et 35 GHz) des composites constitués des inclusions de noir de carbone dans une matrice résine époxyde. Nous avons utilisé deux types de carbone : le monarch 700 et le sterling, dont les diamètres des ...

  12. Relative measurement of the fluxes of thermal, resonant and rapid neutrons in reactor G1; Mesures relatives des flux thermique, resonnant et rapide dans le reacteur G1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Carle, R.; Mazancourt, T. de [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    We sought to determine the behavior of the thermal, resonant and rapid neutron fluxes in the multiplier-reflector transition region, in the two principal directions of the system. We have also measured the variation of these different fluxes in the body of the multiplier medium in a canal filled with graphite and in an empty canal. The results are given in the form of curves representing: - the variation of the ratio of the thermal flux to the rapid flux in axial and radial transitions - the behavior of the thermal and resonant fluxes and the variation of their ratio in the same regions. (author) [French] Nous avons cherche a determiner le comportement des differents flux, thermique, resonnant et rapide a la transition milieu multiplicateur-reflecteur dans les deux directions principales du reseau. Nous avons egalement mesure la variation de ces differents flux au sein du milieu multiplicateur dans un canal rempli de graphite et dans un canal vide. Les resultats sont donnes sous forme de courbe representant: - La variation du rapport du flux thermique au flux rapide aux transitions axiale et radiale - L'allure des flux thermique et resonnant et la variation de leur rapport dans les memes regions. (auteur)

  13. Civili, langue des Baloango

    DEFF Research Database (Denmark)

    Mavoungou, Paul Achille; Ndinga-Koumba-Binza, Hugues Steve

    , Congo, Angola, etc.) issus de la décolonisation. Il présente de façon succincte quelques phénomènes historiques, phonologiques, morphosyntaxiques, homonymiques et analogiques de la langue. Des faits sémantiques des emprunts linguistiques y sont également décrits dans le cadre des changements...

  14. Comment constituer et traiter des corpus issus des médias sociaux à l’aide des CAQDAS? NVivo : un instrument pour l’analyse des discours numériques

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Ferrari Giovannipaolo

    2015-01-01

    Full Text Available Avec l’apparition des médias sociaux, le chercheur en Sciences Humaines et Sociales a vu s’ouvrir des possibilités de création de corpus à partir des données disponibles en ligne. Le risque dans ces modalités de création de corpus est de créer de grandes bases de données difficilement gérables avec les outils traditionnels et surtout dans le cadre d’une recherche qualitative. Pour cette raison, il semble important de mobiliser des outils numériques pour l’aide à la recherche. Ces logiciels sont appelés CAQDAS. Cette contribution montre comment les utiliser pour une enquête de terrain en ligne ou numérique afin d’organiser et d’analyser un corpus. Ce corpus est constitué en vue d’une analyse des discours produits dans le contexte professionnel de la radio utilisant les nouveaux médias.

  15. Ethnobotanique des plantes médicinales anti hémorroïdaires des ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    2015-12-31

    Dec 31, 2015 ... but est de valoriser la médecine à base des plantes dans le traitement des pathologies ... médicinales anti hémorroïdaires et le coût réduit des recettes serait pour les populations démunies, ...... l'Afrique, Unesco/Aetfat/Unso.

  16. Table des illustrations

    OpenAIRE

    2016-01-01

    Tableaux Dates d’inauguration des grands hôtels japonais entre 1860 et 1945… 19 Histoire, tourisme et hôtellerie en Corée depuis les années 1870… 59-60 Dates d’inauguration des grands hôtels chinois depuis 1863… 84 Les hôtels de luxe et leurs capacités d’hébergement en Corée en 2000… 103 Les flux de personnes suscités par les hôtels « super luxe » de Séoul en 2000… 105 L’activité des grands hôtels à Séoul en 1999 (en wons)… 106 Propriété et gestion des grands hôtels à Séoul en 1999…. 110 La c...

  17. La recherche en action : des solutions locales, des effets durables ...

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

    15 déc. 2010 ... Le Centre de recherches pour le développement international (CRDI) appuie la production et l'application de connaissances qui améliorent de façon notable la situation des habitants des pays en développement.

  18. La revolution des savants

    CERN Document Server

    Chavanne, A

    1989-01-01

    Premiere cassette : - 1666 : impact de la creation de l'Academie des Sciences par Colbert, trente ans apres le proces de Galile, et au moment des disparitions de Pascal, Descartes et Fermat. Elle dirigee par le hollandais Huyggens jusqu'a sa fuite de France au moment de la revocation de l'Edit de Nantes. - 1750 : l'Encyclopedie (ou "Dictionnaire raisonne des Sciences, des Arts et des Metiers") de Diderot et d'Alembert, soutenus par Malherbes, Buffon, Condorcet et Rousseau. - 1789 : Revolution francaise. - 8 aout 1793 : l'Assemblee, par une declaration de Marat, dissout l'Academie des Sciences. Celle-ci continue cependant ses travaux pour les poids et mesures jusqu'en 1795. - la Terreur : la condamnation a mort, pas au nom d'une "Revolution qui n'a pas besoin de savants" mais pour d'autres raisons, de trois grands hommes de science : Lavoisier, Bailly et Condorcet. - 1793-1794 : Au printemps 93, le Comite de Salut Publique s'inquiete du demi-million de soldats etrangers de toutes les pays frontaliers qui essai...

  19. Modeling of acoustic wave propagation and scattering for telemetry of complex structures; Modelisation de la propagation et de l'interaction d'une onde acoustique pour la telemetrie de structures complexes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    LU, B.

    2011-11-07

    ) using a procedure similar to the physical theory of diffraction (PTD). The refined KA provides an improvement of the prediction in the near field of a rigid scatterer. The initial (non refined) KA model is then extended to deal with the scattering from a finite impedance target. The obtained model, the so-called 'general' KA model, is a satisfactory solution for the application to telemetry. Finally, the coupling of the stochastic propagation model and the general KA diffraction model has allowed us to build a complete simulation tool for the telemetry in an inhomogeneous medium. (author) [French] Cette etude s'inscrit dans le cadre du developpement d'outils de simulation de la telemetrie qui est une technique possible pour la surveillance et le controle periodique des reacteurs nucleaires a neutrons rapides refroidis par du sodium liquide (RNR-Na). De maniere generale, la telemetrie consiste a positionner au sein du reacteur un transducteur qui genere un faisceau ultrasonore. Ce faisceau se propage a travers un milieu inhomogene et aleatoire car le sodium liquide est le siege de fluctuations de temperature qui impliquent une variation de la celerite des ondes ultrasonores, ce qui modifie la propagation du faisceau. Ce dernier interagit ensuite avec une structure immergee dans le reacteur. La mesure du temps de vol de l'echo recu par le meme transducteur permet de determiner la position precise de la structure. La simulation complete de la telemetrie necessite donc la modelisation a la fois de la propagation d'une onde acoustique en milieu inhomogene aleatoire et de l'interaction de cette onde avec des cibles de formes variees; c'est l'objectif de ce travail. Un modele stochastique base sur un algorithme de type Monte-Carlo est tout d'abord developpe afin de simuler les perturbations aleatoires du champ de propagation. Le champ acoustique en milieu inhomogene est finalement modelise a partir du champ calcule dans un

  20. Diversification des moyens de subsistance des petits producteurs de ...

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

    L'économie du Malawi repose essentiellement sur la culture du tabac, qui représente plus de 70 % des revenus d'exportation. Pour 60 % des 100 000 membres de la National Smallholder Farmers' Association of Malawi (NASFAM), le tabac est la seule et unique source de revenus. Les cultivateurs de tabac, au Malawi ...

  1. À l’aube des dieux

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Pascal Semonsut

    2011-03-01

    Full Text Available De l’avis même des préhistoriens, la Préhistoire assiste à la naissance du sentiment religieux. Cette religion des origines, quelle image en ont les Français ? Telle est la question que cet article aborde à partir de l’étude des manuels scolaires et des œuvres de fiction (littérature, cinéma et bande dessinée de la seconde moitié du XXe siècle. Si l’enseignement et la fiction n’accordent pas la même place à ce thème, en revanche tous deux font des préhistoriques des polythéistes adorant le soleil, construisant des mégalithes et prenant le plus grand soin de leurs morts. Ce mélange d’obscurantisme et de vraie spiritualité n’a qu’un but : montrer que notre espèce ne pouvait être que victorieuse dans ce combat qu’est l’humanisation.

  2. La maison des mathématiques

    CERN Document Server

    Villani, Cédric; Moncorgé, Vincent

    2014-01-01

    Comment travaillent les mathématiciens ? C'est peut-être en se promenant dans les couloirs de la première des " maisons des mathématiques " de France, l'institut Henri Poincaré, que l'on trouvera quelques réponses. Le mathématicien Cédric Villani et le physicien Jean-Philippe Uzan nous invitent à découvrir cette discipline et ses acteurs. Au fil des pages on suit, à travers de superbes images signées du photographe Vincent Moncorgé, la façon dont se fabrique cette science qui reste souvent mystérieuse. Toutes les dimensions, scientifique, esthétique et poétique, des mathématiques sont convoquées grâce à des regards croisés : la diversité des inspirations des chercheurs, la source de leur créativité, l'imaginaire littéraire et artistique des mathématiques, la drôle de tribu des mathématiciens. Un voyage au cœur de cette " auberge espagnole " des mathématiques, campus " à la française " accueillant des centaines de chercheurs du monde entier, devenu un lieu d'émulation et d'éc...

  3. Optimization of Hybrid Power Trains by Mechanistic System Simulations Optimisation de groupes motopropulseurs électriques hybrides par simulation du système mécanique

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Katrašnik T.

    2013-05-01

    écifiques au domaine et sur un couplage inter-domaines cohérent ultérieur des flux. En outre, une structure de calculs efficace permettant la simulation du transport d’espèces gazeuses actives et passives est introduite de manière à combiner l’efficacité des calculs à la nécessité d’une modélisation du transport des polluants clans le circuit des gaz. L’applicabilité et la versatilité du modèle de simulation au niveau mécanique sont présentées au moyen d’analyses des phénomènes transitoires provoqués par l’interdépendance élevée des sous-systèmes, c’est-à-dire les domaines. Les résultats obtenus pour les véhicules hybrides sont comparés â ceux obtenus pour les véhicules conventionnels afin de mettre l’accent sur les différences des régimes opératoires de composants particuliers inhérents à une topologie particulière du groupe motopropulseur.

  4. 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

    Before proceeding to the construction of the various reactor components described in the paper 'Fast Breeder Reactor Rapsodie', many experimental studies of a hydraulic, thermal and mechanical character have been carried out, or are under consideration, to test the validity of the principles adopted in the Preliminary Project. This paper deals with the most important of these: 1. Studies of coolant circuit components: sodium pumps (mechanical or electromagnetic), Na-NaK and NaK ir heat exchangers, measuring instruments (flow rates, temperatures), sodium purification circuits, etc. 2. Studies in cooling of fuel and fertile assemblies: a) study of the sodium cooling carried out by means of hydraulic mockups (scale of 1: 1 or over) reproducing the flow of the coolant fluid in the piping, upstream from and inside the fuel and fertile elements. b) study of the cooling by gas and by immersion in lead, employed during handling and storage operations. 3. Studies of special reactor devices: fusible rotating linkage, parts of the control rod mechanisms. 4. Study of the reactor block and coolant circuits as a whole. This study is to begin at the end of the year. The mock-up, now nearing completion, reproduces on a scale of 1: 1 the installation provided in the Preliminary Project and includes: the reactor block, to which is connected a high flow ate sodium circuit, permitting of long-term tests and thermal shocks, and also, a control rod testing circuit; complete installation of the 1 MW and 10 MW coolant circuits, the performances of which it will be possible to check under various operational conditions. 5. A safety study carried out on a 3: 10 scale mock p comprising the whole of the reactor block and shielding, with the object of limiting the effects of any accidental liberation of energy of an explosive character. (authors) [French] Avant d'entreprendre la realisation des divers elements du reacteur decrit dans le rapport 'Reacteur rapide surregenerateur RAPSODIE

  5. Modernisation des marchés agroalimentaires - inclusion des petits ...

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

    Les marchés agroalimentaires connaissent de rapides changements dans les pays en développement et les pays en transition. Sous l'influence de la libéralisation du commerce et des nouvelles technologies de transformation des aliments et de commerce de détail, les marchés agroalimentaires évoluent vers une plus ...

  6. Culture du bambou : diversification des moyens de subsistance des ...

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

    Culture du bambou : diversification des moyens de subsistance des petits producteurs de tabac du sud de la province de Nyanza, au Kenya - phase II. Au cours de la première phase du projet (projet no 103765), les chercheurs ont effectué une analyse de marché pour le bambou et les produits du bambou, comparé les ...

  7. Structurations formelle et conceptuelle des articles de dictionnaires : le premier modèle de codification des articles dans l’histoire des dictionnaires Larousse

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Corbin Pierre

    2014-07-01

    Nous nous proposons d’examiner, dans l’histoire des dictionnaires généraux monolingues Larousse des origines à nos jours, une sélection de jalons de l’articulation entre structure conceptuelle et structure formelle des articles. Au regard de l’ampleur des données à couvrir, il ne pourra bien entendu s’agir que d’un survol, mais celui-ci permettra (1 de présenter le premier des trois modèles majeurs de codification des articles dans l’histoire des dictionnaires Larousse, celui qui trouve son origine dans le Nouveau dictionnaire de la langue française de 1856 ou ses éditions révisées, (2 de prendre en compte les dictionnaires proposés par cet éditeur en un siècle et demi qui ont repris le modèle de 1856 ou sa forme révisée, et (3 de présenter contrastivement au premier les deux autres modèles majeurs, qui trouvent leur ancrage chronologique respectivement dans le Grand dictionnaire universel du XIXe siècle de 1866-1876 et le Dictionnaire du français contemporain de 1966.

  8. Etat des lieux de la gestion des insecticides au Togo, Afrique de l ...

    African Journals Online (AJOL)

    Pour parvenir à une gestion optimale des maladies à transmission vectorielle ou tout au moins la nuisance culicidienne, une surveillance permanente des facteurs de risque devient nécessaire. Le principal facteur de risque est le vecteur qui transmet la maladie, et le contrôle du vecteur passe par des stratégies de lutte qui ...

  9. Des Connaissances Aux Politiques

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

    Les synergies ont été mises en commun au fur et à mesure des progrès de la recherche. .... Recherche normative (sur le rôle et la performance des institutions .... Système national d'information sur la gestion environnementale connecté à 19 ...... Un fort contrôle centralisé sur l'élaboration des politiques nationales peut ...

  10. Study of some ion exchange minerals which can be used in water at high temperature; Etude de quelques echangeurs mineraux utilisables dans l'eau a haute temperature

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hure, J; Platzer, R; Bittel, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Fourre, J [Societe le Carbone Lorraine, 75 - Paris (France); Wey, R [Faculte des Sciences de Strasbourg, Lab. de Mineralogie, 67 (France)

    1958-07-01

    these impurities (that is to say capable of de-mineralizing polluted water). This paper describes the preliminary results of the investigation. (author) [French] L'etude de l'utilisation des echangeurs d'ions a haute temperature a ete essentiellement faite en vue de l'epuration de l'eau des reacteurs. On connait l'interet qu'il y a a garder dans un circuit de reacteur de l'eau de tres haute resistivite (plusieurs centaines a quelques millions {omega}.cm): abaissement de la corrosion, abaissement du taux de radiolyse, abaissement de la radioactivite des circuits et canalisations, les elements autres que les constituants de l'eau transportes par celle-ci devenant generalement radioactifs par leur passage au coeur du reacteur. Si la circulation d'eau se fait a des temperatures inferieures a 45 deg. C, les resines echangeuses d'ions organiques utilisees en lit melange resolvent tres bien le probleme de l'epuration en continu. Par contre, pour des temperatures plus elevees surtout au-dessus de 100 deg. C, leur utilisation n'est pas possible, la degradation de ces hauts polymeres etant tres rapide. De meme, l'action des rayonnements, par exemple ceux des produits fixes par les echangeurs d'ions, detruit irremediablement les chaines organiques constituant le squelette de ces echangeurs. Nous avons donc cherche d'es composes pouvant assurer une bonne deionisation de l'eau, mais de structures telles qu'elles ne soient pas deteriorees par l'action de la temperature et des rayonnements. Nous nous sommes particulierement orientes dans trois voies: - echangeurs d'ions naturels a structure minerale (argile du type montmorillonite), - composes mineraux naturels traites pour leur conferer les proprietes d'echangeurs d'ions (charbons actives), - composes mineraux synthetiques (sels tres peu solubles, phosphate et hydroxyde de zirconium et de thorium). Dans ces etudes, nous nous sommes attaches a obtenir des produits stables en presence d'eau a haute temperature, tres insolubles et non

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    and iron-aluminium alloys should increase as a result of the research carried out with a view to improving their technological and mechanical properties. (authors) [French] L'adoption, en France, du gaz carbonique sous pression comme fluide caloporteur dans les reacteurs avances des filieres graphite-gaz et eau lourde-gaz, a impose la recherche de materiaux de gainage susceptibilite prendre la releve des alliages de magnesium. En effet, ces derniers deviennent inutilisables au dessus de 500 C environ, en raison de la proximite de leur point de fusion et de leurs proprietes mecaniques alors defaillantes, quoique leur compatibilite avec le gaz carbonique reste relativement bonne. Le beryllium, particulierement seduisant en raison de sa faible section de capture pour les neutrons thermiques, presente, entre autres, un inconvenient grave: son utilisation dans le gaz carbonique n'est possible, des 600 C, que si ce gaz est rigoureusement desseche, la pression partielle de vapeur d'eau etant le facteur determinant imposant une dessication d'autant plus poussee que la pression nominale est plus elevee. Dans le cas contraire, apres une courte periode d'incubation, l'oxydation s'accelere, conduisant a une corrosion intergranulaire rapidement destructrice. Neanmoins, les alliages beryllium-calcium ou beryllium-magnesium, a 0,5 pour cent environ d'element d'addition, permettent de surmonter cette difficulte; ils restent utilisables en presence de quelques centaines de vpm de vapeur d'eau jusqu'a 700 C au moins. Les problemes metallurgiques lies a la mise en oeuvre du beryllium ou de ses alliages ont cependant conduit a envisager provisoirement l'utilisation d'aciers inoxydables austenitiques. Ces materiaux sont intrinsequement tres resistants a l'oxydation; mais, comme ils ne peuvent etre employes qu'en faible epaisseur, etant donne leur section de capture importante, il y a lieu de choisir les nuances comparativement les moins oxydables. Au dessus de 600 C, les nuances

  12. Rôle et limites des tiers-lieux dans la fabrique des villes contemporaines

    OpenAIRE

    Besson, Raphaël

    2017-01-01

    La notion de tiers-lieux se développe de manière essentiellement empirique. Elle recouvre des réalités multiples, comme des projets de coworking spaces, de living labs et de fab labs. Certains tiers-lieux s’intéressent tout particulièrement à la ville et aux nouvelles conditions de la fabrique urbaine. En s’appuyant sur des méthodes d’innovation ouverte et le potentiel des outils numériques, ces tiers-lieux défendent l’idée d’un urbanisme qui ne soit plus le patrimoine exclusif d’experts, mai...

  13. L'incidence du prix et des stratégies d'emballage des produits du ...

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

    Des données internationales, en provenance surtout des pays à revenu élevé, ... pour s'attaquer aux stratégies de marketing ciblant des groupes vulnérables dans ... Les conclusions d'un programme financé par le CRDI au premier plan de la ...

  14. Etat des lieux de la reproduction sexuée des ignames africaines ...

    African Journals Online (AJOL)

    Les ignames sont d'importantes plantes alimentaires à multiplication végétative dont l'amélioration et la création variétale dépendent, comme chez les végétaux, de la maîtrise de la biologie de la reproduction sexuée. L'état des lieux des cultivars florifères des ignames africaines Dioscorea cayenensis – D. rotundata a été ...

  15. La réforme des politiques sociales : Évolution des perspectives du ...

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

    Le XXe siècle est une époque remarquable sur le plan des progrès matériels et des transformations d'ordre social et politique. Partout dans le monde, les conditions de vie de la population ont profondément changé à bien des égards: le taux de mortalité infantile et l'analphabétisme chez les adultes ont diminué de façon ...

  16. Recueillir des données probantes à l'échelle des collectivités pour ...

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

    Ce projet contribue à la collecte, à l'échelle des collectivités, de données probantes sur les souvenirs des victimes de violations des droits de la personne. Il vise aussi à trouver des stratégies de reconstruction post-atrocités dans un cadre local sûr. Enfin, l'équipe a créé un site Web et produit plusieurs publications.

  17. Innova on pour la santé des mères et des enfants d'Afrique

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

    19 janv. 2018 ... Les conclusions révèlent des similitudes parmi les cas de divers contextes na onaux, fournissant une riche base de preuves afin d'inspirer des ini a ves visant à améliorer l'équité en ma ère de santé. OUVRIR LE PDF | COMMANDER LE LIVRE. Innova on pour la santé des mères et des enfants d'Afrique.

  18. Administration et gestion des contrats XL

    CERN Document Server

    Senouf, J

    2000-01-01

    Les grands contrats de travaux génèrent un grand nombre de commandes (OSVC) passées par un grand nombre de responsables techniques. Ils sont généralement basés sur des bordereaux de prix associés à un éventail de conditions économiques adaptées aux besoins complexes et variés des multiples utilisateurs du CERN nécessitant des calculs sophistiqués. L'administration des commandes, le suivi des travaux et de la facturation doivent répondre aux besoins de tous les acteurs. Les responsables techniques doivent jouir de la plus large indépendance administrative dans le respect des règlements CERN et des conditions contractuelles. Le contrôle des métrés et décomptes doit être rigoureux et d'une traçabilité complète. L'utilisation des bases de données Oracle a déjà permis l'intégration des données administratives et techniques. Le Web nous invite à une communication totale et transparente entre les utilisateurs, les services techniques et les contractants. De nouveaux types de contrat so...

  19. Study of the {rho}-bar, {beta}-bar and {lambda} parameters of a light-water reactor; Etude des parametres {rho}-bar, {beta}-bar et {lambda} d'une pile a eau legere

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-01

    temps, font apparaitre la valeur effective {beta}-bar. A partir de la cinetique, nous determinons le rapport b par analyse de transitoire de puissance consecutif a l'injection d'une variation rapide de reactivite realisee par l'implosion d'une boule de verre vide. Un depouillement relativement simple est propose. L'appareillage est reduit et se transforme aisement en reactimetre. De la theorie de la perturbation, nous deduisons une mesure de {beta}-bar, qui consiste a ponderer les effets en reactivite d'une feuille de cuivre, mesures en differents emplacements du coeur. Les valeurs calculees de l'efficacite des neutrons retardes {gamma} = {beta}-bar/{beta} 1.23 et du temps de generation des neutrons prompts {lambda} = 59 {mu}s sont en bon accord avec les resultats experimentaux: {beta}-bar = 795 pcm et {beta}-bar/{lambda} 129 s{sup -1}, les nombres precites etant relatifs a un reacteur a eau legere et a uranium enrichi (90 pour cent U-235), le coeur presentant des trous d'eau. (auteur)

  20. Approche historique des classifications en psychiatrie

    OpenAIRE

    Garrabé , J.

    2011-01-01

    Resume Des le milieu du xixe siecle s?est posee la question des criteres de classification des maladies. Pour les maladies mentales, diverses classifications ont alors ete proposees par des auteurs francais (Morel) et allemands (Kahlbaum, Kraepelin). A partir de la fin du xixe siecle, le Bureau International de Statistique (Paris) a publie a une Classification Internationale des Maladies, a revision decennale (J. Bertillon). Cette tache a ete poursuivie dans l?entre-deux-guerres pa...

  1. Calculation programme for transient thermo-pneumatic flows; Programme de calcul pour les ecoulements transitoires thermopneumatiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    With a view to determining the changes occurring in gas reactors after cooling accidents, a calculation programme is established for unidimensional gas flows with pressure drops, heat exchanges and in certain cases blowing, in a reticulated lattice. Any schematization can be taken into account by the use of a set of indices. This programme, of which the FORTRAN list is given, is applied to particular cases of sudden pressure drops in the circuits. The results obtained are in good agreement with those obtained both from the graphical method using the characteristics and from experimental recorded data. (author) [French] En vue de determiner les evolutions des reacteurs a gaz apres accident de refroidissement, on etablit un programme de calcul pour les ecoulements gazeux unidimensionnels avec pertes de charge, echanges thermiques et eventuellement soufflage, en reseau maille. Toute schematisation peut etre prise en compte grace a un jeu d'indices. Ce programme, dont la liste FORTRAN est presentee, est applique a des cas particuliers de degonflage brutal de circuits. Ses resultats sont en bon accord, d'une part avec ceux de la methode graphique des caracteristiques, d'autre part avec des enregistrements experimentaux. (auteur)

  2. Calculation programme for transient thermo-pneumatic flows; Programme de calcul pour les ecoulements transitoires thermopneumatiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    With a view to determining the changes occurring in gas reactors after cooling accidents, a calculation programme is established for unidimensional gas flows with pressure drops, heat exchanges and in certain cases blowing, in a reticulated lattice. Any schematization can be taken into account by the use of a set of indices. This programme, of which the FORTRAN list is given, is applied to particular cases of sudden pressure drops in the circuits. The results obtained are in good agreement with those obtained both from the graphical method using the characteristics and from experimental recorded data. (author) [French] En vue de determiner les evolutions des reacteurs a gaz apres accident de refroidissement, on etablit un programme de calcul pour les ecoulements gazeux unidimensionnels avec pertes de charge, echanges thermiques et eventuellement soufflage, en reseau maille. Toute schematisation peut etre prise en compte grace a un jeu d'indices. Ce programme, dont la liste FORTRAN est presentee, est applique a des cas particuliers de degonflage brutal de circuits. Ses resultats sont en bon accord, d'une part avec ceux de la methode graphique des caracteristiques, d'autre part avec des enregistrements experimentaux. (auteur)

  3. Étude sur la nutrition menée dans des écoles de la Grenade - des ...

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

    Étude sur la nutrition menée dans des écoles de la Grenade - des données probantes pour éclairer les politiques. Prévention des maladies non transmissibles. (PMNT). PROFIL DE PROJET. Le programme Prévention des maladies non transmissi- bles (PMNT) soutient la production de nouvelles connais- sances en vue ...

  4. Les effets des interfaces sur les proprietes magnetiques et de transport des multicouches nickel/iron et cobalt/silver

    Science.gov (United States)

    Veres, Teodor

    Cette these est consacree a l'etude de l'evolution structurale des proprietes magnetiques et de transport des multicouches Ni/Fe et nanostructures a base de Co et de l'Ag. Dans une premiere partie, essentiellement bibliographique, nous introduisons quelques concepts de base relies aux proprietes magnetiques et de transport des multicouches metalliques. Ensuite, nous presentons une breve description des methodes d'analyse des resultats. La deuxieme partie est consacree a l'etude des proprietes magnetiques et de transport des multicouches ferromagnetiques/ferromagnetiques Ni/Fe. Nous montrerons qu'une interpretation coherente de ces proprietes necessite la prise en consideration des effets des interfaces. Nous nous attacherons a mettre en evidence, a evaluer et a etudier les effets de ces interfaces ainsi que leur evolution, et ce, suite a des traitements thermiques tel que le depot a temperature elevee et l'irradiation ionique. Les analyses correlees de la structure et de la magnetoresistance nous permettront d'emettre des conclusions sur l'influence des couches tampons entre l'interface et le substrat ainsi qu'entre les couches elles-memes sur le comportement magnetique des couches F/F. La troisieme partie est consacree aux systemes a Magneto-Resistance Geante (MRG) a base de Co et Ag. Nous allons etudier l'evolution de la microstructure suite a l'irradiation avec des ions Si+ ayant une energie de 1 MeV, ainsi que les effets de ces changements sur le comportement magnetique. Cette partie debutera par l'analyse des proprietes d'une multicouche hybride, intermediaire entre les multicouches et les materiaux granulaires. Nous analyserons a l'aide des mesures de diffraction, de relaxation superparamagnetique et de magnetoresistance, les evolutions structurales produites par l'irradiation ionique. Nous etablirons des modeles qui nous aideront a interpreter les resultats pour une serie des multicouches qui couvrent un large eventail de differents comportements magnetiques

  5. Fission ionisation chamber for the measurement of low fluxes of slow neutrons; Chambre d'ionisation a fission pour la mesure des faibles flux de neutrons lents

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

    electronique avec numerateur ou integrateur permet le comptage des impulsions. Les caracteristiques generales sont: sensibilite aux neutrons: 0,07 choc /n/cm{sup 2}.s, sensibilite aux rayons {gamma}: nulle jusqu'a 3.10{sup 4} R/H, bruit de fond {alpha} a la tension normale de discrimination: 0,01 choc/s, H.T. de fonctionnement: -500 V, capacite: 40 {mu}{mu}F, hauteur moyenne d'impulsion: 8 mV, limites d'emploi: de quelques neutrons a 10{sup 6} n/cm{sup 2}.s. Cette chambre peut etre utilisee dans tous les cas ou l'on doit mesurer de faibles flux de neutrons lents, surtout en presence de flux gamma intenses, par exemple pour le controle des concentrations de Pu dans une usine d'extraction, ou pour le demarrage des reacteurs. (auteur)

  6. Les caractéristiques des stomates des feuilles de Ficus benjamina L ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    25 mars 2014 ... gaz d'échappement des véhicules et des cheminés des usines (Barima et al., 2014). En outre, ces .... inférieures de celle-ci ont été nettoyées à l'eau distillée. Une partie de chaque face inférieure de la feuille a ..... réaction de la plante à empêcher l'absorption de polluants tout en optimisant l'absorption de ...

  7. Balance between automation and human actions in nuclear power plant operation. Results of international cooperation; Equilibre entre automatisation et action humaine dans la conduite des centrale nucleaires, resultats de la cooperation internationale

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sun, B [CEA Centre d' Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses, 92 (France). Dept. d' Analyse de Surete; Bastl, W [Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany); Olmstead, R [Atomic Energy of Canada Ltd, Mississauga (Canada); Oudiz, A [Electric Power Research Inst., Palo Alto, CA (United States); Jenkinson, J [Nuclear Electric PLC, Gloucester (United Kingdom); Kossilov, A [International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)

    1990-07-01

    'est portee sur le concept de reacteurs 'intrinsequement surs', ce qui pourrait simplifier les equipements de securite, et reduire la complexite des systemes d'information et de controle. La repartition des taches entre homme et machine pourrait bien etre l'une des etapes les plus critiques dans la conception d'une centrale nucleaire et l'un des progres les plus sensibles; de ce fait, elle garantit une approche dans la conception qui est commensurable en qualite avec les hauts niveaux de securite et de qualite de production recherches pour les centrales nucleaires. C'est dans ce climat que l'Agence Internationale pour l'Energie Atomique (AIEA) a constitue en 1989 un groupe de recherche auquel participent les pays membres, lequel groupe possede une experience etendue dans le domaine de l'automatisation des centrales nucleaires. La tache de ce groupe etait d'evaluer ou se situait le juste equilibre entre actions manuelles et automatiques dans la conduite des centrales. Se basant sur des recherches anterieures et sur l'experience de ses membres, le groupe a determine que toute solution unique, totalement deterministe, au probleme de la repartition des taches est impossible. Cependant, dans la mesure ou le role de l'operateur est appele progressivement a se transformer, avec le temps, en un role de gestionnaire du systeme, il est imperatif qu'une procedure systematique de repartition des taches soit utilisee par l'equipe chargee de la conception. Le groupe a propose une methodologie qui s'appuie sur des travaux deja publies, mais il adopte une approche pragmatique, adaptee aux besoins reels des projets. Cette methodologie caracterise un certain nombre de facteurs qui relevent des processus de prise de decision, guide une telle prise de decision, et identifie les secteurs dont il considere qu'ils doivent devenir l'objet de recherches ulterieures. (author)

  8. Inventaire des cavités souterraines abandonnées et cartographie des dangers qui leur sont liés

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Claire ARNAL

    1994-12-01

    Full Text Available Un inventaire national des cavités souterraines abandonnées, des accidents de sol qui leur sont imputables et de leurs conséquences dommageables a été réalisé à l’échelle de 1/1 000 000 en 1993 et 1994 par le BRGM pour le ministère de l’Environnement (Direction de la Prévention des Pollutions et des Risques. Il a conduit à élaborer des documents cartographiques de synthèse et à définir des niveaux de dangers dont la localisation permettra de lancer des études plus détaillées en vue d’assurer la sécurité des personnes et des biens

  9. Evaluation des pratiques de gestion des adventices en riziculture ...

    African Journals Online (AJOL)

    Le riz est l'aliment principal pour la quasi-totalité des populations vivant en Côte d'Ivoire. Cependant, les adventices sont considérées comme la contrainte biologique la plus importante faisant obstacle à la production rizicole. L'objectif de cette étude menée en 2015 était d'évaluer différentes techniques de gestion des ...

  10. Cartographie des zones d'intervention des partenaires techniques et ...

    African Journals Online (AJOL)

    cartographier les zones d'intervention des partenaires techniques et financiers au Bénin. L'approche méthodologique utilisée a consisté à la recherche documentaire, à la collecte de données auprès des partenaires techniques et financiers et à l'analyse de ces données. Les résultats ont permis de constater que cent dix ...

  11. Neutron Dosimetry and Irradiation of Solids; Dosimetrie des neutrons et irradiation des solides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Perriot, G; Schmitt, A P [Commissariat a l' Energie Atomique. Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    1962-07-01

    Results of work at C.E.A. from 1958 to 1960 are reviewed. The possibilities offered by classical dosimetry methods are discussed. The tests which led to the utilization, for fast neutron dosimetry, of resistivity variations induced in solid W by such neutrons are described. Experimental W irradiation results led to a definition of neutron efficiency which describes the relations between neutron energy and their effects on materials. Possibilities offered by detectors which make use of radiation damage and are sensitive to neutrons at keV energies were explored. In other work, the principal French reactors were classified according to their ability to produce damage in materials such as W. (authors) [French] Dans ce rapport on a presente les resultats essentiels de travaux qui ont ete effectues de 1958 a 1980 par des chercheurs du CEA issus de differents services. En meme temps qu'une revue des possibilites offertes a l'epoque par les methodes classiques de dosimetrie (utilisation des detecteurs par activation), on a decrit les essais qui devaient permettre d'utiliser, a la dosimetrie les neutrons rapides, les variations de resistivite qu'ils creent dans un corps solide (tungstene). L'irradiation du tungstene a montre l'importance qu'il y avait a definir 'l'efficacite' des neutrons, c'est-a-dire leur aptitude plus ou moins grande, selon leur energie, a creer des defauts dans les materiaux. L'efficacite d'un emplacement d'irradiation se trouvant liee au spectre neutronique, on a vu les difficultes qu'il y avait a utiliser les detecteurs par activation des qu'on n'avait plus affaire a un spectre en 1/E ou de fission et on a pu entrevoir les possibilites offertes par les detecteurs utilisant la creation des defauts qui repondent a tous les neutrons d'energies, superieures a quelques keV. Enfin, on a classe les principaux types de Piles Francaises selon leur aptitude a creer plus ou moins rapidement des dommages dans des materiaux comme le tungstene. (auteur)

  12. Biometrische Untersuchungen des Stylopodiums, Zygopodiums und Metapodiums pleistozäner Ursiden im Hinblick auf die Evolution des Höhlenbären und die Klassifizierung des Fundmaterials Einhornhöhle / Harz

    OpenAIRE

    Athen, Kerstin Anja

    2007-01-01

    In der vorliegenden Dissertation "Biometrische Untersuchungen des Stylopodiums, Zygopodiums und Metapodiums pleistozäner Ursiden im Hinblick auf die Evolution des Höhlenbären und die Klassifizierung des Fundmaterials Einhornhöhle / Harz" wurden Daten des oberpliozänen Ursus etruscus, des pleistozänen Ursus deningeri sowie des Ursus spelaeus ausgewertet. Zur Datenerhebung wurden 249 Messgrößen an den Skelettelementen Humerus, Ulna, Radius, Metacarpalia I-V, Femur, Tibia, Fibula und Metatarsali...

  13. The AFR. An approved network of research reactors

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hampel, Gabriele [Mainz Univ. (Germany). Arbeitsgemeinschaft fuer Betriebs- und Sicherheitsfragen an Forschungsreaktoren (AFR)

    2012-10-15

    AFR (Arbeitsgemeinschaft fuer Betriebs- und Sicherheitsfragen an Forschungsreaktoren) is the German acronym for 'Association for Research Reactor Operation and Safety Issues' which was founded in 1959. Reactor managers of European research reactors mainly from the German linguistic area meet regularly for their mutual benefit to exchange experience and knowledge in all areas of operating, managing and utilization of research reactors. In the last 2 years joint meetings were held together with the French association of research reactors CER (Club d'Exploitants des Reacteurs). In this contribution the AFR, its members, work and aims as well as the French partner CER are presented. (orig.)

  14. GESTION DES RISQUES ET DES INCERTITUDES L'EMERGENCE D'UN CONTRÔLE DE GESTION " PAR EXCEPTION "

    OpenAIRE

    Wegmann , Grégory

    2003-01-01

    International audience; Le thème de la gestion des risques a été peu abordé en contrôle de gestion et le fonctionnement des outils traditionnels comme les budgets postulent une maîtrise des risques et des incertitudes. L'émergence de nouvelles approches en contrôle de gestion montre une évolution sur ce point.

  15. Antisuperconductors: Properties of Layered Compounds with Coupling

    Science.gov (United States)

    Carton, J.-P.; Lammert, P. E.; Prost, J.

    1995-11-01

    In this note, we consider properties of a hypothetical superconductor composed of Josephson-coupled microscopic layers with tunneling energy minimized at a phase difference of π. The non-zero phase offset in the ground state engenders an intriguing interplay between the superconductive ordering and structural lattice defects. Unusual magnetic properties are expected in the case of highly disordered crystals, which are consistent with observations of a “paramagnetic Meissner” or “Wohlleben” effect in high-T_c cuprate superconductors. Dans cette note, nous considérons les propriétés d'un supraconducteur hypothétique composé de couches microscopiques, couplées par effet Josephson, mais dont l'énergie de couplage est minimisée pour une différence de phase de π. L'état de base a des propriétés fascinantes dues à l'effet combiné de l'ordre supraconducteur et des défauts structuraux du cristal. Dans le cas de cristaux très désordonnés, on attend des propriétés magnétiques exceptionnelles, qui sont compatibles avec les observations dans quelques supraconducteurs cuprate haute-T_c d'un effet “Meissner paramagnétique” ou “Wohlleben”.

  16. Analyse des systèmes de gestion des déchets par l’étude du mécanisme de répartition des déchets

    OpenAIRE

    Bergeron, Francis

    2015-01-01

    Le renforcement de l’usage concurrentiel des déchets nous amène à étudier les processus d’approvisionnement des filières de valorisation et d’élimination sous l’angle de la circulation des flux de déchets au sein d’un système de gestion des déchets. L’objectif du présent article de recherche est de concevoir un cadre théorique autour du concept de mécanisme de répartition des déchets qui désigne le processus de distribution des flux de déchets entre les filières d’élimination et de valorisati...

  17. Questions de mathématiques élémentaires à l'usage des candidats aux écoles du Gouvernement, des aspirants au baccalauréat ès sciences et des élèves des établissements d'enseignement secondaire

    CERN Document Server

    Vuibert, Henry

    1879-01-01

    Questions de mathématiques élémentaires à l'usage des candidats aux écoles du Gouvernement, des aspirants au baccalauréat ès sciences et des élèves des établissements d'enseignement secondaire

  18. Contribution à l’identification des déterminants fondamentaux en évaluation des banques

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Badr Habba

    2016-03-01

    Full Text Available Ce papier étudie l’influence des facteurs fondamentaux sur l’évaluation des banques. Dans un premier temps, nous avons sélectionné, sur la base d’une revue de la littérature, les caractéristiques fondamentales susceptibles d’influencer l’évaluation des banques. Ensuite, nous avons estimé un modèle économétrique mettant en relation la valeur des banques et six variables explicatives à l’aide de l’économétrie des données de panel. L’échantillon est constitué d’un panel de 82 banques cotées entre 2005 et 2013. Les résultats obtenus montrent qu’il existe une influence très significative de la qualité du portefeuille bancaire de crédits, du niveau de capitalisation, du niveau de diversification du portefeuille d’activités, de l’efficience et de la taille de la banque sur l’évaluation des firmes bancaires.

  19. Impacts des caractéristiques physico-chimiques des eaux sur la ...

    African Journals Online (AJOL)

    Impacts des caractéristiques physico-chimiques des eaux sur la distribution du ... chimiques qui sont à l'origine d'une dégradation croissante de la qualité d'eau. ... Les valeurs d'indice de diversité de Shannon Weaver traduisent une grande ...

  20. ETUDE EXPLORATOIRE DES ACIDES GRAS POLYINSATURÉS DES AIGUILLES DE PIN

    OpenAIRE

    KADARI, Abdelhamid

    2012-01-01

    Depuis les temps les plus anciens, l’utilisation des plantes dans le domaine de la santé est toujours d’actualité (1), dans la mesure où elle représente une alternative sérieuse ou tout au moins un complément appréciable à la pharmacie classique issue de la chimie moderne. En effet, plus de 25 % des médicaments prescrits dans le monde entier dérivent directement ou indirectement des plantes (2). Cependant, en tant que sources de médicaments, les plantes restent encore sous plusieurs études, s...

  1. Analyse des mécanismes de transmission des infections sexuellement transmissibles

    OpenAIRE

    Abraham, Shahnaz

    2008-01-01

    Ce travail comprend une étude de l'épidémiologie des infections sexuellement transmissibles (IST) et du VIH à Genève et en Suisse. Nous constatons une recrudescence des IST pendant la période analysée 1999-2004, supersosable à la situation observée dans les autres métropoles européennes, tandis que l'incidence du VIH est restée stable. Nous analysons les facteurs importants pour la transmission des IST-VIH et soulignons l'importance de poursuivre les campagnes de prévention, visant non seulem...

  2. Épuration des eaux usées des villes pour soutenir l'agriculture ...

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

    2 févr. 2011 ... Les eaux usées : manne liquide ? ... Les racines de la plante emprisonnent les matières solides en ... le compostage des déchets ménagers ou l'arrosage des pépinières. ... à la gestion locale de la demande », dans Épuration des eaux usées et l'agriculture urbaine, Editions Enda, Dakar, août 2002. Mbodj ...

  3. Améliorer les conditions de vie des jeunes et des femmes en ...

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

    Améliorer les conditions de vie des jeunes et des femmes en développant la petite entreprise : mesure de l'impact. Durant les années 2000, la croissance économique et l'augmentation des investissements sociaux ont réduit la pauvreté et offert aux populations de l'Amérique latine de multiples débouchés sur le marché du ...

  4. Shutdown channels and fitted interlocks in atomic reactors; Chaines de securite et verrouillages installes sur les piles atomiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    This catalogue consists of tables (one per reactor) giving the following information: number and type of detectors, range of the shutdown channels, nature of the associated electronics, thresholds setting off the alarms, fitted interlocks. These cards have been drawn up with a view to an examination of the reactors safety by the 'Reactor Safety Sub-Commission', they take into account the latest decisions. The reactors involved in this review are: Azur, Cabri, Castor-Pollux, Cesar-Marius-2, Edf-2, EL3, EL4, Eole, G1, G2-G3, Harmonie, Isis, Masurca, Melusine, Minerve, Osiris, Pegase, Peggy, PAT, Rapsodie, SENA, Siloe, Siloette, Triton-Nereide, and Ulysse. (authors) [French] Ce catalogue est compose d'un ensemble de tableaux (a raison de un tableau par pile) donnant les renseignements suivants: nombre et nature des detecteurs, dynamique des chaines, nature de l'electronique associee, seuils provoquant des actions de securite, verrouillages installes. Ces fiches ont ete etablies en vue de l'examen de la securite des piles par la 'Sous-Commission de Surete des Piles', et tiennent compte des decisions de celle-ci. Les reacteurs concernes sont: Azur, Cabri, Cator-Pollux, Cesar-Marius-2, Edf-2, EL3, EL4, Eole, G1, G2-G3, Harmonie, Isis, Masurca, Melusine, Minerve, Osiris, Pegase, Peggy, PAT, Rapsodie, SENA, Siloe, Siloette, Triton-Nereide, et Ulysse. (auteurs)

  5. Alecto 1 - criticality experiment on a solution of plutonium and of uranium 235. Experimental results and calculations on tank number 2 ({phi} 300 mm); Alecto 1 - experience de criticite sur une solution de plutonium et d'uranium enrichi a 90 pour cent. Resultats experimentaux et calculs concernant la cuve no. 2 ({phi} = 300 mm)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    Experiments on plutonium and 90 pour cent enriched uranium solutions have been made in the Alecto reactor with a tank of external diameter 300 mm. Various geometries Lave been tested, for variable concentrations of fissionable salts. The critical mass was studied as a function of the concentration in various reflector conditions (water, concrete, wood) and the experimental values were compared with calculated values. The effects of cadmium as a reflector and of the stainless steel tank were also studied. Lastly were carried out measurements of {beta}/{tau}, ratio of the effective fraction of delayed neutrons to the average lifetime of the neutrons in the reactor. (authors) [French] Des experiences sur des solutions de plutonium et d'uranium enrichi a 90 pour cent ont ete effectuees dans le reacteur Alecto, avec une cuve de diametre exterieur 300 mm. Diverses configurations geometriques ont ete realisees, pour des concentrations variables du sel fissile. On a etudie la masse critique en fonction de la concentration, dans plusieurs conditions de reflexion (eau, beton, bois), et on a compare les resultats experimentaux aux valeurs donnees par le calcul. On a egalement etudie l'influence du cadmium comme reflecteur et celle de la cuve d'acier inoxydable. Enfin on a effectue des mesures de {beta}/{tau}, rapport de la proportion effective des neutrons retardes au temps de vie moyen des neutrons dans la pile. (auteurs)

  6. Harmonische Reduktion des linken Ventrikels

    OpenAIRE

    Atila, M. (Mehmet)

    2005-01-01

    In der vorliegenden Arbeit wurde die harmonische Reduktion des linken Ventrikels am Modell des ausgewachsenen Hausschweins, unter Verwendung von Saugkappen variabler Größe untersucht. In 10 Schweinen mit Herzen normaler Größe und Funktion wurde eine Saugkappe, in Größe und Form an das abzufaltende Wandsegment angepasst, auf die epikardiale Oberfläche des schlagenden Herzens gesetzt. Wir führten Messungen der linksventrik. und der pulmonalart. Drücke, des ventrikulären Durchmessers und der Her...

  7. Étude des impacts écologiques du dynamisme spatio-temporel des ...

    African Journals Online (AJOL)

    transformer radicalement les occupations du sol. Toutefois, le recul des .... également de cette protection (Roberge et Angelstam 2004). L'objectif est de ... distribution des espèces cibles a ensuite été cartographiée sur la couche d'unités de ...

  8. 50 Modélisation des propriétés diélectriques des nanocomposites ...

    African Journals Online (AJOL)

    AKA BOKO

    3 Laboratoire de Physique des Solides et des Couches Minces, Faculté des Sciences,. Sémlalia ... renfort (fibres de verre, carbone ou Kevlar,..) ont alors été utilisés ... diélectrique. Par ailleurs, pour modéliser le comportement diélectrique à la.

  9. Développer le leadership dans des villes de l'Amérique latine et des ...

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

    urbanisation rapide non planifiée, les villes des pays en développement sont à la fois le principal déclencheur des changements climatiques et le lieu approprié pour mettre en oeuvre des solutions. À l'heure actuelle, les villes de taille ...

  10. Charte du Conseil des Gouverneurs

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

    Office 2004 Test Drive User

    7. favoriser des communications ouvertes et franches entre le personnel, la direction ..... de dresser le procès-verbal des réunions du Conseil et de ses comités et de veiller à ce ... et des résultats qu'il obtient, et non de sa gestion quotidienne.

  11. 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

  12. Étude de la compétitivité de complexation des métaux issus des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Les analyses chimiques effectuées sur le phosphate naturel révèlent la présence des métaux lourds. Pour étudier les risques de rétrogradation de ces engrais phosphatés, notre étude s'est portée sur la complexation des substances humiques naturelles extraites des sols sur des ions métalliques tels que le calcium, ...

  13. Utilisation des sous-produits agroalimentaires dans l’alimentation des poissons d’élevage en Côte d’Ivoire

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Kimou Nestor B.

    2016-03-01

    Full Text Available Cette étude évalue l’impact de l’utilisation des sous-produits agroalimentaires dans l’alimentation des poissons d’élevage en Côte d’Ivoire. Une enquête a été réalisée en 2013 dans quinze principales zones piscicoles sur les caractéristiques technico-économiques des fermes, le profil socio-économique des promoteurs et les pratiques aquacoles, particulièrement l’alimentation des poissons. Les résultats révèlent que 71 % des pisciculteurs enquêtés utilisent des sous-produits agricoles durant au moins un stade de production. Parmi eux, 53 % utilisent exclusivement des sous-produits. Le son de riz (52 % et le mélange de sons de riz et de maïs (28 % sont les plus utilisés. Les prix moyens de ces sous-produits varient entre 20 et 105 FCFA/kg. Oreochromis niloticus et Heterotis niloticus sont les principales espèces élevées en polyculture sur les fermes. Les sous-produits sont utilisés en système semi-intensif, extensif et en rizipisciculture, en majorité en zone rurale. Les pisciculteurs sont pour la plupart des agriculteurs, âgés de plus de 40 ans. Les taux d’utilisation des sous-produits sont plus élevés dans les régions de l’Ouest, du Centre-Ouest et du Sud-Ouest de la Côte d’Ivoire, par rapport à celles du Sud et de l’Est. Les rendements des fermes sont relativement faibles (544 à 2445 kg/ha/an, avec des gains moyens quotidiens de 0,87 et 9,97 g/j pour le tilapia et l’heterotis respectivement. L’analyse des stratégies des acteurs suggère la nécessité de définir des mécanismes d’accompagnement et de financement de la pisciculture, afin que ces acteurs puissent améliorer les formulations alimentaires à partir des matières premières locales et accessibles.

  14. 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

  15. Gestion des déchets dangereux et responsabilité sociale des firmes

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Faouzi Bensebaa

    2010-10-01

    Full Text Available Prenant les déchets électriques et électroniques comme terrain d’observation, cette recherche étudie les fondements du commerce illégal de déchets dangereux des pays développés vers les PED. En effet, malgré la multiplication des législations, le problème des déchets dans les pays développés, loin d’être traité en amont, l’est en grande partie en aval par leur délocalisation dans les PED. Les deux lectures proposées, économique et institutionnelle, permettent de montrer comment les contraintes de coût de gestion des déchets dans les pays développés conjuguées à l’imperfection et à la non-application des législations conduisent à des comportements socialement irresponsables. À partir de là, l’implication des parties prenantes est suggérée comme solution pour éliminer ce type de comportements.Based on the analysis of the waste electrical and electronic equipments (WEEE, the research investigates the motivations for the illegal cross-border trade in hazardous wastes from developed countries to developing countries. Although many developed countries have implemented waste shipment regulations, they are passing the risks and costs of E-waste to developing countries. Indeed, E-waste is often sent for recycling and refurbishing in developing countries. The two-side proposed approach (i.e. economical and institutional suggests that both the cost for firms to comply with increasing regulations and the imperfect implementation of regulatory restrictions lead to socially irresponsible behaviours. An increasing and better involvement of stakeholders may be put forward as a solution.

  16. Numerical Simulation of Fixed-Bed Catalytic Reforming Reactors: Hydrodynamics / Chemical Kinetics Coupling Simulation numérique des réacteurs de reformage catalytique en lit fixe : couplage hydrodynamique-cinétique chimique

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Ferschneider G.

    2006-11-01

    Full Text Available Fixed bed reactors with a single fluid phase are widely used in the refining or petrochemical industries for reaction processes catalysed by a solid phase. The design criteria for industrial reactors are relatively well known. However, they rely on a one-dimensional writing and on the separate resolution of the equation of conservation of mass and energy, and of momentum. Thus, with complex geometries, the influence of hydrodynamics on the effectiveness of the catalyst bed cannot be taken into account. The calculation method proposed is based on the multi-dimensional writing and the simultaneous resolution of the local conservation equations. The example discussed concerns fixed-bed catalytic reactors. These reactors are distinguished by their annular geometry and the radial circulation of the feedstock. The flow is assumed to be axisymmetric. The reaction process is reflected by a simplified kinetic mechanism involving ten chemical species. Calculation of the hydrodynamic (mean velocities, pressure, thermal and mass fields (concentration of each species serves to identify the influence of internal components in two industrial reactor geometries. The map of the quantity of coke formed and deposited on the catalyst, calculated by the model, reveals potential areas of poor operation. Les réacteurs à lit fixe avec une seule phase fluide sont largement utilisés dans l'industrie du raffinage et de la pétrochimie, pour mettre en oeuvre un processus réactionnel catalysé par une phase solide. Les règles de conception des réacteurs industriels sont relativement bien connues. Cependant, elles reposent sur l'écriture monodimensionnelle et la résolution séparée, d'une part, des équations de conservation de la masse et de l'énergie et d'autre part, de la quantité de mouvement. Ainsi dans le cas de géométries complexes, l'influence de l'hydrodynamique sur l'efficacité du lit catalytique ne peut être prise en compte. La méthode de calcul

  17. L’impact de la participation bancaire dans le capital des entreprises sur la politique de distribution des dividendes

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Naoel Mezgani

    2013-11-01

    Full Text Available L’objectif de ce papier est de tester l’incidence de la participation bancaire dans le capital des entreprises non financières sur la politique de distribution des dividendes. En utilisant des données de panel des trente entreprises tunisiennes durant la période de 1999 à 2004, nous vérifions si en détenant le capital et la dette, la banque a la possibilité de contraindre la distribution des dividendes pour garantir le remboursement de ses fonds prêtés. Les résultats empiriques obtenus ne confirment pas l’impact significatif des banques actionnaires majoritaires et principaux créditeurs sur la distribution des dividendes dans les entreprises tunisiennes. Ces dernières soutiennent surtout la stabilité du niveau des dividendes payés d’une année à une autre.

  18. Dégâts des bruches sur le pouvoir germinatif des graines de quatre ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    29 févr. 2016 ... cultures vivrières de base en Afrique Occidentale et centrale (MULEBA et al., 1997). En RD Congo il est ... correspondant à deux cycles de reproduction, avec des trous ou des œufs sur elles. Les trous ... tout simplement de déterminer le nombre des bruches et leurs espèces à charger dans chaque boite ...

  19. autonomisation économique des femmes et économie du soin des ...

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

    Alanna Karpa

    dépend en grande partie d'un financement versé par des bailleurs de fonds et qui est aux prises avec ... services dont leurs enfants ont besoin et à intégrer le marché du travail. ..... roulement, qui produit des services de soins de faible qualité.

  20. 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