Contribution to the micrographic study of uranium and its alloys; Contribution a l'etude micrographique de l'uranium et de ses alliages

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1956-06-15

surface de l'uranium par des mesures de potentiel de dissolution et la diffraction electronique. Dans le quatrieme chapitre, nous donnons quelques exemples d'application de ces techniques a l'etude micrographique de divers alliages d'uranium. En annexe, nous montrons comment l'oxydation chimique apres polissage phospho-chromique-alcool, permet de distinguer les differentes inclusions presentes dans l'uranium fondu. Par diffraction des rayons X, nous avons en particulier carecterise les inclusions de monocarbure et mononitrure d'uranium. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

Orientational relationships between phases in the {gamma}{yields}{alpha} transformations for uranium-molybdenum alloys; Relations d'orientation entre phases dans les transformations {gamma}{yields}{alpha} des alliages uranium-molybdene

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1966-04-01

A crystallographic study has been made of the {gamma} {yields} {alpha} + {gamma} transformation in the alloy containing 3 per cent by weight of molybdenum using electronic micro-diffraction; it has been possible to establish the orientational relationships governing the germination of the {alpha} phase in the {gamma} phase. One finds: (111){gamma} // (100) {alpha}, (112-bar){gamma} // (010) {alpha}, (11-bar 0){gamma} // (001){alpha}. By choosing a monoclinic lattice containing the same number of atoms as the orthorhombic lattice for defining the {gamma} mother phase, the change in structure has been explained by adding a homogeneous (112-bar){gamma} [111]{gamma} shearing deformation to a heterogeneous deformation brought about by slipping of the atoms which are not situated at the nodes of this lattice. The identity of the orientation relationships {gamma}/{alpha} and {gamma}/{alpha}''b and the loss of coherence {gamma} /{alpha} as a function of temperature or of time lead to the conclusion that, in the range studied, the {gamma} {yields} {alpha} transformation begins with a martensitic process and continues by germination and growth. (author) [French] Une etude cristallographique de la transformation {gamma} {yields} {alpha} + {gamma} dans l'alliage {alpha} 3 pour cent en poids de Mo, effectuee par microdiffraction electronique a permis d'etablir les relations d'orientation regissant la germination de {alpha} dans {gamma}. On a: (111){gamma} // (100){alpha}, (112-bar){gamma} // (010){alpha}, (11-bar 0){gamma} // (001){alpha}. En choisissant pour decrire la phase mere {gamma} une maille monoclinique contenant le meme nombre d'atomes que la maille orthorhombique {alpha}, le changement de structure a ete explique en superposant a une deformation homogene par cisaillement (112-bar){gamma} [111]{gamma} une deformation heterogene par glissement des atomes non situes aux noeuds de cette maille. L identite des relations d'orientation {gamma}/{alpha} et {gamma} /{alpha

Contribution to the micrographic study of uranium and its alloys; Contribution a l'etude micrographique de l'uranium et de ses alliages

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1956-06-15

de caracteriser les differents etats de surface de l'uranium par des mesures de potentiel de dissolution et la diffraction electronique. Dans le quatrieme chapitre, nous donnons quelques exemples d'application de ces techniques a l'etude micrographique de divers alliages d'uranium. En annexe, nous montrons comment l'oxydation chimique apres polissage phospho-chromique-alcool, permet de distinguer les differentes inclusions presentes dans l'uranium fondu. Par diffraction des rayons X, nous avons en particulier carecterise les inclusions de monocarbure et mononitrure d'uranium. (auteur)

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

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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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

Contribution to the study of the hydrolysis of uranium carbides (1963); Contribution a l'etude de l'hydrolyse des carbures d'uranium (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-06-15

The hydrolysis of uranium monocarbide in neutral or acid medium leads to the formation of a complex mixture of hydrogen and hydrocarbons mostly saturated. When UC-U alloys are dissolved in hydrochloric-phosphoric medium, the free uranium contents can be determined with good accuracy from the composition of the gaseous phase. The hydrolysis of mixtures of uranium mono - and dicarbide in neutral or acid medium, leads to the formation of a complex mixture of hydrogen and gaseous and condensed hydrocarbons, the composition of which is principally dependent upon the UC{sub 2} content. The reaction mechanisms which are presented in this paper for the hydrolysis of UC and UC{sub 2} provide account for all experimental observations. (author) [French] L'hydrolyse en milieu neutre ou acide du monocarbure d'uranium conduit a la formation d'un melange complexe d'hydrogene et d'hydrocarbures, satures en grande majorite. L'attaque en milieu chlorhydrique-phosphorique des alliages UC-U permet la determination avec une bonne precision, des teneurs en uranium libre a partir de la composition des gaz degages. L'hydrolyse en milieu neutre ou acide des melanges de mono - et dicarbure d'uranium conduit a la formation d'un melange complexe d'hydrogene et d'hydrocarbures gazeux et condenses, dont la composition est essentiellement fonction de la teneur en UC{sub 2}. Les mecanismes reactionnels proposes pour l'hydrolyse de UC et UC{sub 2} rendent compte de tous les faits experimentaux observes. (auteur)

Studies of plutonium-iron and uranium-plutonium-iron alloys; Etudes d'alliages plutonium-fer et d'alliages uranium-plutonium-fer

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-01-15

We study the plutonium-iron system, by means of dilatometry, X rays and metallography, especially in the domain between PuFe{sub 2} and Fe. We determine the solubilities of Fe in PuFe{sub 2} and of Pu in Fe. We show the presence of an hexagonal PuFe{sub 2} phase and we propose a modification in the Pu-Fe phase diagram. Some low iron concentration U-Pu-Fe alloys have also been investigated. We characterise the different phases. We confirm that adding some iron lowers the quantity of the zeta U-Pu phase. We emphasize some characteristics of the alloys having the global concentration (U, Pu){sub 6} Fe. (authors) [French] On etudie par dilatometrie, rayons X et micrographie le systeme plutonium-fer, principalement dans la region comprise entre PuFe{sub 2} et Fe, On determine les solubilites du fer dans PuFe{sub 2}, et de Pu dans Fe. On met en evidence une phase PuFe{sub 2} hexagonale et on propose une modification du diagramme d'equilibre Pu-Fe. Certains alliages U-Pu-Fe a faibles concentrations en fer sont egalement etudies. On caracterise les phases en presence. On confirme que l'addition de fer diminue rapidement la quantite de phase U-Pu zeta. Enfin on revele certaines caracteristiques des alliages de composition globale (U, Pu){sub 6} Fe. (auteurs)

Preparation of metallic uranium tubes; Elaboration des tubes d'uranium metallique

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

The production furnace is an induction heated vacuum furnace having a capacity at the moment of 250 kg. Previously the crucible was heated by the inductor, the mould being outside the inductor. The tubes thus produced contained cavities, the alloy structure was fine; this was cold-mould casting, At the moment the top of the moulds are pre-heated, this is the so called hot-mould casting. This method has the advantage of eliminating the cavities but leads to a less fine microstructure. The alloy used for the 18 x 40 mm and 23 x 43 mm tubes is U-Mo (1.1 per cent). Since the moulds are now heated at the top, the solidification of the metal is very slow in this zone leading to a pronounced {gamma} grain, whereas towards the base the faster cooling leads to a smaller {gamma} grain. The {gamma} structure depends essentially on the solidification rate and on the time spent in this zone. In order to obtain a fine and homogeneous grain along the whole length of the tube, a controlled cooling treatment is effected. It consists in heating the uranium tubes in the {gamma} place and then in cooling them at a rate of between 20 and 50 deg C/mm down to 400 deg C. The 77 x 95 mm and 54 x 70 mm annular elements are at the moment being produced for research purposes. Their preparation is similar to that of 18 x 40 mm and 23 x 43 mm elements. The 77 x 95 mm tubes are at the moment made from U-Cr alloy (0.1 per cent); because of their size, their preparation is carried out in 600 mm diameter furnaces. (authors) [French] Le four d'elaboration est un four sous vide chaufffe par induction, dont la capacite actuelle est de 250 kg. Anterieurement le creuset seul etait chauffe par l'inducteur, les moules etaient hors de l'inducteur. Les tubes obtenus presentaient des cavites, la structure de l'alliage etait fine, c'etait la coulee en moules froids. Actuellement on prechauffe le haut des moules, c'est la coulee dite en moules chauds. Cette facon de faire a l'avantage de supprimer les cavites

Study of uranium (VI) in carbonate solution by potentiometric titrations and ion-exchange; Etude des solutions d'uranium (VI) en milieu carbonate par titrages potentiometriques et echange d'ions

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Billon, A [Commissariat a l' Energie Atomique, 92 - Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-04-01

possible en milieu carbonate 1 M sur de petites quantites, en utilisant la technique de l'elution. Il est suggere une possibilite de separation a une echelle plus importante basee sur le deplacement du molybdene par l'uranium en milieu hydrogenocarbonate 0.5 M (le rapport des coefficients de selectivite est alors tres grand). (auteur)

Reaction of uranium and plutonium carbides with austenitic steels; Reaction des carbures d'uranium et de plutonium avec des aciers austenitiques

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-07-01

The reaction of uranium and plutonium carbides with austenitic steels has been studied between 650 and 1050 deg. C using UC, steel and (UPu)C, steel diffusion couples. The steels are of the type CN 18.10 with or without addition of molybdenum. The carbides used are hyper-stoichiometric. Tests were also carried out with UCTi, UCMo, UPuCTi and UPuCMo. Up to 800 deg. C no marked diffusion of carbon into stainless steel is observed. Between 800 and 900 deg. C the carbon produced by the decomposition of the higher carbides diffuses into the steel. Above 900 deg. C, decomposition of the monocarbide occurs according to a reaction which can be written schematically as: (U,PuC) + (Fe,Ni,Cr) {yields} (U,Pu) Fe{sub 2} + Cr{sub 23}C{sub 6}. Above 950 deg. C the behaviour of UPuCMo and that of the titanium (CN 18.12) and nickel (NC 38. 18) steels is observed to be very satisfactory. (author) [French] La reaction des carbures d'uranium et de plutonium avec des aciers austenitiques a ete etudiee entre 650 deg. C et 1050 deg. C a partir de couples de diffusion UC, acier et (UPu)C, acier. Les aciers sont du type CN 18.10 avec ou sans addition de molybdene. Les carbures utilises sont hyper-stoechiometriques. En outre on a fait des essais avec UCTi, UCMo, UPuCTi, UPuCMo. Jusqu'a 800 deg. C on ne detecte pas de diffusion sensible du carbone dans l'acier inoxydable. Entre 800 et 900 deg. C il y a diffusion dans l'acier du carbone provenant de la decomposition des carbures superieurs. A partir de 900 deg. C il y a decomposition du monocarbure selon une reaction que l'on ecrit schematiquement: (U,PuC) + (Fe, Ni, Cr) {yields} (U,Pu)Fe{sub 2} + Cr{sub 23}C{sub 6}. Nous notons a 950 deg. C le bon comportement de UPuCMo ainsi que celui des aciers au titane (CN 18. 12) et au nickel (NC 38.18). (auteur)

Preparation of metallic uranium tubes; Elaboration des tubes d'uranium metallique

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

The production furnace is an induction heated vacuum furnace having a capacity at the moment of 250 kg. Previously the crucible was heated by the inductor, the mould being outside the inductor. The tubes thus produced contained cavities, the alloy structure was fine; this was cold-mould casting, At the moment the top of the moulds are pre-heated, this is the so called hot-mould casting. This method has the advantage of eliminating the cavities but leads to a less fine microstructure. The alloy used for the 18 x 40 mm and 23 x 43 mm tubes is U-Mo (1.1 per cent). Since the moulds are now heated at the top, the solidification of the metal is very slow in this zone leading to a pronounced {gamma} grain, whereas towards the base the faster cooling leads to a smaller {gamma} grain. The {gamma} structure depends essentially on the solidification rate and on the time spent in this zone. In order to obtain a fine and homogeneous grain along the whole length of the tube, a controlled cooling treatment is effected. It consists in heating the uranium tubes in the {gamma} place and then in cooling them at a rate of between 20 and 50 deg C/mm down to 400 deg C. The 77 x 95 mm and 54 x 70 mm annular elements are at the moment being produced for research purposes. Their preparation is similar to that of 18 x 40 mm and 23 x 43 mm elements. The 77 x 95 mm tubes are at the moment made from U-Cr alloy (0.1 per cent); because of their size, their preparation is carried out in 600 mm diameter furnaces. (authors) [French] Le four d'elaboration est un four sous vide chaufffe par induction, dont la capacite actuelle est de 250 kg. Anterieurement le creuset seul etait chauffe par l'inducteur, les moules etaient hors de l'inducteur. Les tubes obtenus presentaient des cavites, la structure de l'alliage etait fine, c'etait la coulee en moules froids. Actuellement on prechauffe le haut des moules, c'est la coulee dite en moules chauds. Cette facon de faire a l

Highlighting micrographic structures of uranium-zirconium alloys with 6 per cent of weight of Zr; Mise en evidence des structures micrographiques des alliages uranium-zirconium a 6 pour cent en poids de Zr

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bouleau, Maurice

1961-01-17

In order to study the transformation kinetics of U-Zr alloys with a Zr content of 6 per cent in weight, the authors searched for a slow enough electrolytic polishing bath, and for an attack and examination method to highlight martensite structures produced by austempering and water tempering, and ultra-fine decomposition structures obtained by austempering. The authors explain the choice of a perchloric-butyl glycol polishing bath, of an examination under polarized light or normal light after appropriate attacks. These studies are reported for annealed alloys, and for processed alloys with martensite or ultra-fine decomposition structures [French] L'etude de la cinetique de transformation des alliages U-Zr a 6 pc en poids de Zr a necessite la recherche d'un bain de polissage electrolytique assez lent et de methodes d'attaque et d'examen qui permettent la mise en evidence des structures martensitiques (provenant de trempes etagees ou de trempes a l'eau) et des structures de decomposition ultrafines (obtenues par trempes etagees). Nous nous sommes arretes dans notre choix: - sur un bain de polissage perchlorique-butyl glycol; sur des examens en lumiere polarisee ou en lumiere normale apres attaques appropriees (en cellule dans le meme electrolyte ou au tampon dans un bain phosphorique ethylene glycol). (auteur)

Study of uranium (VI) in carbonate solution by potentiometric titrations and ion-exchange; Etude des solutions d'uranium (VI) en milieu carbonate par titrages potentiometriques et echange d'ions

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Billon, A. [Commissariat a l' Energie Atomique, 92 - Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-04-01

'ion molybdate MoO{sub 4}{sup 2-}. La separation est possible en milieu carbonate 1 M sur de petites quantites, en utilisant la technique de l'elution. Il est suggere une possibilite de separation a une echelle plus importante basee sur le deplacement du molybdene par l'uranium en milieu hydrogenocarbonate 0.5 M (le rapport des coefficients de selectivite est alors tres grand). (auteur)

Study of uranium - 20 Wt per cent plutonium-niobium alloys (1963); Etude d'alliages U-Pu-Nb a 20 pour cent en poids de plutonium (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

U-Pu-Nb alloys containing 20 wt per cent Pu and 10 - 20 - 30 - 40 - 50 or 60 wt per cent Nb have been studied principally to determine the feasibility of their use as fuel element. The fabrication, casting and homogenisation presented certain difficulties due specially to niobium. The transformation temperatures, thermal expansion coefficients and nature of phases have been determined by thermal analysis, dilatometry, micrography and X Rays diffraction. For similar compositions, U-Pu-Mo and U-Pu-Nb alloys have many common points concerning the presence of zeta phase (up to 40 wt per cent Nb), the coefficients of expansion, the good behaviour during thermal cycling and the good resistance to air oxidation in spite of zeta phase. In consequence, irradiation tests in EL{sub 3} reactor (Saclay) will be carried out in the near future. (authors) [French] Les alliages a 20 pour cent de plutonium, 10 - 20 - 30 - 40 - 50 - 60 pour cent de niobium et le complement en uranium ont ete etudies du point de vue de leur possibilite d'emploi comme combustible. Les problemes d'elaboration, de mise en forme et d'homogeneisation sont presentes. Ils sont relativement delicats. On a determine par analyse thermique, dilatometrie, micrographie et diffraction des rayons X les temperatures de transformation a l'etat solide, les coefficients de dilatation et la nature des phases. Pour des teneurs analogues, on retrouve de nombreux points communs avec les alliages U-Pu-Mo: presence de la phase zeta des U-Pu a temperature moyenne, coefficients de dilatation analogues, bonne tenue en cyclage thermique et bonne resistance a l'oxydation dans l'air malgre la presence de la phase zeta. Des essais d'irradiation dans EL{sub 3} vont etre entrepris. (auteurs)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

Optimisation des proprietes fonctionnelles des alliages a memoire de forme suite a l'application de traitements thermomecaniques

Science.gov (United States)

Demers, Vincent

L'objectif de ce projet est de determiner les conditions de laminage et la temperature de traitement thermique maximisant les proprietes fonctionnelles de l'alliage a memoire de forme Ti-Ni. Les specimens sont caracterises par des mesures de calorimetrie, de microscopie optique, de gene ration de contrainte, de deformation recuperable et des essais mecaniques. Pour un cycle unique, l'utilisation d'un taux d'ecrouissage e=1.5 obtenu avec l'application d'une force de tension FT = 0.1sigma y et d'une huile minerale resulte en un echantillon droit, sans microfissure et qui apres un recuit a 400°C, produit un materiau nanostructure manifestant des proprietes fonctionnelles deux fois plus grandes que le meme materiau ayant une structure polygonisee. Pour des cycles repetes, les memes conditions de laminage sont valables mais le niveau de deformation optimal est situe entre e=0.75-2, et depend particulierement du mode de sollicitation, du niveau de stabilisation et du nombre de cycles a la rupture requis par l'application.

Study of uranium - 20 Wt per cent plutonium-niobium alloys (1963); Etude d'alliages U-Pu-Nb a 20 pour cent en poids de plutonium (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

U-Pu-Nb alloys containing 20 wt per cent Pu and 10 - 20 - 30 - 40 - 50 or 60 wt per cent Nb have been studied principally to determine the feasibility of their use as fuel element. The fabrication, casting and homogenisation presented certain difficulties due specially to niobium. The transformation temperatures, thermal expansion coefficients and nature of phases have been determined by thermal analysis, dilatometry, micrography and X Rays diffraction. For similar compositions, U-Pu-Mo and U-Pu-Nb alloys have many common points concerning the presence of zeta phase (up to 40 wt per cent Nb), the coefficients of expansion, the good behaviour during thermal cycling and the good resistance to air oxidation in spite of zeta phase. In consequence, irradiation tests in EL{sub 3} reactor (Saclay) will be carried out in the near future. (authors) [French] Les alliages a 20 pour cent de plutonium, 10 - 20 - 30 - 40 - 50 - 60 pour cent de niobium et le complement en uranium ont ete etudies du point de vue de leur possibilite d'emploi comme combustible. Les problemes d'elaboration, de mise en forme et d'homogeneisation sont presentes. Ils sont relativement delicats. On a determine par analyse thermique, dilatometrie, micrographie et diffraction des rayons X les temperatures de transformation a l'etat solide, les coefficients de dilatation et la nature des phases. Pour des teneurs analogues, on retrouve de nombreux points communs avec les alliages U-Pu-Mo: presence de la phase zeta des U-Pu a temperature moyenne, coefficients de dilatation analogues, bonne tenue en cyclage thermique et bonne resistance a l'oxydation dans l'air malgre la presence de la phase zeta. Des essais d'irradiation dans EL{sub 3} vont etre entrepris. (auteurs)

Rhéologie des alliages de fer pur. Lois de comportement a chaud avec recristallisation dynamique

OpenAIRE

Belkebir , Abdellah

1994-01-01

pas de résumé en anglais; Le comportement rhéologique des aciers, élabores a partir de fer de haute pureté, a été caractérisé par compression a chaud. Pour mettre en évidence l'influence individuelle ou conjointe des phénomènes de ségrégation et de précipitation, trois nuances d'acier ont été étudiées. L'influence de la vitesse et de la température de déformation sur le comportement de ces alliages a été examinée a travers les variations des paramètres rhéologiques (coefficient de sensibilité...

Contribution to the theoretical study of order-disorder phenomena in the electrical properties of alloys (1963); Contribution a l'etude theorique des phenomenes d'ordre dans les proprietes electriques des alliages (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Beal, M T [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1963-07-01

We have study theoretically the ordering of alloys and its influence an electrical resistivity. We have looked at the cases of concentrated, non magnetic alloys such as Cu Zn {beta} or Cu{sub 3}Au and of diluted, magnetic alloys such as noble matrix with rare earth impurities. In both cases, a simple method of molecular field with nearest neighbour interactions is used. Scattering cross sections are calculated with free electrons and Born approximation. The electrical properties are described with a good accuracy by single diffusions on each center (long range order). But some anomalies near to the ordering temperature are caused by double diffusions on pairs of interacting atoms or spins (local order). (author) [French] On presente une etude theorique des phenomenes d'ordre et de leur influence sur les proprietes electriques des alliages. Deux cas sont envisages: celui des alliages non magnetiques concentres, tels que Cu Zn {beta} ou Cu{sub 3}Au et celui d'alliages magnetiques tres dilues du type matrice noble impuretes de terres rares. Dans les deux cas on utilise une methode simple de champ moleculaire avec interactions entre plus proches voisins seulement. Les sections efficaces de diffusion sont calculees dans un modele d'electrons libres et dans l'approximation de Born. Les proprietes electriques sont decrites en premiere approximation par les diffusions simples sur chaque atome ou spin (ordre a longue distance). Mais elles presentent des anomalies a la temperature d'ordre dues aux diffusions doubles sur des paires d'atomes ou de spins plus proches voisins (ordre local). (auteur)

Contribution to the theoretical study of order-disorder phenomena in the electrical properties of alloys (1963); Contribution a l'etude theorique des phenomenes d'ordre dans les proprietes electriques des alliages (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Beal, M.T. [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1963-07-01

We have study theoretically the ordering of alloys and its influence an electrical resistivity. We have looked at the cases of concentrated, non magnetic alloys such as Cu Zn {beta} or Cu{sub 3}Au and of diluted, magnetic alloys such as noble matrix with rare earth impurities. In both cases, a simple method of molecular field with nearest neighbour interactions is used. Scattering cross sections are calculated with free electrons and Born approximation. The electrical properties are described with a good accuracy by single diffusions on each center (long range order). But some anomalies near to the ordering temperature are caused by double diffusions on pairs of interacting atoms or spins (local order). (author) [French] On presente une etude theorique des phenomenes d'ordre et de leur influence sur les proprietes electriques des alliages. Deux cas sont envisages: celui des alliages non magnetiques concentres, tels que Cu Zn {beta} ou Cu{sub 3}Au et celui d'alliages magnetiques tres dilues du type matrice noble impuretes de terres rares. Dans les deux cas on utilise une methode simple de champ moleculaire avec interactions entre plus proches voisins seulement. Les sections efficaces de diffusion sont calculees dans un modele d'electrons libres et dans l'approximation de Born. Les proprietes electriques sont decrites en premiere approximation par les diffusions simples sur chaque atome ou spin (ordre a longue distance). Mais elles presentent des anomalies a la temperature d'ordre dues aux diffusions doubles sur des paires d'atomes ou de spins plus proches voisins (ordre local). (auteur)

Studies on tempering at different temperatures of the beta phase retained by water quenching in uranium-chromium alloys containing from 0,37 to 4 atoms of chromium percent (1963); Etude du revenu a differentes temperatures de la phase beta retenue par trempe a l'eau dans les alliages uranium-chrome contenant de 0,37 a 4 atomes pour cent de chrome (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-07-15

The author made a systematic study of the annealing of the beta phase retained by water-quenching in uranium-chromium alloys of concentrations between 0.37 and 4 of chromium percent. It is shown that alloys containing less than 1 atom per cent are transformed at temperatures between room temperature and 250 deg. C according to a bainitic process involving activation energies of the order of 14,500 cal/mole. Alloys containing more than 1 at. per cent are transformed at temperature between 400 and 650 deg. C by way of a germination and growth process involving an activation energy of the order of 33,000 cal/mole. The limit of solubility of chromium in beta uranium plays a fundamental part in the transformations of the alloys. The TTT curves of beta {yields} alpha transformation were drawn by the use of a thermo-dilatometer of very low inertia. The transformation law may be expressed 1 x = exp. (kt){sup n}; x represents the degree of progression of the transformation, k a coefficient dependent on the temperature, and n an exponent depending only on the composition of the alloy. A micrographic and crystallographic study confirmed the results found by dilatometry; in particular it was possible to measure the progression rates of the transformation. (author) [French] L'auteur a fait une etude systematique du revenu de la phase beta retenue par trempe a l'eau dans les alliages uranium-chrome de teneurs comprises entre 0,37 et 4 atomes pour cent de chrome. Il a montre que les alliages qui contiennent moins de 1 atome pour cent de chrome se transforment aux temperatures comprises entre la temperature ordinaire et 250 deg. C selon un processus bainitique mettant en jeu des energies d'activatlon de l'ordre de 14500 cal/mole. Les alliages qui renferment plus de 1 atome pour cent de chrome se transforment aux temperatures comprises entre 400 et 650 deg. C suivant un processus de germination et croissance mettant en jeu une energie d'activation de l'ordre de -33000 cal/mole. La

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)

Variation of the uranium monocarbide parameter with changes in the carbon content; Variations du parametre du monocarbure d'uranium en fonction de sa teneur en carbone

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

1965-07-01

The authors show that the chemical species uranium monocarbide is only a particular composition of the uranium-carbon alloy phase containing between 48 and 50 atoms per cent of carbon, and that the crystalline parameter of this phase varies simultaneously from 4.956 to 4.961 Angstroms. (authors) [French] Les auteurs montrent que l'espece chimique monocarbure d'uranium n'est qu'une composition particuliere de la phase des alliages uranium carbone contenant entre 48 et 50 atomes pour cent de carbone et que le parametre cristallin de cette phase varie simultanement de 4.956 a 4.961 Angstroms.

ETUDE DILATOMÉTRIQUE ET CALORIMÉTRIQUE DES ALLIAGES AL-5.8%MG-2.7%ZN ET AL-6.2%ZN-2.5%MG-1.7%CU

Directory of Open Access Journals (Sweden)

M Benabdoun

2010-06-01

Full Text Available Cet article présente une étude sur la détermination du coefficient linéaire de dilatation thermique et de la capacité calorifique, dans l’intervalle de température [25-400°C] de deux alliages d’aluminium, Al-Zn-Mg et Al-Zn-Mg-Cu dans trois différents états structuraux. Les principaux résultats obtenus dans ce travail montrent que la cinétique des phénomènes liés à la précipitation de la phase η ', dans les deux alliages, est accélérée dans le cas des échantillons ayant subi un traitement thermique d’homogénéisation (H et d’homogénéisation +déformation (H+D, et que le domaine de température correspondant à cette transformation de phase est décalé vers des températures plus basses que celles enregistrées dans le cas des échantillons restés à l’état brut (B. Cette étude montre aussi que le cuivre stabilise les zones de Guignier et Preston(G.P à des températures plus hautes.

Elastic and plastic properties of iron-aluminium alloys. Special problems raised by the brittleness of alloys of high aluminium content; Proprietes elastiques et plastiques des alliages fer-aluminium. Problemes particuliers poses par la fragilite des alliages a forte teneur en aluminium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1966-06-01

The present study embodies the results obtained with iron-aluminium alloys whose composition runs from 0 to nearly 50 atoms per cent aluminium. Conditions of elaboration and transformation have been studied successively, as well as the Young's modulus and the flow stress; the last chapter embodies, a study of the Portevin-le-Chatelier effect in alloys of 40 atoms per cent of aluminium. I) The principal difficulty to clear up consisted in the intergranular brittleness of ordered alloys; this brittleness has been considerably reduced with appropriate conditions of elaboration and transformation. II) The studies upon the Young's modulus are in connection with iron-aluminium alloys; transformation temperatures are well shown up. The formation of covalent bonds on and after 25 atoms per cent show the highest values of the modulus. III) The analysis of variations of the flow stress according to the temperature show some connection with ordered structures, the existence of antiphase domains and the existence of sur-structure dislocations. IV) In the ordered Fe Al domain the kinetics of the Portevin-le-Chatelier effect could be explained by a mechanism of diffusion of vacancies. The role they play has been specified by the influence they exert upon the dislocations; this has led us to the inhomogeneous Rudman order; this inhomogeneous order could explain the shape of the traction curves. (author) [French] Cette etude comporte les resultats obtenus avec des alliages fer-aluminium dont la composition s'etend de 0 a pres de 50 atomes pour cent d'aluminium. Nous avons etudie successivement les conditions d'elaboration et de transformation, le module elastique et la limite elastique; un dernier chapitre est consacre a l'etude du phenomene Portevin-le-Chatelier dans les alliages a 40 atomes pour cent d'aluminium. I) La principale difficulte a resoudre residait dans la fragilite intergranulaire des alliages ordonnes; celle-ci a ete considerablement reduite par des conditions

Elastic and plastic properties of iron-aluminium alloys. Special problems raised by the brittleness of alloys of high aluminium content; Proprietes elastiques et plastiques des alliages fer-aluminium. Problemes particuliers poses par la fragilite des alliages a forte teneur en aluminium

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

1966-06-01

The present study embodies the results obtained with iron-aluminium alloys whose composition runs from 0 to nearly 50 atoms per cent aluminium. Conditions of elaboration and transformation have been studied successively, as well as the Young's modulus and the flow stress; the last chapter embodies, a study of the Portevin-le-Chatelier effect in alloys of 40 atoms per cent of aluminium. I) The principal difficulty to clear up consisted in the intergranular brittleness of ordered alloys; this brittleness has been considerably reduced with appropriate conditions of elaboration and transformation. II) The studies upon the Young's modulus are in connection with iron-aluminium alloys; transformation temperatures are well shown up. The formation of covalent bonds on and after 25 atoms per cent show the highest values of the modulus. III) The analysis of variations of the flow stress according to the temperature show some connection with ordered structures, the existence of antiphase domains and the existence of sur-structure dislocations. IV) In the ordered Fe Al domain the kinetics of the Portevin-le-Chatelier effect could be explained by a mechanism of diffusion of vacancies. The role they play has been specified by the influence they exert upon the dislocations; this has led us to the inhomogeneous Rudman order; this inhomogeneous order could explain the shape of the traction curves. (author) [French] Cette etude comporte les resultats obtenus avec des alliages fer-aluminium dont la composition s'etend de 0 a pres de 50 atomes pour cent d'aluminium. Nous avons etudie successivement les conditions d'elaboration et de transformation, le module elastique et la limite elastique; un dernier chapitre est consacre a l'etude du phenomene Portevin-le-Chatelier dans les alliages a 40 atomes pour cent d'aluminium. I) La principale difficulte a resoudre residait dans la fragilite intergranulaire des alliages ordonnes; celle-ci a ete

Compatibility of various magnesium alloys with pressurized carbon dioxide at high temperatures; Compatibilite de divers alliages de magnesium avec le gaz carbonique sous pression aux temperatures elevees

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Dewanckel, B; David, R; Hulin, C; Leclercq, D [Commissariat a l' Energie Atomique, 38 - Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-07-01

This work on the compatibility of magnesium alloys with pressurized carbon dioxide has been carried out along three lines: - testing of special alloys containing additions of zirconium, manganese, cerium, zinc, beryllium and yttrium. The results are satisfactory, generally speaking, and the corrosion kinetics are often comparable to those of conventional magnesium-zirconium alloy; - influence of the quality of the carbon dioxide, in particular the presence of water vapour or of carbon monoxide in this gas. It appears that oxidation is reduced if the carbon dioxide contains traces of water vapour, but is more pronounced if carbon monoxide is also present; - study of certain phenomena related to corrosion: size changes in the samples during tests, structural modifications in the alloys (grain-size changes, formation of a cortical zone in the case of alloys containing zirconium). The influence of thermal cycling has also been studied in a few specific tests. The results obtained make it possible to compare the behaviour of various alloys under varying conditions of long-term use, and to choose, if required, the best composition for a given application. (authors) [French] Ce travail sur la compatibilite des alliages de magnesium avec le gaz carbonique sous pression a ete particulierement oriente dans trois directions: - epreuve, d'alliages speciaux comportant des additions de zirconium, manganese, cerium, zinc, beryllium et yttrium. Les resultats sont generalement satisfaisants et les cinetiques de corrosion souvent comparables a celles de l'alliage magnesium-zirconium classique; - influence de la qualite du gaz carbonique, et notamment de la presence de vapeur d'eau ou d'oxyde de carbone dans ce gaz. Il est apparu que l'oxydation est reduite si le gaz carbonique contient des traces d'eau, mais accrue si l'oxyde de carbone est egalement present; - etude de certains phenomenes lies a la corrosion: variations dimensionnelles des echantillons au cours des essais

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

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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)

New Phase in the System Uranium-Molybdenum-Silicon; Nouvelle phase dans le systeme uranium-molybdene-silicium; Novaya faza v sisteme uran-molibden'-kremnij; Una fase nueva en el sistema uranio-molibdeno-silicio

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Sikirica, M.; Ban, Z. [Rudjer Bokovic Institute, Zagreb, Yugoslavia (Croatia)

1963-11-15

During the investigation of the ternary system uranium-molybdenum-silicon, a new phase with the composition U{sub 4}Mo{sub 5}-Si{sub 3} was formed. Structure determination exclusively based on the powder data showed that the particular phase belongs to the hexagonal system. Space group P6/mmc or one of the sub-groups is indicated. Unit cell dimensions were found to be a = 5.37{sub 0}A, c = 8 . 58{sub 2}A. A comparison of calculated and observed intensities shows close resemblance to the structure of the Laves phases of the C14-type. (author) [French] Au cours de recherches sur le systeme ternaire uranium-molybdene-silicium, on a constate la formation d'une nouvelle phase, de composition U{sub 4}Mo{sub 5}Si{sub 3}. Une determination de la structure, exclusivement fondee sur des donnees relatives a la poudre, a revele que cette phase particuliere appartenait au systeme hexagonal. Les auteurs indiquent un groupe spatial P6/mmc ou un des sous-groupes. Les dimensions d'une maille individuelle sont donnees par a = 5,37{sub 0}A, c = 8,58{sub 2}A. La comparaison entre l'intensite calculee et Tintensite observee montre une ressemblance etroite avec la structure des phases de Laves du type C-14. (author) [Spanish] En-el curso del estudio del sistema temario uranio-molibdeno-silicio, los autores observaron la formacion de una fase cuya composicion responde a la formula U{sub 4}Mo{sub 5}Si{sub 3}. La determinacion de la estructura, basada exclusivamente en los datos referentes al material en polvo, demuestra que esa fase pertenece al sistema hexagonal. Se senalo la existencia de un grupo especial P6/mmc y se comprobo que las dimensiones de la celda elemental son a = 5,37{sub 0}A, c = 8,58{sub 2}A. La comparacion de las intensidades calculadas con las observadas indica que existe una analogia estrecha con la estructura de la fase de Laves del tipo C 14. (author) [Russian] Pri izuchenii trojnoj sistemy uran - molibden - kremnij obrazovalas' novaya faza sostava U{sub 4}Mo{sub 5

Study of U - Pu - Fe alloys (Masurca critical experiment); Etudes d'alliages U-Pu-Fe (experience critique MASURCA)

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

1965-07-01

pour ces deux dernieres teneurs le passage du point de transformation (595 et 590 deg. C respectivement) entraine une deterioration rapide et complete des echantillons sous air. Les essais d'inflammabilite sous air montrent que la temperature de debut d'oxydation se situe vers 250 deg. C et que la reaction ne s'entretient pas d'elle-meme. On n'a pas observe d'inflammation proprement dite lors d'une montee jusqu'a 660 deg. C. L'etude dilatometrique a permis de determiner la temperature de transformation a l'etat solide, la temperature de fusion commencante et les coefficients de dilatation. En dessous de la transformation les alliages sont formes principalement des phases U-Pu zeta et (U, Pu){sub 6}Fe. La conductibilite thermique, le module d'Young, la densite et la chaleur de fusion ont ete mesures. les essais de compatibilite U-Pu-Fe{approx}acier inox NS 22 S montrent qu'au contact des deux alliages se forme une phase du type (U,Pu){sub 6}Fe. L'alliage a 1% de fer parait preferable, la phase (U,Pu){sub 6}Fe formee a l'interface etant 2 a 3 fois moins etendue qu'avec l'alliage a 1,5% de fer. Enfin le probleme de la stabilite thermique a temperature peu elevee a ete considere pour l'alliage a 1% de fer. Le passage du point de transformation a 595 deg. C entraine l'apparition d'une anomalie dilatometrique, au refroidissement, se traduisant par une tres faible dilatation dont l'amplitude diminue en fonction du nombre de cycles effectues entre 20 et 650 deg. C sur l'alliage brut de coulee a l'origine. Par contre, des cyclages thermiques entre 50 et 400 deg. C montrent que les alliages ne presentent pas d'anomalie et sont stables. De meme, des maintiens de 5 mois a 100 deg. C, 200 deg. C, 300 deg. C, sous vide, n'entrainent aucune alteration des alliages. (auteurs)

Study of elementary mechanisms of creep in uranium as a function of temperature (150 deg. to 760 deg. C) by activation energy measurements; Etude des mecanismes elementaires de deformation par fluage de l'uranium en fonction de la temperature (de 150 deg. a 760 deg. C) par la mesure des energies d'activation

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

1967-07-01

determination de l'energie d'activation pour le fluage et l'etude de ses variations en fonction de la temperature ont permis de definir differents domaines de temperature pour lesquels un ou plusieurs mecanismes elementaires controlent la deformation. Les observations micrographiques effectuees directement apres fluage et l'etude des variations de la vitesse de fluage en fonction de la charge appliquee confirment les hypotheses prononcees. Au-dessous de 325 deg. C, le comportement au fluage des monocristaux et des polycristaux est identique. De 325 deg. C a une limite superieure de temperature dependant de l'etat structural du metal et de son degre de purete, la deformation par fluage de l'uranium est controlee par un glissement devie. De ces limites de temperature a 520 deg. C, le fluage de l'uranium fait intervenir deux mecanismes simultanes et independants, le deplacement des dislocations-vis par un systeme de glissement devie et la montee d'une partie des dislocations-coins hors de leur plan de glissement. Au-dessus de 520 deg. C jusqu'au haut de la phase {alpha}, le fluage des polycristaux est controle par la montee des dislocations-coins hors de leur plan de glissement, suivant un mecanisme d'empilement dans le cas du fluage primaire et d'annihilation de dipoles dans le cas du fluage secondaire. Pour les monocristaux, le fluage depend de la montee des dislocations-coins dans les sous-joints preexistant au fluage et de leur rearrangement ulterieur au sein de ces sous-joints. En phase {beta}, le fluage des polycristaux est controle par la montee des dislocations-coins par diffusion. Entre 450 et 630 deg. C, l'addition de faibles teneurs de molybdene a l'uranium modifie les caracteristiques du fluage, tout en conservant des mecanismes de deformation analogue a ceux de l'uranium non allie. (auteur)

Reduction of uranium and plutonium oxides by aluminum. Application to the recycling of plutonium; Reduction des oxydes d'uranium et de plutonium par l'aluminium application au recyclage du plutonium

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Gallay, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Valduc (France). Centre d' Etudes

1968-07-01

A process for treating plutonium oxide calcined at high temperatures (1000 to 2000 deg. C) with a view to recovering the metal consists in the reduction of this oxide dissolved in a mixture of aluminium, sodium and calcium fluorides by aluminium at about 1180 deg. C. The first part of the report presents the results of reduction tests carried out on the uranium oxides UO{sub 2} and U{sub 3}O{sub 8}; these are in agreement with the thermodynamic calculations of the exchange reaction at equilibrium. The second part describes the application of this method to plutonium oxides. The Pu-Al alloy obtained (60 per cent Pu) is then recycled in an aqueous medium. (author) [French] Un procede de traitement de l'oxyde de plutonium calcine a haute temperature (1000 deg. C a 2000 deg. C), en vue de la recuperation du metal, consiste a reduire cet oxyde dissous dans un melange de fluorures d'aluminium, de sodium et de calcium, par l'aluminium vers 1180 deg. C. Une premiere partie du rapport presente les resultats des essais de reduction des oxydes d'uranium UO{sub 2} et U{sub 3}O{sub 8}, en accord avec les resultats du calcul thermodynamique de la reaction d'echange a l'equilibre. Une seconde partie rend compte de l'application de cette methode a l'oxyde de plutonium. L'alliage Pu-Al obtenu (60 pour cent Pu) est ensuite recycle par voie aqueuse. (auteur)

Long-period structures in gold-copper alloys; Structures a longues periodes dans les alliages or-cuivre

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

1965-07-01

We first proceed to reevaluation of the gold-copper equilibrium diagram for alloys between Au{sub 20}Cu{sub 80} and Au{sub 65}Cu{sub 35}. The identification of the various phases was performed by X-rays diffraction on quenched polycrystalline samples. We next study the structure of the phase AuCuII. X-ray data collected from bulk single crystals show that this long-period structure must be described with the help of two correlated periodic functions: an 'order function' and a 'displacement function'. The 'order function' conciliates the non-integer value of the period with its rigorous definition. The 'displacement function' accounts for the dis-symmetries of the observed intensities for the antiphase homologous reflections as the appearance of satellites around the fundamental reflections. These two functions are remarkably well defined at long distance in carefully annealed samples and, in some conditions, can be obtained independently. We observe that the improvement of the degree of order increases the 'modulation of position'. In the case of non stoichiometric alloys, the excess of gold atoms (gold rich alloys) is distributed at random whereas the excess of copper (copper rich alloys) is distributed in a preferential manner close to the antiphase boundaries. (author) [French] Nous procedons, tout d'abord, a une reevaluation du diagramme d'equilibre des alliages or-cuivre compris entre Au{sub 20}Cu{sub 80} et Au{sub 65}Cu{sub 35}. L'identification des differentes phases s'est faite par diffraction de rayons X sur des echantillons polycristallins trempes. Nous etudions ensuite, aux rayons X, la structure de la phase AuCuII. Les donnees rassemblees sur monocristaux massifs indiquent que cette structure a longue periode doit etre decrite a l'aide de deux fonctions periodiques correlees: une fonction d'ordre et une fonction de deplacement des atomes. La fonction d'ordre concilie le caractere non entier de la periode avec sa rigoureuse definition. La fonction de

Contribution to the study of the uranium-hydrogen system; Contribution a l'etude du systeme uranium-hydrogene

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

1965-01-01

Previous work on uranium-hydrogen system is reviewed. The U-H{sub 2}-UH{sub n} equilibrium is then investigated at pressures below one atmosphere, i.e. at temperatures lower than 430 deg. C. The hydride obtained at equilibrium is deficient in hydrogen (UH{sub n<3}), the hydrogen deficit increasing as the temperature rises. Thermodynamic functions for the formation of non-stoichiometric hydride and of one hydrogen vacancy are derived from pressure composition isotherms, in U-H phase diagram is proposed. The hydrogenation of U-UC alloys is also examined at pressures below one atmosphere with regard to the equilibrium: (free U + UC) - H{sub 2}-UH{sub n}. The equilibrium conditions are found different from that observed for pure uranium. (author) [French] Une etude bibliographique du systeme uranium-hydrogene est exposee. L'equilibre U-H{sub 2}-UH{sub n} est ensuite etudie sous des pressions inferieures a une atmosphere, soit aux temperatures inferieures a environ 430 degs. C. L'hydrure obtenu a l'equilibre est deficitaire en hydrogene - UH{sub n<3} - et d'autant plus que la temperature s'eleve. Les grandeurs thermodynamiques relatives a la formation et a la saturation de l'hydrure, ainsi qu'a la formation d'une lacune d'hydrogene sont deduites des pressions d'equilibre. Un modele de diagramme de phases U-H est propose. L'hyduration des alliages U-UC est etudiee egalement sous des pressions inferieures a l'atmosphere, au point de vue de l'equilibre (U libre + UC) - H{sub 2}-UH{sub n}. Les conditions d'equilibre sont trouvees differentes de celles observees sur l'uranium pur. (auteur)

Transformations of highly enriched uranium into metal or oxide; Etudes des procedes de transformation des composes d'uranium a fort enrichissement isotopique

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

1964-07-01

described successively, together with the studies which led to their development The civil engineering construction was begun in June 1962. The workshops are to start production in may 1964. (authors) [French] Les ateliers de traitement d'uranium enrichi de Cadarache ont pour but: d'une part, de transformer l'hexafluorure d'uranium en metal, ou en oxyde, et d'autre part, de recuperer l'uranium contenu dans les dechets divers produits lors des operations de transformation metallurgique. Les principes qui ont ete suivis pour la conception et la securite de ces ateliers sont exposes. La securite nucleaire est basee sur la geometrie des appareils de traitement. Pour mettre au point les procedes et la technologie de ces ateliers, de nombreuses etudes ont ete conduites depuis 1960, dont certaines ont abouti a des realisations originales. La transformation de l'hexafluorure d'uranium a fort enrichissement isotopique s'effectue, soit par injection en phase gazeuse dans l'ammoniaque, soit par un procede original de reduction directe en tetrafluorure d'uranium par l'hydrogene. La recuperation de l'uranium contenu dans les dechets metalliques d'uranium-zirconium s'operera par attaque par l'acide chlorhydrique, puis traitement du chlorure d'uranium par le fluor afin d'obtenir l'uranium sous forme d'hexafluorure. La recuperation de l'uranium contenu dans les dechets divers s'opere par un procede classique de raffinage: grillage des dechets metalliques, dissolution de l'oxyde obtenu dans l'acide nitrique, purification par solvant au tributyl-phosphate, precipitation a l'ammoniaque, calcination reduction fluoruration, calciothermie et traitement des scories. Deux ateliers separes fonctionnent suivant ce procede: l'un traite l'uranium d'un enrichissement isotopique inferieur ou egal a 3 p. 100, l'autre est reserve aux forts enrichissements. La mise en oeuvre, d'une maniere nucleairement sure, de chacune des etapes du procede a pose des problemes technologiques particuliers et a conduit a

Research into zirconium alloys resistant to carbon dioxide under pressure at temperatures of up to 600 deg C (1963); Recherche d'alliages de zirconium compatibles avec le gaz carbonique sous pression jusqu'a 500 ou 600 deg C (1063)

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Baque, P; Dominget, R; Bossard, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1963-07-01

Zirconium is a metal having a relatively low neutron capture cross-section and a high melting point; it is thus possible to consider its use in particular as a canning material for fuel elements in CO{sub 2}-cooled nuclear reactors. A preliminary study of several types of zirconium showed that the metal is already strongly oxidised in this gas at 500 deg C. The 'breakaway' phenomenon is generalised; the oxidation rate is then linear and depends on the carbon dioxide pressure. An attempt was therefore made to find binary and tertiary alloys in order to improve the metal behaviour. Several interesting compositions were found: 1, 1.6 and 2.5 per cent of copper, 2 per cent of vanadium, and 0.05 and 0.5 per cent of calcium. Tertiary copper-molybdenum and copper-phosphorus alloys are also less liable to oxidation and in particular do not exhibit the 'breakaway' phenomenon even after a prolonged treatment at 600 deg C. (authors) [French] Le zirconium se trouve parmi les metaux a section de capture neutronique relativement faible et possede une temperature de fusion elevee; aussi peut on songer a l'employer notamment comme materiau de gainage d'elements combustibles pour reacteurs nucleaires refroidis au gaz carbonique. Une etude prealable de plusieurs qualites de zirconium a montre que le metal est deja assez fortement oxyde dans ce gaz des 500 deg C. En effet, le phenomene de ''breakaway'' est general; la vitesse d'oxydation devient alors lineaire et depend de la pression du gaz carbonique. La recherche d'alliages binaires et ternaires a donc ete entreprise afin de tenter d'ameliorer le comportement du metal. Elle a permis d'aboutir a quelques compositions interessantes: cuivre 1, 1,6 et 2,5 pour cent, vanadium 2 pour cent, et calcium 0,05 et 0,5 pour cent. Des alliages ternaires au cuivre-molybdene et cuivre-phosphore sont egalement moins oxydables, et en particulier ne presentent pas le phenomene de ''breakaway'', meme apres une longue exposition a 600 deg C. (auteurs)

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

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

1958-07-01

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

The Problem of Storing Fission Products Arising from the Processing of Irradiated Uranium-Molybdenum Alloys; Probleme du Stockage des Produits de Fission en Provenance du Traitement des Alliages Uranium-Molybdene Irradies; 041f 0420 041e 0411 041b 0415 041c 0410 0425 0420 0410 041d 0415 041d 0418 042f 041e 0422 0425 041e 0414 041e 0412 041f 041e 0421 041b 0415 041f 0415 0420 0415 0420 0410 0411 041e 0422 041a 0418 041e 0411 041b 0423 0427 0415 041d 041d 041e 0413 041e 0421 041f 041b 0410 0412 0410 0423 0420 0410 041d - 041c 041e 041b 0418 0411 0414 0415 041d ; El Problema del Almacenamiento de los Productos de Fision Procedentes del Tratamiento de las Aleaciones Uranio-Molibdeno Irradiadas

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Faugeras, P.; Kikindai, T. [Commissariat a l' Energie Atomique, Paris (France)

1963-02-15

Uranium-molybdenum alloys are of value thanks to their in-pile behaviour but serious disadvantages arise in connection with the storing of fission products resulting from the processing of these alloys. Because of the insolubility of molybdenum it is impossible to concentrate a solution of fission products by evaporation, and for this reason we have directed our efforts towards the solubilization of molybdenum through the addition of reagents such as iron or phosphoric ions. In this way one can obtain final solutions of 60 g/l Mo with Fe 100 g/l Mo with PO{sub 4}H{sub 3}. The volumes to be stored are still considerable (especially with Fe) and the possibility of nitrate calcination in a fluidized bed was considered. The reaction takes place at about 400 Degree-Sign C. The behaviour of the ruthenium and the friability of the calcined solid (formation of considerable amounts of fine material) have led us to abandon this process in favour of the preparation of phosphate glasses. (author) [French] Les alliages U-Mo sont interessants par leur tenue en pile, mais ils presentent des inconvenients serieux quant au stockage des produits de fission resultant de leur traitement. L'insolubilite du molybdene interdit toute concentration par evaporation de la solution de produits de fission. C'est pourquoi les auteurs ont oriente leurs etudes vers la solubilisation du molybdene par addition de reactifs tels que le fer ou les ions phosphoriques. Ainsi, on peut obtenir les solutions finales a 60 g/l Mo avec Fe, 100 g/l Mo avec PO{sub 4}H{sub 3} Les volumes a stocker sont encore importants (surtout avec Fe) et la calcination des nitrates dans un lit fluidise a ete etudiee. La reaction a lieu vers 400 Degree-Sign C. Le comportement du ruthenium et la friabilite du solide calcine (formation importante de fines) a conduit a abandonner ce procede au profit de la confection de verres phosphates. (author) [Spanish] Las aleaciones U-Mo son interesantes por la forma en que se comportan en

Recovery of uranium in mine waters; Recuperation de l'uranium dans les eaux des mines

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Sugier, P [Direction des Productions, CEA, Chatillon-Sur-Bagneux (France)

1967-06-15

In a brief introductory survey the author indicates the date on which leaching was first observed in the CEA mines and lists the main factors necessary for, or favourable to, the solubilization of uranium in mines. Information is given on the various sources of this type at present identified in France and the methods used to recover uranium in mines situated near ore-concentration plants. An explanation is given for the use of the calcium precipitation technique in connection with waters produced in mines not situated near ore-concentration plants. Data are given on the results of laboratory tests carried out on waters containing uranium, together with a description of an industrial-scale facility built in consequence of these tests. Details are given of the statistical results obtained. The author concludes by outlining the programme which will be implemented in the near future with a view to increasing the tonnage of uranium produced by in situ leaching and indicates that the CEA engineers are very optimistic about the prospects of this new low-cost method of producing uranium. (author) [French] Apres un bref rappel historique precisant la date de constatation du phenomene de lixiviation dans les mines d'uranium du Commissariat et un rapide inventaire des principales conditions necessaires ou favorisant la solubilisation de l'uranium dans les mines, auteur indique les differentes sources actuellement reconnues en France et les methodes utilisees pour recuperer l'uranium dans les mines situees pres d'une usine de concentration des minerais. Il donne ensuite les raisons motivant le choix du procede de precipitation calcique pour les eaux produites dans des mines eloignees des usines de concentration des minerais. Les resultats d'essais de laboratoire effectues sur des eaux chargees en uranium sont donnes et l'installation industrielle realisee a la suite de ces essais est decrite; les resultats statistiques obtenus sont detailles. En conclusion de son expose, l

Influence of plasma molybdenizing and shot-peening on fretting damage behavior of titanium alloy

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Tang, Chang-bin, E-mail: tcbtop@126.com [School of Metallurgy and Engineering, Xi’an University of Architecture and Technology, Xi’an, Shaanxi 710055 (China); Institute of Corrosion and Protection, Northwestern Polytechnical University, Xi’an, Shaanxi 710072 (China); Liu, Dao-xin, E-mail: liudaox@nwpu.edu.cn [Institute of Corrosion and Protection, Northwestern Polytechnical University, Xi’an, Shaanxi 710072 (China); Tang, Bin [Institute of Surface Engineering, Taiyuan University of Technology, Taiyuan Shanxi 030024 (China); Zhang, Xiao-hua [Institute of Corrosion and Protection, Northwestern Polytechnical University, Xi’an, Shaanxi 710072 (China); Qin, Lin [Institute of Surface Engineering, Taiyuan University of Technology, Taiyuan Shanxi 030024 (China); Liu, Cheng-song [Institute of Corrosion and Protection, Northwestern Polytechnical University, Xi’an, Shaanxi 710072 (China)

2016-12-30

Highlights: • Plasma molybdenizing increases FW resistance of Ti6Al4V, but reduces its FF life. • Shot-peened plasmamolybdenizing surface enhances FW and FF resistance of Ti6Al4V. • Combined treatment yields low surface-roughness & high hardness gradient distribution. • Combined treatment yields beneficial residual compressive stress & good toughness. • Anti-wear & -fatigue performance improvements for surface engineering applications. - Abstract: Effect of plasma molybdenizing and shot-peening on fretting wear and fretting fatigue behaviors of Ti6Al4V alloy was investigated. The plasma molybdenized layer composed of a dense molybdenum deposition layer and a Mo–Ti solid–solution layer can increase surface hardness by 2.8 times and cause its volume loss by fretting wear to decrease to 1/14 compared with that of the substrate. Plasma molybdenized treatment results in a significant decrease in resistance of the substrate to fretting fatigue. It is ascribed that the molybdenized layer with high hardness yields a low toughness, and its high surface roughness leads to a micro-notched effect. However, proper combination plasma molybdenizing and subsequent shot-peening may enhance the simultaneous fretting fatigue and fretting wear resistance of Ti6Al4V significantly, which can decrease the fretting wear volume loss to 1/27, and may increase the fretting fatigue life by more than 69 times. A synergistic improvement in fretting fatigue of the titanium alloy by combining surface alloying with shot-peening can be achieved. The results indicate that a beneficial residual compressive stress distribution, high surface hardness with suitable hardness gradient distribution, good apparent toughness, relatively low surface roughness, and excellent surface integrity are achieved.

Development of a technique of preparation of uranium screens for soft X Ray spectrography (1960); Mise au point d'une technique de preparation d'ecrans d'uranium pour la spectrographie de rayons X mous (1960)

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

1961-07-01

The present work concerns the preparation of thin layers of pure uranium (thickness 100 to 1000 Angstrom) by thermal evaporation under vacuum. The protection of uranium against oxidation is obtained by using aluminium deposits under and above the uranium layer. The purity of the layers obtained is checked by electron diffraction and the necessary conditions to avoid oxidation and alloy formation during the formation of deposit are studied. Three methods for measuring the thickness are examined: by {alpha} particle counting, by weighing the condensed mass and by weighing the evaporated mass. The method using {alpha} particle counting turned to be the most accurate for low thickness layers. (author) [French] Le present travail concerne la preparation de couches minces d'uranium pur (epaisseurs de 100 a 1000 Angstrom) par evaporation thermique sous vide. La protection de l'uranium contre l'oxydation par l'air est obtenue grace a des couches d'aluminium deposees sous vide sous et sur la couche d'uranium. La purete des couches obtenues est verifiee par diffraction d'electrons et les conditions necessaires pour eviter l'oxydation et la formation d'alliages lors du depot sont etudiees. Trois methodes de mesure des epaisseurs sont examinees, mesure par comptage de particules {alpha}, mesure par pesee de la masse condensee et mesure par pesee de la masse evaporee. La mesure par comptage de particules {alpha} s'avere etre la plus precise pour les couches de faibles epaisseurs. (auteur)

Determination of the Uranium Content of Aluminium Alloys; Determination de la Teneur en Uranium dans les Alliages a Base d'Aluminium; Opredelenie soderzhaniya urana v splavakh na osnove alyuminiya; Determinacion del Contenido de Uranio en las Aleaciones a Base de Aluminio

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Gerard, J.; Van Hove, L. [S.A. Metallurgie et Mecanique Nucleaires Dessel (Belgium)

1965-09-15

with two extreme standards on the same negative. Chemical and isotopic analyses can be very accurate, but they are also destructive: certain working precautions must be taken in order on the one hand to eliminate errors due to chemical impurities in the alloy, and on the other to allow for the presence of the different uranium isotopes, the proportions of which must be known for an exact calculation of the U{sup 235} content. Finally, the authors show that the measurement of uranium content must be carried out in several stages, each involving all the resources of relatively simple techniques. The value and limits of each technique are discussed. The choice of standards is based on the evidence of radiographs. The exact U{sup 235} content of the standards is determined by chemical and isotopic analyses. Production-line inspection is carried out by measuring the alloy density or by counting the {gamma}-activity of the U{sup 235}. The precision of the two methods is comparable ({+-} 0.5% relative to the uranium content). From the economic point of view the authors recommend determining the U{sup 235} content by y-counting whenever a large number of components of a given shape have to be inspected. This subject has already been dealt with. The paper reports and discusses the results of an industrial experiment. (author) [French] De nombreux reacteurs d'essai de materiaux utilisent un alliage d'aluminium et d'uranium enrichi comme combustible. La quantite d'uranium-235 de chaque element combustible doit etre connue avec precision. Les techniques utilisees pour cette determination sont simples en principe et d'ailleurs variees; le memoire cite les methodes suivantes: mesurede la densite de l'alliage, comptage de l'emission gamma de l'uranium-235, analyse chimique, determination d e la teneur isotopique et evaluation du noircissement d'un cliche radiographique. Malheureusement, chacune de ces methodes presente des inconvenients plus ou moins graves lorsqu'on l'applique au

Ultrasonic Inspection following Heat Treatment of Uranium Alloys; Controle des Traitements Thermiques d'Alliage d'Uranium par Ultrasons; Kontrol' termicheskoj obrabotki uranovykh splavov s pomoshch'yu ul'trazvuka; Control Ultrasonico de los Tratamientos Termicos de Aleaciones de Uranio

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Destribats, Marie-Therese; Cherpentier, C.; Papezik, F.; Pigeon, M. [Centre d' Etudes Nucleaires Desaclay (France)

1965-10-15

To improve the behaviour of low uranium alloys in reactors it is often necessary to reduce grain size by heat treatment. It has proved essential to provide for inspection of the whole element and the entire output in order to discover the exact quality of the fuel used. This inspection cannot be made by micrography because of the time required and the fact that the data obtained are incomplete. The inspection system adopted is based on the principle of absorption of ultrasonic waves by materials. This absorption depends on the structure of the medium. If {lambda} is small in relation to grain size G, absorption is low; whereas if G is of the order of {lambda}/2, absorption is very high. The tests were made first in air, using the multiple-echo system, then by measuring the height of the first echo, and finally by transmission in water, the height of the transmitted echo being compared with that of the initial signal. In industrial use, the amplitude of the echo transmitted by the material is compared with the echo obtained from a standard of the same characteristics and shape. Inspection takes place in a special machine in which the materials are rotated by rollers and adjustable transducers move over the element. The helicoidal scanning is carried out with a pitch of less than 5 mm. The ultrasonic generator includes a control system ensuring a constant reference echo. The paper quotes a series of records showing the results obtained with various alloys and in particular the faults observed in elements treated by induction upon linear displacement. The arrangement can detect faulty treatment zones of less than 1 cm{sup 2}. The system is at present used to inspect all low alloy uranium fuels of the G2, EL3, EDF1, EDF2 and INCA reactors, i.e. rods and tubes with diameters between 20 and 95 mm. (author) [French] Afin d'obtenir une meilleure tenue des alliages d'uranium faiblement allies dans les reacteurs, un affinage du grain par traitements thermiques est souvent

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

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

1964-07-01

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

Étude du comportement structural de l'alliage NC 19 Fe Nb (Inconel 718)

Science.gov (United States)

Slama, C.; Cizeron, G.

1997-03-01

In the as-received state (following a double treatment at 720 and 620 °C), the structure of INC 718 consists of a γ matrix, intergranular β precipitates and (Nb,Ti)C carbides; moreover, γ{'} and γ{''} phases have precipitated in the matrix. Using different methods, the structural behaviour was analyzed which led to distinguish the temperature ranges in which occurs precipitation or dissolution of β, γ{'} and γ{''} phases on heating and to define the optimum conditions of homogeneization. Furthermore a CCT diagram for INC 718 has been drawn showing the respective precipitation of γ{'}, γ{''} and β phases as a function of the cooling rate applied from 990 °C. L'étude de l'alliage Inconel 718 (NC 19 Fe Nb) a permis de montrer que sa structure, dans l'état de livraison (après double revenu à 720 puis 620 °C), consiste en une matrice γ avec des précipités β intergranulaires et des carbures du type (Nb,Ti) C ; en outre, la matrice contient des précipités des phases γ{''} et γ{'}. L'analyse du comportement structural de l'alliage à l'aide de différentes méthodes physiques a conduit à délimiter les domaines de température dans lesquels interviennent, au chauffage, la précipitation ou la dissolution des phases β, γ{'}, γ{''} et de définir les conditions optimales d'homogénéisation. Le diagramme T.R.C. de l'Inconel 718 a ensuite été tracé : les intervalles de température dans lesquels interviennent les précipitations respectives des phases γ{'}, γ{''} et β en fonction de la vitesse de refroidissement imposée depuis 990 °C, ont ainsi pu être précisés.

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

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

1964-07-01

verticaux auxquels elles sont soumises et les protege lors des operations de chargement et de dechargement. Par contre ces deux types d'elements posent des problemes tres differents en ce qui concerne les points suivants: les qualites demandees aux tubes d'uranium - outre bien entendu dans les deux cas une bonne stabilite dimensionnelle sous irradiation - sont dans le cas des tubes fermes une excellente resistance a la pression exterieure et dans le cas des elements annulaires une faible absorption neutronique. On a donc du developper, pour chacun de ces cas, une categorie d'alliage appropriee. le decollement possible de la gaine au cyclage thermique, qui est particulier a la gaine interne de l'element annulaire, necessite des etudes approfondies. la chute de temperature au contact entre l'uranium et la gaine et la resistance de l'extremite inferieure de la cartouche sont des questions qui presentent une difficulte accrue avec l'element annulaire. Au total, l'element annulaire necessite donc un effort important. Cet effort trouve sa justification dans le saut en avant qu'il peut permettre de faire aux reacteurs EDF grace a sa forte puissance specifique et a son poids d'uranium eleve par cartouche. (auteurs)

Study of thermodynamic properties of binary and ternary liquid alloys of aluminium with the elements iron, cobalt, nickel and oxygen; Etude des proprietes thermodynamiques des alliages liquides binaires et ternaires de l'aluminium avec les elements fer, cobalt, nickel et l'oxygene

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Vachet, F [CEA Vallee du Rhone, 26-Pierrelatte (France)

1966-07-01

The present work deals with the thermodynamic study of aluminium liquid alloys with the metals iron, cobalt and nickel. The experiments carried out lead to the activity, at 1600 deg C, of aluminium in the (Al, Fe), (Al, Co), (Al, Ni) liquid alloys. The experimental method used consists in studying the partition of aluminium between the liquid immiscible phases made up with the pairs of metals (Fe, Ag), (Co, Ag), (Ni, Ag). The informations so obtained are used for drawing the isothermal equilibrium phases diagrams sections of (Al, Fe, Ag), (Al, Co, Ag), (Al, Ni, Ag) systems. The study of the partition of silver between lead and aluminium joined with the determinations of several authors allows us to determine the aluminium activity, analytically presented, in the metal M (iron cobalt and nickel). The Wagner's interaction parameters of aluminium in metal M are determined. The results obtained as the equilibrium phases diagrams of (Al, M) systems allow to compare the thermodynamic properties of the Al Fe system in liquid and solid states and to estimate the enthalpies of melting of the AlCo and AlNi intermetallic compounds. The activity, at 1600 deg C, of aluminium in (Al, Fe, Co), (Al, Fe, Ni), (Al, Co, Ni) liquid alloys is estimated through thermodynamic properties of binary components systems by application of several methods leading to results in good agreement. The study of aluminium-oxygen interactions in the liquid metallic solvants M allows us to propose an explanation for the shape of the deoxidation equilibrium line of iron, cobalt and nickel by aluminium and to compare the de-oxidizing power of aluminium toward iron, cobalt and nickel oxides. (author) [French] Le travail presente se rapporte a l'etude thermodynamique des alliages liquides de l'aluminium avec les metaux fer, cobalt et nickel. Les experiences effectuees ont pour but de determiner l'activite, a 1600 C, de l'aluminium dans les alliages liquides (Al, Fe), (Al, Co), (Al, Ni). La methode

Determination of the separation factor of uranium isotopes by gaseous diffusion; Determination des facteurs de separation des isotopes de l'uranium par diffusion gazeuse

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Bilous, O; Counas, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

A 12-stage pilot separation cascade with a low output has been constructed to measure the separation factor of uranium isotopes by gaseous diffusion. The report describes some of the separation results obtained, and also provides information on the time necessary for equilibrium to be established and on the influence of various perturbations on the pressure profile in the cascade. (author) [French] Une cascade pilote de 12 etages de separation a faible debit a ete construite pour mesurer le facteur de separation des isotopes de l'uranium par diffusion gazeuse. Le rapport decrit certains des resultats de separation obtenus et fournit egalement des donnees sur les temps de mise en equilibre et l'influence de diverses perturbations sur le profil des pressions dans la cascade. (auteur)

On the structure of heavy metals; Sur la structure des metaux lourds

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Friedel, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Faculte des Sciences de l' Universite de Paris, 75 (France)

1958-07-01

The properties of the last series of Mendeleef's table are compared with those of the elements of the preceding series. This comparison suggests an electronic structure of the 'transition metal' type, with narrow bands, at the beginning of this series (up to certain phases at least of plutonium); then of the rare earth metal type, with independent non-saturated internal layers, further on in the series. The 5 f orbits seem to play an important part in these two types of structure, from uranium on. A more detailed study of the very heavy elements (americium and beyond) and alloys would allow these conclusions to be confirmed. Certain general points, concerning the nature of homopolar connections and paramagnetism in the transition metals, are developed in an additional section. (author) [French] Les proprietes des elements de la derniere serie du tableau de Mendeleef sont comparees a celles des elements des series precedentes. Cette comparaison suggere une structure electronique du type 'metal de transition', a bandes etroites, au debut de cette serie (jusqu'a certaines phases au moins du plutonium); puis du type d'un metal des terres rares, a couches internes non saturees independantes, au-dela dans la serie. Les orbitales 5 f semblent jouer un r e important, dans ces deux types de structures, a partir de l'uranium. Une etude plus poussee des elements tres lourds (americium et au-dela) et des alliages permettrait de confirmer ces conclusions. Certains points generaux, concernant la nature des liaisons homopolaires et le paramagnetisme dans les metaux de transition, sont developpes en annexe. (auteur)

Study of the pyrophoric characteristics of uranium-iron alloys; Etude du caractere pyrophorique des alliages uranium fer

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Duplessis, X

2000-02-23

The objective of the study is to understand the pyrophoric characteristics of uranium-iron alloys. In order to carry out this research we have elected to use uranium-iron alloy powder with granules of 200 {mu}m and 1000 {mu}m diameter with 4%, 10.8% and 14% iron content. The experiments were performed on small samples of few milligrams and on larger quantities of few hundred grams. The main conclusions obtained are the followings: -The reaction start at 453 K (180 deg. C) and the ignition at 543 K (270 deg. C) - The influence of the specific area seems more important than the iron concentration in the alloys - When the alloy ignites, the fire spreads quickly and the alloy rapidly consumes. (author)

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)

Chemical treatment proceed of poor uranium content ores; Un procede de traitement chimique des minerais pauvres d'uranium

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Mouret, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Pagny, P [Societe Potasse et Engrais Chimiques (France)

1955-07-01

The needs in uranium constantly increased inciting to develop new chemical processes for the treatment of uranium ores. we searched processes that permit to get this element from ores poor in uranium, to a reasonable cost price. We used a sulphuric attack and a precipitation of uranium as phosphate uranate or pyrophosphate uranate to separate its from the different impurities. The process permitted to process ores contents of about 0,05% of uranium and to get an end product of sodium carbonate uranate containing 60 to 65% of uranium, with an acceptable cost price and an extraction yield situated between 90 and 95%. (M.B.) [French] Les besoins sans cesse accrus en uranium ont incite de developper de nouveaux procedes chimiques pour le traitement de minerais uranifere. nous avons recherche des procedes qui permettent d'obtenir cet element a partir de minerais pauvres en uranium, a un prix de revient raisonnable. Nous nous sommes orientes vers une attaque sulfurique et une precipitation de l'uranium sous forme de phosphate uraneux ou de pyrophosphate uraneux pour le separer des differentes impuretes. Le procede a permis de descendre a des teneurs en uranium de l'ordre de 0,05 % et d'obtenir un produit final a l'etat d'uranate de soude contenant 60 e 65 % d'uranium, avec un prix de revient acceptable et avec un rendement global d'extraction situe entre 90 et 95 %. (M.B.)

Contribution to the geochemical knowledge of the uranium-radium and thorium families in the southern Vosges. Applications of some results in the prospecting of uranium deposits; Contribution a la connaissance geochimique des familles uranium-radium et du thorium dans les Vosges meridionales. Application de certains resultats en prospection des gisements d'uranium

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

1962-07-01

This work's aim is to lead to a more accurate knowledge of the geochemistry of the Uranium-Radium and Thorium families in the Southern Vosges and to apply some of the results to the prospecting of uraniferous deposits: It has been showed: a bond between Calcium-Magnesium and Uranium-Thorium in the calco-alkaline granites. The host minerals of Uranium and Thorium are hornblende, biotite, titanite and epidote. a concentration of Uranium, at present time with secular disequilibrium in a thermal zone where the satellite mineralizations form an epithermal paragenesis. a disequilibrium of the Uranium-Radium family in the supergene minerals of the lead (phosphate and vanadate) showing the present circulations of Uranium. a bond between the radon grade of the spring waters and Uranium-Radium of the rocks. Such a relation allow to realize a prospecting method based on the determination of radioactive gases from the cold spring-waters of a common country. (author) [French] L'etude presentee ici a pour but de conduire a une connaissance plus precise de la geochimie des familles Uranium-Radium et Thorium dans les Vosges meridionales et d'appliquer certains resultats a la prospection des gites uraniferes. Il a ete mis en evidence: une liaison Calcium-Magnesium et Uranium-Thorium dans des granites calco-alcalins. Les mineraux hotes de l'Uranium et du Thorium sont: la hornblende, la biotite, le sphene, l'epidote. une concentration actuelle de l'Uranium en desequilibre seculaire dans une zone thermale ou les mineralisations satellites constituent une paragenese epithermale. un desequilibre de la famille Uranium-Radium dans des mineraux supergenes du plomb (phosphates et vanadates) prouvant les circulations actuelles de l'Uranium. une liaison entre la teneur en Radon des eaux de sources et celle en Uranium-Radium des roches. Une telle liaison permet de realiser une methode de prospection fondee sur le dosage du gaz radioactif des eaux de sources froides d'une region quelconque

Contribution to the geochemical knowledge of the uranium-radium and thorium families in the southern Vosges. Applications of some results in the prospecting of uranium deposits; Contribution a la connaissance geochimique des familles uranium-radium et du thorium dans les Vosges meridionales. Application de certains resultats en prospection des gisements d'uranium

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

1962-07-01

This work's aim is to lead to a more accurate knowledge of the geochemistry of the Uranium-Radium and Thorium families in the Southern Vosges and to apply some of the results to the prospecting of uraniferous deposits: It has been showed: a bond between Calcium-Magnesium and Uranium-Thorium in the calco-alkaline granites. The host minerals of Uranium and Thorium are hornblende, biotite, titanite and epidote. a concentration of Uranium, at present time with secular disequilibrium in a thermal zone where the satellite mineralizations form an epithermal paragenesis. a disequilibrium of the Uranium-Radium family in the supergene minerals of the lead (phosphate and vanadate) showing the present circulations of Uranium. a bond between the radon grade of the spring waters and Uranium-Radium of the rocks. Such a relation allow to realize a prospecting method based on the determination of radioactive gases from the cold spring-waters of a common country. (author) [French] L'etude presentee ici a pour but de conduire a une connaissance plus precise de la geochimie des familles Uranium-Radium et Thorium dans les Vosges meridionales et d'appliquer certains resultats a la prospection des gites uraniferes. Il a ete mis en evidence: une liaison Calcium-Magnesium et Uranium-Thorium dans des granites calco-alcalins. Les mineraux hotes de l'Uranium et du Thorium sont: la hornblende, la biotite, le sphene, l'epidote. une concentration actuelle de l'Uranium en desequilibre seculaire dans une zone thermale ou les mineralisations satellites constituent une paragenese epithermale. un desequilibre de la famille Uranium-Radium dans des mineraux supergenes du plomb (phosphates et vanadates) prouvant les circulations actuelles de l'Uranium. une liaison entre la teneur en Radon des eaux de sources et celle en Uranium-Radium des roches. Une telle liaison permet de realiser une methode de prospection fondee sur le dosage du gaz radioactif des eaux de sources

Bois-Noirs ore. Recovery of uranium of solutions from acid treatment. Results of industrial tests at the Gueugnon plant; Minerai des Bois-Noirs. Recuperation de l'uranium des solutions d'attaques acides. Resultats des essais industriels effectues a l'usine de Gueugnon

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Le Bris, J

1959-04-01

Industrial-scale tests are reported of the efficiency of two recovery processes for the separation of uranium from sulfuric acid pickling solutions used on ore from Bois-Noirs, at the Gueugnon works. The final stage of each process is sodium uranate. The earlier part of the report deals with tests of the separation of uranium from foreign metals by fractional precipitation. The second part deals with the separation of uranium from these metals by carbonation of the solutions. (author) [French] Le present rapport concerne les essais industriels de deux procedes de recuperation de l'uranium de solutions d'attaque sulfurique du minerai des Bois-Noirs a l'usine de Gueugnon. Le stade final pour ces deux procedes etant l'uranate de sodium, une premiere partie est consacree aux essais de separation de l'uranium des metaux etrangers par precipitation fractionnee; une deuxieme partie est consacree aux essais de separation de l'uranium des metaux etrangers par carbonatation des solutions d'attaque du minerai. (auteur)

Granulometric study of plutonium oxide particles in suspension in the atmosphere of a furnace enclosure during the preparation of U-Pu alloys; Etude granulometrique des particules d'oxyde de plutonium en suspension dans l'atmosphere d'une enceinte de fonderie pendant la fabrication d'alliages U-PU

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Bataller, G; Lenkauer, S [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

Since the extent of an internal contamination by respiration depends on the diameter of the radioactive particles in the atmosphere, a particle size study has been made of the particles present in the air of a working enclosure at the Plutonium Fuel Element Production Section during the preparation of Uranium Plutonium alloy bars. The air of this vessel is drawn through a glass fibre filter on which the dust is deposited. On these filters the radioactive particles are localized first of all by the luminous spots which they produce on a photographic plate when a scintillator is interposed (silver-activated zinc sulphide). An autoradiographic method then makes it possible to distinguish between, and to measure the particles of the oxides of uranium 235, uranium 238 and plutonium 239. On carrying out a microscopic scanning of the relevant parts of the filter, particles are seen surrounded by radial marks the length of which indicates the nature of the grains, and the number of which makes it possible to calculate the theoretical diameter of the radioactive grain. This latter can be compared with the diameter observed with the microscope. Thus for each category of particles it is possible to define a mean diameter and therefore to predict the path of the various inhaled particles in the human body. These results are compared with the very few weakly positive biological samples taken from the personnel working in this enclosure. (authors) [French] L'importance d'une contamination interne par inhalation etant fonction du diametre des particules radioactives en suspension dans l'atmosphere, une etude granulometrique a ete effectuee sur les poussieres existant dans l'air d'une enceinte de travail a la Section de Fabrication des Elements Combustibles au Plutonium pendant une fabrication de barreaux d'alliage Uranium Plutonium, L'air de ce caisson est aspire a travers un filtre en fibre de verre sur lequel restent fixees les poussieres. Sur ces filtres, les particules

Comportment of various magnesium alloys in carbon dioxide under pressure, between 400 and 600 deg; Compatibilite de divers alliages de magnesium avec le gaz carbonique sous pression entre 400 et 600 deg

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Darras, R; Baque, P; Chevilliard, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

'magnesium oxyde fritte'. Les echantillons, preleves dans des produits files, sont convenablement polis, deux etats de surface reproductibles etant realises a titre comparatif. Les essais ont ete effectues dans le gaz carbonique purifie, aux pressions de 25 et 60 atmospheres, et a des temperatures allant de 400 a 600, au moyen d'autoclaves speciaux en acier inoxydable, chauffes exterieurement. Leur duree est en general superieure a 1000 heures. Les equations des courbes d'augmentation de poids obtenues sont du type ({delta}p){sup n} = k.t (({delta}p en mg/cm{sup 2} et t en heures), l'exposant n etant voisin de 2, du moins jusqu'a 500 deg. C. En se referant a des resultats precedemment acquis quant a certains de ces materiaux exposes dans le gaz carbonique sous pression atmospherique et sous 15 atmospheres, il apparait que: 1) Pour un materiau determine: - a une pression donnee, l'oxydation augmente avec la temperature, - a une temperature donnee, l'oxydation augmente avec la pression, - dans les memes conditions de temperature et de pression, les resultats obtenus varient peu suivant les deux etats de surface etudies; 2) les alliages Mg-Zr presentent une resistance a l'oxydation amelioree par rapport au magnesium non allie; 3) l'alliage magnox est beaucoup moins avantageux dans le gaz carbonique que dans l'air, par rapport aux autres alliages. D'une facon generale, les courbes d'oxydation tendant vers un palier apres un certain temps d'exposition, la compatibilite de tous les alliages consideres avec le gaz carbonique apparait satisfaisante jusqu'a une temperature voisine de 500 deg. C, dans les conditions operatoires presentement definies; au dessus de 500 deg. C, des differences notables apparaissent entre les divers alliages, mais des phenomenes de sublimation interferent avec ceux d'oxydation, de sorte qu'un classement des divers materiaux ne peut etre base que sur leur resultante. (auteur)

Influence of heat treatment in {beta} and {gamma} phases on the microscopic structure of uranium; Influence des traitements thermiques en phases {beta} et {gamma} sur la structure micrographique de l'uranium

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Robillard, A

1958-06-02

'orientation den structures polygonisees. En utilisant cette technique d'examen on a montre l'existence de sous-structures, differentes de celles dues a la polygonisation de la phase {alpha}, dans l'uranium traite en phase {gamma} et refroidi a une vitesse qui depend de la temperature de maintien en {gamma}. ces sous-structures sont materialisees par la precipitation d'impuretes sur les dislocations induites par les tensions qui accompagnent la transformation {gamma} {yields} {beta}. Des traitements analogues sur un alliage U-Cr 1,4 % ou la phase {beta} peut etre retenue a la temperature ambiante, confirme cette explication. En plus de ces sous-structures, on observe dans le reseau des discontinuites formant un reseau de 'joints blancs'. La comparaison avec les structures revelees par attaque thermique indique qu'il s'agit des traces des joints de la phase {gamma}. La methode d''attaque-oxydation' a permis la mise en evidence d'une phase 'aureolee' identifiee comme etant UH{sub 3}. Les conditions d'apparition et de disparition de cette phase sont etudiees. La sensibilite de la methode a detecter les traces ultimes d'H dans U est tres grande. On a enfin etudie l'influence de la teneur en hydrogene sur les proprietes mecaniques du metal uranium. (auteur)

CALCUL DE LA VITESSE DE REFROIDISSEMENT ET MICROSTRUCTURE DE L’ALLIAGE Al-5%Cu SOLIDIFIE RAPIDEMENT

Directory of Open Access Journals (Sweden)

C SERRAR

2010-12-01

Full Text Available La technique de trempe sur roue tournante a permis d'élaborer des rubans d'épaisseur moyenne de 30 μm pour une vitesse de rotation périphérique de la roue de 42m/s. La résolution de l'équation de Fourier pour un transfert de la chaleur dans les conditions de chute brutale de l'alliage fondue sur le substrat en rotation, nous a permis de déterminer le profil de la distribution de la température du ruban suivant son épaisseur. Le temps de solidification et la vitesse de refroidissement ont été aussi recherchés et sont estimés respectivement à 2.3x10-6 s et 4x107 °C/s. La microstructure des constituants de l'alliage AL-5%Cu s'est transformée, sous l'influence de la trempe rapide, en de fins précipités de l'eutectique α-Al/Ө dispersés dans la matrice α-Al. La présence d'une nouvelle phase σ, précipitant sous forme de fines particules globulaires, a été aussi observée et confirmée par analyse structurale.

Contribution to the study of the electrodeposition of iron-nickel alloys; Contribution a l'etude du depot electrolytique des alliages fer-nickel

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

1967-12-01

Using a coulometric technique based upon the anodic intentiostatic dissolution, we studied the potentiostatic, deposition of nickel, iron and nickel iron alloys. We have shown that the minimum of the curve I = f (t) (deposition current versus time) is probably due to the transitory blocking of the surface by hydrogen and that the syn-crystallisation of nickel and iron is responsible for the anomalous co-deposition of these two elements. (author) [French] En employant une methode coulometrique par dissolution anodique intensipstatique, nous avons etudie le depot potentiostatique du nickel, du fer et des alliages fer-nickel. Nous avons pu montrer que le minimum de la courbe I = f (t) enregistree au cours du depot est du probablement au blocage momentane de la surface par l'hydrogene et que la syncristallisation du fer et du nickel est responsable de l'anomalie du depot simultane de ces deux elements. (auteur)

Dislocations and radiation damage in {alpha}-uranium; Dislocations et effets des radiations dans l'uranium {alpha}

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Leteurtre, J [Commissariat a l' Energie Atomique, 92 - Fontenay-Aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-07-01

Dislocations in {alpha}-uranium were studied by electron microscopy. Electropolishing of thin foils was performed at low temperature (-110 deg. C) to prevent oxidation. Burgers vectors of twins dislocations are defined. Interactions between slip and twinning are studied from both experimental and theoretical point of view. Samples irradiated at several burn-up were examined. In order to explain our micrographic results, and also all information gathered in literature about radiation damage in {alpha}-uranium, a coherent model is propound for the fission particles effects. We analyse the influences of parameters: temperature, dislocation density, impurity content. The number of point defects created by one initial fission is determined for pure and annealed metal. The importance of the self-anneal which occurs immediately in each displacement spike, and the anneal due to a new fission on the damage resulting from a previous fission, are estimated. The focussing distance in [100] direction is found to be about 1000 Angstrom, at 4 deg. K. (author) [French] Ce travail est une etude par microscopie electronique des dislocations induites dans l'uranium {alpha}, soit par deformation plastique, soit par irradiation. Une methode de preparation des lames minces a basse temperature (-110 deg. C) a ete mise au point. Les vecteurs de Burgers des diverses dislocations de macles de ce metal ont ete definis. Les interactions glissements- maclages sont etudiees experimentalement et theoriquement. Des echantillons irradies a divers taux de combustion ont ete examines. Pour expliquer nos resultats micrographiques, et aussi l'ensemble des informations recueillies dans la litterature concernant l'endommagement par irradiation de l'uranium-{alpha}, nous proposons un modele coherent de l'effet des fragments de fission dans ce metal. L'influence des parametres: temperature, densite de dislocations, impuretes est analysee. Le nombre de defauts ponctuels crees par une fission dans du metal

Alecto - results obtained with homogeneous critical experiments on plutonium 239, uranium 235 and uranium 233; Alecto - resultats des experiences critiques homogenes realisees sur le plutonium 239, l'uranium 235 et l'uranium 233

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

1965-07-01

In this report are given the results of the homogeneous critical experiments ALECTO, made on plutonium 239, uranium 235 and uranium 233. After a brief description of the equipment, the critical masses for cylinders of diameters varying from 25 to 42 cm, are given and compared with other values (foreign results, criticality guide). With respect to the specific conditions of neutron reflection in the ALECTO experiments the minimal values of critical masses are: Pu239 M{sub c} = 910 {+-} 10 g, U235 M{sub c} = 1180 {+-} 12 g and U233 M{sub c} = 960 {+-} 10 g. Experiments relating to cross sections and constants to be used on these materials are presented. Lastly, kinetic experiments allow to compare pulsed neutron methods to fluctuation methods. [French] On presente dans ce rapport les resultats des experiences critiques homogenes ALECTO, effectuees sur le plutonium 239, l'uranium 235 et l'uranium 233. Apres avoir rappele la description des installations, on donne les masses critiques pour des cylindres de diametres variant entre 25 et 42 cm, qui sont comparees avec d'autres chiffres (resultats etrangers, guide de criticite). Dans les gammes des diametres etudies pour des cuves a fond plat reflechies lateralement, la valeur minimale des masses critiques est la suivante: Pu239 M{sub c} = 910 {+-} 10 g, U235 M{sub c} = 1180 {+-} 12 g et U233 M{sub c} 960 {+-} 10 g. Des experiences portant sur les sections efficaces et les constantes a utiliser sur ces milieux sont ensuite presentees. Enfin des experiences de cinetique permettent une comparaison entre la methode des neutrons pulses et la methode des fluctuations. (auteur)

Étude de défaut trouvé dans des tubes centrifugés de stellite 6B

OpenAIRE

Villar Echeverría, Alejandro

2014-01-01

Les superalliages sont des alliages employés pour travailler à hautes températures tout en maintenant stabilité dimensionnelle et résistance mécanique et à la corrosion. Ils sont utilisés dans les domaines de l'aéronautique, l’industrie navale et médicale entre autres. Parmi les différents types de superalliages existants (base nickel, base cobalt et base nickel-fer), on travaillera dans cette étude avec des superalliages base cobalt. Ces alliages sont connus communément sous le nom de Stelli...

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

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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

Some of the properties of plutonium and the aluminium-plutonium alloy; Quelques proprietes du plutonium et de l'alliage aluminium-plutonium

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Abramson, R; Boucher, R; Fabre, R; Monti, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1959-07-01

physiques du plutonium. 1) Etude de l'allotropie du plutonium. a) Analyse thermique. On decrit brievement l'appareillage utilise et la technique de mesure. Les temperatures des points de transition et les chaleurs de transformation correspondantes ont ete determinees. Enfin, les resultats de l'etude particuliere de quelques points de transition sont exposes. b) Dilatometrie. L'analyse dilatometrique des changements de phase du plutonium a ete poursuivie a l'aide du dilatometre Chevenard a enregistrement photographique. On a fait varier les conditions de l'essai (vitesse de chauffe et de refroidissement, paliers isothermes, etc...) de maniere a preciser les caracteristiques de chaque transition notamment de la transition {delta} {yields} {gamma} au refroidissement. 2) Micrographie du plutonium. La preparation correcte des echantillons metallographiques exige une duree de polissage electrolytique tres courte, ce qui implique un polissage mecanique d'excellente qualite. On indique de nouveaux reactifs d'attaque qui revelent la structure du metal avec une grande nettete. 2- Etude des alliages aluminium-plutonium. Etude comparee des alliages Al-Pu et AI-U riches en aluminium. a) Analyse thermique. Les temperatures du liquidus et de fusion de l'eutectique Al-XAl{sub 4} ont ete precisees. La mesure des chaleurs de fusion a permis de determiner la composition exacte de l'alliage eutectique. b) Traitement thermique. La cinetique de coalescence de l'eutectique a ete etudiee par voie micrographique et en suivant l'evolution de la durete. Les resultats obtenus indiquent que le phenomene est plus rapide dans les alliages Al-Pu que dans les alliages AI-U. c) Etude micrographique de la transition XAI{sub 3} {yields} XAl{sub 4}. La reaction peritectique XAI{sub 3} + Iiq. {yields} XAI{sub 4} a ete supprimee par trempe. La transformation de la phase XAI{sub 3} a l'etat solide a ete etudiee ainsi que l'effet de faibles additions de silicium sur la cinetique de cette reaction. (auteur)

Dislocations and radiation damage in {alpha}-uranium; Dislocations et effets des radiations dans l'uranium {alpha}

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Leteurtre, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, 92 - Fontenay-Aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-07-01

Dislocations in {alpha}-uranium were studied by electron microscopy. Electropolishing of thin foils was performed at low temperature (-110 deg. C) to prevent oxidation. Burgers vectors of twins dislocations are defined. Interactions between slip and twinning are studied from both experimental and theoretical point of view. Samples irradiated at several burn-up were examined. In order to explain our micrographic results, and also all information gathered in literature about radiation damage in {alpha}-uranium, a coherent model is propound for the fission particles effects. We analyse the influences of parameters: temperature, dislocation density, impurity content. The number of point defects created by one initial fission is determined for pure and annealed metal. The importance of the self-anneal which occurs immediately in each displacement spike, and the anneal due to a new fission on the damage resulting from a previous fission, are estimated. The focussing distance in [100] direction is found to be about 1000 Angstrom, at 4 deg. K. (author) [French] Ce travail est une etude par microscopie electronique des dislocations induites dans l'uranium {alpha}, soit par deformation plastique, soit par irradiation. Une methode de preparation des lames minces a basse temperature (-110 deg. C) a ete mise au point. Les vecteurs de Burgers des diverses dislocations de macles de ce metal ont ete definis. Les interactions glissements- maclages sont etudiees experimentalement et theoriquement. Des echantillons irradies a divers taux de combustion ont ete examines. Pour expliquer nos resultats micrographiques, et aussi l'ensemble des informations recueillies dans la litterature concernant l'endommagement par irradiation de l'uranium-{alpha}, nous proposons un modele coherent de l'effet des fragments de fission dans ce metal. L'influence des parametres: temperature, densite de dislocations, impuretes est analysee. Le nombre de defauts ponctuels crees

Influence of heat treatment in {beta} and {gamma} phases on the microscopic structure of uranium; Influence des traitements thermiques en phases {beta} et {gamma} sur la structure micrographique de l'uranium

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Robillard, A

1958-06-02

aux faibles variations d'orientation den structures polygonisees. En utilisant cette technique d'examen on a montre l'existence de sous-structures, differentes de celles dues a la polygonisation de la phase {alpha}, dans l'uranium traite en phase {gamma} et refroidi a une vitesse qui depend de la temperature de maintien en {gamma}. ces sous-structures sont materialisees par la precipitation d'impuretes sur les dislocations induites par les tensions qui accompagnent la transformation {gamma} {yields} {beta}. Des traitements analogues sur un alliage U-Cr 1,4 % ou la phase {beta} peut etre retenue a la temperature ambiante, confirme cette explication. En plus de ces sous-structures, on observe dans le reseau des discontinuites formant un reseau de 'joints blancs'. La comparaison avec les structures revelees par attaque thermique indique qu'il s'agit des traces des joints de la phase {gamma}. La methode d''attaque-oxydation' a permis la mise en evidence d'une phase 'aureolee' identifiee comme etant UH{sub 3}. Les conditions d'apparition et de disparition de cette phase sont etudiees. La sensibilite de la methode a detecter les traces ultimes d'H dans U est tres grande. On a enfin etudie l'influence de la teneur en hydrogene sur les proprietes mecaniques du metal uranium. (auteur)

Of floating-zone uranium; Sur l'uranium de zone flottante

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

1965-01-01

to 30 ppm of soluble impurities in the refined metal. (author) [French] La methode de la zone flottante a ete choisie pour purifier l'uranium. Les differents parametres qui interviennent dans cette technique de purification ont ete etudies par des considerations theoriques et technologiques. On montre que la vitesse la plus rentable de deplacement de zone fondue est de 0,7 cm par heure, que le sens de deplacement ne peut etre que de bas en haut, et que la fusion doit s'effectuer sous des pressions de l'ordre de 10{sup -7} Torr. Outre ces problemes relatifs a la purification, l'etude de la stabilite de la zone flottante nous a conduits a definir un domaine de variations des diametres et hauteurs de gouttes, repondant aux conditions d'Heywang d'une part, et d'autre part, compatible avec une fusion a coeur du barreau. Ce domaine montre que la zone flottante est facilement applicable a des barreaux dont le diametre est compris entre 5 et 10 mm, et qu'elle est inapplicable si le diametre est superieur a 21 mm. L'appareillage, constitue par un dispositif de chauffage par bombardement electronique sous ultra-vide, est conditionne par les differents parametres etudies. A defaut de bons resultats d'analyse, l'uranium ainsi traite a ete caracterise par des tests metallurgiques et physiques: des examens micrographiques, des mesures de microdurete, de resistivite electrique a basse temperature, ont montre une purification sensible en tete du barreau; ces resultats ont ete confirmes part l'abaissement a 270 C de la temperature de recristallisation et l'aptitude marquee du metal raffine au phenomene de polygonisation. Les mesures de resistivite electrique a basse temperature constituent un moyen simple et quantitatif pour rendre compte de la purete du metal. L'influence d'une impurete sur la resistivite electrique de l'uranium a ete etudiee a l'aide d'alliages U-Au a faibles concentrations en or. Il ressort de ces experiences les deux points importants suivants: 1 - les mesures de

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

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

1964-07-01

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

New Light Alloys (Les Nouveaux Alliages Legers)

Science.gov (United States)

1990-09-01

composites r~alis~s avec I’alliage 15-3-3-3 (15-3) de TIMET, alliage 8 m~tastable, facilement laminable et disponible sous forme de feuillards de...part au procMd6 de fabrication - les matdriaux devant tre disponibles soit sous forme de feuillards, soit sous forme de poudres pr~alli~es - , d’autre...a naturaI so an ariii~ aain a( TeSI 5 40 SIC 1 Fig. 9. Compressive and tensile yield stress 1.b In time (secnds in an 6-Al 0 reinforced Al-A ICu alloy

Lixiviation of uranium ores by capillarity; Lixiviation par capillarite des minerais d'uranium (1962)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-07-01

All chemical concentration plants use at the moment a process of lixiviation by agitation for the treatment of uranium ores. It has become necessary for various reasons to study the application of a more economical system which is that of the lixiviation by capillarity in heaps. After presenting the laboratory tests for recognizing the ability of an ore for this type of lixiviation, the authors give an outline of the two semi-industrial tests which are still in progress. The results are such that it has been possible to plan larger installations which are now under construction. (authors) [French] Les usines de concentration chimique utilisent toutes actuellement la lixiviation par agitation des minerais d'uranium. Il est devenu necessaire pour diverses raisons d'etudier l'application d'un procede plus economique, qui est celui de la lixiviation par capillarite en tas. Apres un expose des tests de laboratoire permettant de connaitre l'aptitude d'un minerai a ce type de lixiviation, est donne un apercu de deux essais semi-industriels non encore acheves a ce jour. Les resultats sont tels, qu'ils ont permis de projeter des installations plus importantes, qui sont actuellement en construction. (auteurs)

Application of the geophysical and geochemical methods to the research for uranium; Application a la recherche de l'uranium des methodes geophysiques et geochimiques

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Gangloff, A M; Collin, C R; Grimbert, A; Sanselme, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

Since 1954, at the Commissariat a l'energie atomique, geophysics and geochemistry have been added to routine geological surveying and radiometric observations. Geophysical prospecting reveals the tectonic structures linked with French uranium deposits and gives an idea of favorable zones. Geochemistry adds to the geophysical indirect methods further details on the distribution of uranium traces in the soils. This method is direct and specific. Uranium assay in waters and alluvial deposits find its use in preliminary exploration. (author) [French] Depuis 1954, au CEA, a l'observation geologique directe et aux mesures radiometriques, sont venues s'ajouter des methodes relevant de la geophysique et de la geochimie. La prospection geophysique apporte des precisions sur les structures tectoniques auxquelles sont lies les gisements d'uranium fran is et sur la notion de zones favorables. Aux methodes indirectes de la geophysique, la prospection geochimique ajoute des precisions sur la repartition de l'uranium en traces dans les sols, cette methode est directe et specifique. Le dosage de l'uranium dans les eaux et les alluvions trouve son application dans la prospection de reconnaissance. (auteur)

The use of recoil for the separation of uranium fission products; Utilisation du recul pour la separation des produits de fission de l'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-07-01

The recoil distance of fission fragments in U{sub 3}O{sub 8} is about 8 microns. By using highly diluted suspensions of uranium oxide particles having dimension much smaller than this figure (mean diameter 0,5 micron), we were able to study the re-adsorption of fission products on uranium oxide. Separation results have been studied as a function of the nature of the irradiation medium (solid or liquid) and the separation medium, of particle size and of concentration of particles in the dispersing medium. Decay curves can be used to discriminate between {sup 239}Np and mixed fission products. Most of the {sup 239}Np is found in the U{sub 3}O{sub 8} particles. The location of fission products in solid dispersing media has been determined, fission products being found always inside the dispersing medium particles. The results obtained can be applied to the rapid separation of short-lived fission products from a uranium-free starting material. (author) [French] Le parcours de recul des fragments de fission est en moyenne de 8 microns dans l'U{sub 3}O{sub 8}. En prenant des suspensions d'oxyde d'uranium dont les particules, tres diluees, ont des dimensions nettement inferieures a cette valeur (diametre moyen 0,5 micron), on a pu etudier directement la readsorption des produits de fission sur l'oxyde d'uranium. Les resultats de separation ont ete etudies en fonction de la nature du milieu d'irradiation (solide ou liquide) et du milieu de separation, de la taille des particules d'oxyde et de leur concentration dans le milieu dispersant. Les courbes de decroissance permettent de determiner la perturbation apportee dans les mesures par le {sup 239}Np qui reste en majorite dans les grains d'U{sub 3}O{sub 8}. On a determine enfin l'emplacement des produits de fission dans le cas des melanges solides; ils se trouvent toujours a l'interieur des grains du milieu recepteur. Les resultats obtenus permettent d'envisager la separation rapide de produits de fission a periode courte a

Application of mathematical methods to the investigation of uranium deposits; Application des methodes mathematiques a l'etude des gisements d'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Formery, P; Ziegler, V [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

It may be considered approximately that grades, widths and accumulations (grade-width products), in french uranium deposits are distributed according to a lognormal law. This property associated to KRIGE'S and de WIGE'S formulae make a powerful tool in ore deposits surveys. The correlation between radioactivities and grades is realized, in logarithmic coordinates, through a straight line the properties of which are analysed in the paper. MATHERON'S recent works, in association with data of classical statistics and the above mentioned formulae make possible to complete the ore reserves evaluation by computing the accuracy. Statistical methods applied to ore deposits have given birth to a parameter which is as important as the mean grade for characterisation of deposits: the absolute dispersion. (author) [French] On peut considerer en premiere approximation que les teneurs, les puissances et les accumulations se distribuent dans les gisements fran is d'uranium suivant une loi log normale. Cette propriete, associee aux hypotheses de De WIGE et de KRIGE, constitue un puissant instrument d'etude des gisements. La correspondance des radioactivites et des teneurs s'effectue, en coordonnees bilogarithmiques, par une droite dont on etudie les proprietes. Grace aux travaux recents de MATHERON, associes aux donnees de la statistique classique ainsi qu'aux hypotheses enumerees plus haut, il est possible de completer le calcul des reserves d'un gisement par une evaluation de l'erreur commise. Les methodes statistiques ont fait apparaitre un parametre aussi important pour caracteriser un gisement, que la teneur moyenne: la dispersion absolue. (auteur)

Interpretation of criticality experiments on homogeneous solutions of plutonium and uranium; Interpretation des experiences de criticite sur des solutions homogenes de plutonium et d'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Ithurralde, M F; Kremser, J; Leclerc, J; Lombard, Ch; Moreau, J; Robin, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

Criticality experiments on solutions of fissionable materials have been carried out in tanks of various geometries (cylinder, isolated annular cylinder, interacting annular cylinders); the reflexion conditions have also been varied (without reflection, semi-reflection and total reflexion by water). The range of the studied concentrations is rather large (18,8 to 104 gms/liter). The interpretation of these experiments has been undertaken in order to resolve the problems of the industrial use of homogeneous plutonium and uranium solutions. Several methods the fields of application of which are different have been used: diffusion method, transport method and Monte-Carlo method. (authors) [French] Des experiences critiques sur des solutions de matieres fissiles ont ete faites dans des cuves de diverses geometries (cylindre, cylindre annulaire isole, cylindre annulaire en interaction), les conditions de reflexion ont ete egalement variees (sans reflexion, semi reflexion et reflexion totale par l'eau). La gamme des concentrations etudiees est assez etendue (18,8 a 104 g/l ). L'interpretation de ces experiences a ete entreprise dans le but de pouvoir resoudre les problemes poses par l'emploi industriel de solutions homogenes de plutonium et d'uranium, plusieurs methodes dont les domaines d'application sont differents ont ete employees: methode de diffusion, methode de transport, methode de Monte-Carlo. (auteurs)

Stabilization of mixed carbides of uranium-plutonium by zirconium. Part 1.: uranium carbide with small additions of zirconium; Etude de la stabilisation des carbures mixtes d'uranium et de plutonium par addition de zirconium. 1. partie: etude des carbures d'uranium avec de faibles additions de zirconium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-07-01

Cast carbide samples, being of a high density and purity, are preferable for research purposes, to samples produced by powder metallurgy methods. Samples of uranium carbide with small additions of zirconium (1 to 5 per cent) were cast, as rods, in an arc furnace. A single phase carbide with interesting qualities was produced. As cast, a dendrite structure is observed, which does not disappear, after a treatment at 1900 deg. C during 110 hours. In comparison with uranium monocarbide the compatibility with stainless steel is much improved. The specific heat (between room temperature and 2500 deg. C) is similar to the specific heat of uranium monocarbide. A study of these mixed carbides, but having a part of the uranium replaced by plutonium is under way. (author) [French] Les echantillons de monocarbures obtenus par coulee sont tres interessants pour les recherches experimentales a cause de leur grande purete, de leur densite tres elevee et de la facilite d'obtention des lingots de forme et dimensions variees. On a prepare et coule dans un four a arc des echantillons de carbures d'uranium avec de faibles additions de zirconium (1 a 5 at. pour cent). On obtient ainsi des carbures monophases presentant de meilleures proprietes que le monocarbure d'uranium. A l'etat brut de coulee on observe une structure dendritique qui n'est pas detruite par un traitement thermique de 110 heures a 1900 deg. C. La compatibilite avec l'acier inoxydable 316 (a 925 deg. C pendant 500 heures) est nettement amelioree par rapport a UC. La chaleur specifique (entre la temperature ordinaire et 2500 deg. C) et la densite sont tres peu differentes de celles du monocarbure d'uranium. Une etude concernant les composes U-Pu-Zr-C est actuellement en cours. (auteur)

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

Aluminium-nickel-iron alloys resistant to corrosion by water at high temperature. Their basic properties - their improvement; Les alliages aluminium-nickel-fer resistant a la corrosion par l'eau a haute temperature. Bases de leurs proprietes - leur amelioration

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-07-01

The development of the investigations carried out on these alloys is reviewed, showing the establishment of their fundamental, particularly structural, properties. This is followed by studies on: 1 - The penetration process in corrosion. The results of micrographic studies of the metal oxide interface are given for a series of alloys treated in water and steam between 350 and 395 deg. C. The hypothesis of attack by pockets of gas pressure is corroborated, and a second process of deep penetration by islands of intergranular-type corrosion is shown to take place. These patches, distinct from the surface corrosion layer and sometimes forming at a considerable depth inside the metal, would be due to heterogeneities in composition of the solid solution making up the matrix of these alloys. 2 - The role of titanium and zirconium additions on rolled metal. Systematic studies are carried out on a series of alloys with titanium and zirconium contents between 0.05 and 0.15 per cent. The favourable effect of titanium in particular has been demonstrated. Zirconium acts in the same way, but less efficiently. The improvement due to these additions can be compared to their action on the distribution of the second phases, which tend to become more pronounced and more homogeneously distributed. The influence of solder on these alloys has been studied, showing up the part played by the structure gradients introduced by fission. (author) [French] Apres un rappel de l'evolution des etudes sur ces alliages, montrant l'etablissement de leurs proprietes fondamentales et, en particulier, structurales, on etudie: 1 - Les processus de penetration de la corrosion. On expose les resultats de l'etude micrographique de l'interface metal-oxyde sur une serie d'alliages traites dans l'eau et la vapeur entre 350 et 395 deg. C. On verifie l'hypothese de l'attaque par poches de pression gazeuse et on met en evidence un second processus de progression en profondeur par ilots de corrosion de type

The thermodynamic approach of the pilot-scale purification of refractory metals; Application de la thermodynamique a la mise au point des methodes de purification industrielle des metaux et semi-metaux refractaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-06-15

The author shows how the thermodynamic can be applied to the prediction of the evolution of impurities from a metal or an alloy being melted and cast at the pilot-scale using electron bombardment and continuous casting in a water cooled copper. He studies this possibility on two examples: - the melting vanadium, - the melting of the uranium monocarbide. He shows using only the constants available in the literature and a few special runs in the pilot-equipment itself it is possible to determine: - the possibility of elimination of anyone impurity by keeping the material in the melting state under vacuum as well as the limit of purification which is achievable under given technological conditions, - the proportion of an impure metal which should be vaporized in order to bring the level of a given impurity down to a predetermined level and the necessary duration of heating. (author) [French] L'auteur montre comment la thermodynamique peut etre appliquee a la prevision de l'evolution d'un metal ou d'un alliage fondu a l'echelle pilote par bombardement d'electrons et coule en continu dans un creuset de cuivre refroidi. Il etudie cette possibilite sur deux cas particuliers: - la fusion de vanadium, - la fusion du monocarbure d'uranium. Il montre que, grace aux constantes disponibles dans la litterature et a des essais simples faits a l'aide de l'appareillage pilote lui-meme, on peut determiner: - la possibilite d'eliminer une impurete par maintien a l'etat fondu ainsi que la limite de purification dans des conditions technologiques donnees, - la proportion d'un metal brut qu'il faut evaporer pour amener sa teneur en une impurete a un niveau donne ainsi que la duree de chauffage necessaire, - la nature des additions propres a favoriser le depart d'une impurete et l'efficacite comparee des additions possibles. (auteur)

Application of alkaline leaching to the extraction of uranium from shale of the Vosges; Application de la lixiviation alcaline a l'extraction de l'uranium du schiste des Vosges

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Mouret, P; Pottier, P; Le Bris, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Soudan, P [Centre d' Etude de Lalumine, Compagnie Pechiney (France)

1958-07-01

Description of chemical treatment of Vosges shales to obtain uranium by alkaline leaching. Mineralogy aspects of ore, physical and chemical conditions of leaching, solid/liquid separation, uranium recovery by either ion exchange process or electrolytic precipitation. (author)Fren. [French] Description du traitement chimique des schistes des Vosges pour extraire l'uranium en milieu alcalin. L'aspect mineralogique, les conditions physiques et chimiques de la lixiviation, la separation solide/liquide et la recuperation de l'uranium soit par echangeurs d'ions, soit par precipitation electrolytique y sont exposes. (auteur)

Analysis and composition of the first U-Pu charge (0,043 per cent of Pu); Analyse et constitution du 1. jeu U-Pu (0,043 pour cent de Pu)

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Brunet, J P; Lapparent, D de; Lourme, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1965-07-01

Checking the homogeneity in the content of plutonium of 0,043 per cent Pu-natural uranium alloy slugs has been made by Pu 240 and U 238 spontaneous fissions neutrons counting. The purpose of the test was to select groups of slugs to be correctly associated into fuel rods for critical experiments. General technic for spontaneous fissions counting, then elaboration of data in view of ranking the slugs are described. Results are given for this particular case. (authors) [French] On a effectue un controle d'homogeneite de teneur en plutonium sur des billettes d'alliage 0,043 pour cent Pu-uranium naturel, par comptage des fissions spontanees du plutonium 240 et de l'uranium 238. Le but du controle etait de permettre une association correcte de ces billettes a l'interieur des elements combustibles destines a servir dans des experiences critiques. On indique la methode generale de comptage des fissions spontanees, puis le depouillement des donnees en vue du classement des barreaux. Les resultats pour ce cas particulier sont donnes dans le rapport. (auteurs)

Influence of hydrogen on metals behavior. 1 - Mechanical behavior of Ti 6 pc Al 6 pc V 2 pc Sn titanium alloy versus hydrogen: influence of heat treatment and of oxygen content; Influence de l'hydrogene sur le comportement des metaux. 1 - comportement mecanique de l'alliage de titane T A6 V6 E2 vis-a-vis de l'hydrogene: influence du traitement thermique et de la teneur en oxygene

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Schaller, Bernard

1972-06-26

The mechanical behavior of Ti 6 pc Al 6 pc V Sn alloy during dynamic testing has been investigated versus hydrogen and oxygen content. The hydrogen susceptibility depends only slightly on its microstructure, acicular or equi-axed: it depends much more on conditions of hydrogen contamination and on the thermal history afterward. When the alloy has been stabilized by annealing in {alpha} - {beta} and provided hydrogen absorption does not induce phase transformations, hydrogen sensitivity is relatively low: brittleness occurs suddenly but at a high concentration threshold (2000 ppm H), which coincides with hydrogen saturation of {beta} phase. When the alloy includes unstabilized phases, its response to hydrogen changes whether it has been finally annealed or not, in the 300 - 500 C temperature area, prone to {omega} phase formation. In the absence of such an annealing, a reduction in ductility only occurs at high concentrations (> 1500 ppm H). In the other and, after annealing at 400 C, alloy hardening and a ductility decrease start even at the lowest hydrogen amounts: then hydrogen susceptibility is very high. Low oxygen concentration (up to 2000 ppm) do not sensibly affect the good hydrogen tolerance of this alloy. Beyond 2500 ppm, oxygen, while improving tensile strength, yet severely decreases ductility. [French] Le comportement mecanique de l'alliage TA6-V6-E2 lors d'un essai dynamique a ete etudie en fonction de la teneur en hydrogene et en oxygene. La sensibilite vis-a-vis de l'hydrogene ne depend que tres faiblement de sa structure migrographique, aciculaire ou equiaxe; elle depend bien plus des conditions de contamination par l'hydrogene et de son histoire thermique apres contamination. Lorsque l'alliage a ete stabilise par un recuit dans le domaine biphase, et a condition que l'absorption d'hydrogene n'entraine pas de modification structurale, la sensibilite vis-a-vis de l'hydrogene est relativement faible: la fragilite apparait brutalement mais pour un

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

The study of neutron propagation in natural uranium; Etude de la propagation des neutrons dans l'uranium naturel

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Campan, J L; Clauzon, P P; Kirchner, B; Ribon, P; Zaleski, C P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1961-07-01

Fast exponential experiment. Experimental facilities are described; the experimental results obtained with the block of natural uranium are then presented. Detectors used were fission chambers, activation detectors and nuclear emulsions. One tries to explain the results, which are, then compared with theoretical values obtained by calculations based on diffusion theory. Measured spectrum (pseudo equilibrium) may be characterised by the following values: diffusion length: 95,25 {+-} 0,5; {sigma}{sub f}U{sub 235}/{sigma}{sub f}U{sub 238} : 230 {+-} 10, {sigma}{sub f}U{sub 235}/{sigma}{sub f}Np{sub 237} : 14 {+-} 0.5, {sigma}{sub f}U{sub 235}/{sigma}{sub f}U{sub 233} : 0.67 {+-} 0.03, {sigma}{sub f}U{sub 235}/{sigma}{sub f}Pu{sub 239} : 0.90 {+-} 0.05, {sigma}{sub f}U{sub 235}/{sigma}(ny) In : 230 {+-}10. (author) [French] Experience exponentielle rapide. Apres une description du dispositif experimental, on presente des resultats de mesures effectuees dans un massif d'uranium naturel. Les detecteurs utilises sont des chambres a fission, des detecteurs d'activation et des emulsions nucleaires. Une interpretation des resultats est donnee; ceux-ci sont compares a des valeurs theoriques obtenues par des calculs utilisant la theorie de la diffusion. Le spectre mesure (pseudo equilibre) peut etre caracterise par les valeurs suivantes: Longueur de diffusion: 95,25 {+-} 0,5; {sigma}{sub f}U{sub 235}/{sigma}{sub f}U{sub 238} : 230 {+-} 10, {sigma}{sub f}U{sub 235}/{sigma}{sub f}Np{sub 237} : 14 {+-} 0.5, {sigma}{sub f}U{sub 235}/{sigma}{sub f}U{sub 233} : 0.67 {+-} 0.03, {sigma}{sub f}U{sub 235}/{sigma}{sub f}Pu{sub 239} : 0.90 {+-} 0.05, {sigma}{sub f}U{sub 235}/{sigma}(ny) In : 230 {+-}10. (auteur)

Contribution to the study of point defects in uranium {alpha}; Contribution a l'etude des defauts ponctuels dans l'uranium {alpha}

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

1967-07-01

Uranium quenched from temperatures as low as 100 K shows an important increase in resistivity which disappears after annealing between 4.2 K and 41 K. This phenomenon is explained by a cold-work of the metal due to the rapid traversing of the temperature region where the lattice parameters exhibit an important and anisotropic increase. The annealing occurs in two stages (4.2 K - 26 K - 41 K). Purity of samples has an influence on the phenomenon. Model proposed is confirmed by the comparison with some experiments of annealing of defects created by irradiation of uranium at very low temperatures. Vacancies have been quenched in the metal from temperatures around 650 C (limit of the {alpha} phase). The formation energy so found is E{sub F} = 0. 5 {+-} 0.15 eV. The annealing out of the induced resistivity happens in two stages (300-390; 420-560 C). (authors) [French] La trempe de l'uranium dans l'helium liquide depuis des temperatures aussi basses que 100 K entraine une augmentation de resistivite qui disparait par recuit entre 4.2 K et 41 K. Ce phenomene est interprete comme un ecrouissage du metal provoque par la traversee rapide d'une region ou les parametres cristallins varient beaucoup et de facon anisotrope. Le recuit se fait en deux stades (4.2 K - 26 K - 41 K). La purete des echantillons a une influence sur le phenomene. Le modele propose a ete verifie par comparaison avec des experiences de recuit de defauts crees par irradiation de l'uranium a tres basse temperature. Des lacunes ont ete retenues a l'etat metastable par trempe du metal depuis des temperatures voisines de 650 C (limite de la phase {alpha}). L'energie de formation trouvee est E{sub F} = 0.5 {+-} 0.15 eV. La guerison se fait en deux stades (300-390 C; 420-560 C). (auteurs)

An apparatus for differential thermal analysis (1961); Realisation d'un appareil d'analyse thermique differentielle (1961)

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

1961-07-01

An apparatus for differential thermal analysis has been developed for the study of the energy stored in irradiated graphite. It makes possible the measurement of variations in the differential enthalpy d H / d{theta} of irradiated graphite between room temperature and 800 deg. C. The integration of the results gives values for the total energy H({theta}). The temperature measurements are made with an accuracy of 0,1 deg. C and are reproducible to {+-} 0,2 deg. C. The characteristics of the apparatus are such that it is possible to study, as a function of irradiation conditions (doses, temperatures), the evolution of the energy spectrum of the graphite as well as the modifications of this spectrum brought about by annealing and successive irradiations, by slow annealing, or by annealing under irradiation. The apparatus developed can also be used for the study of metals and alloys (transition temperatures and heats of transformation), in particular uranium and uranium alloys. (authors) [French] Un appareil d'analyse thermique differentielle a ete realise pour etudier l'energie emmagasinee par le graphite irradie. Il permet de determiner la variation de l'enthalpie differentielle dH / d{theta} du graphite irradie entre la temperature ambiante et 800 deg. C. L'integration des resultats obtenus fournit les valeurs de l'energie totale H({theta}). Les mesures de temperature sont effectuees avec une sensibilite de 0,1 deg. C et la reproductibilite des mesures est assuree a {+-} 0,2 deg. C. Les caracteristiques de cet appareil sont suffisantes pour permettre d'etudier en fonction des conditions d'irradiation (doses, temperatures) l'evolution du spectre d'energie du graphite ainsi que les modifications de ce spectre par des recuits et des irradiations successives, par des recuits lents, ou par des recuits sous rayonnement. Par ailleurs, l'appareil mis au point peut etre utilise pour etudier les metaux et alliages (temperatures de transition et chaleurs de transformation), en

Economic study of an installation for uranium isotope separation by gaseous diffusion; Etude economique d'une installation de separation des isotopes de l'uranium par diffusion gazeuse

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

This report describes the major problems which arise in the choice of characteristics required in a gaseous diffusion installation for the separation of uranium isotopes. This choice depends largely on economic evaluations, and also on considerations of simplicity. The choice of working pressures and of the characteristics of the membrane are described, as are the possible alternatives regarding the structure of the stages and the problems of control. (author) [French] Ce rapport decrit les problemes majeurs qui se posent dans le choix des caracteristiques d'une installation de diffusion gazeuse destinee a la separation des isotopes de l'uranium. Ce choix depend en grande partie d'evaluations economiques et repose egalement sur des considerations de simplicite. On decrit ainsi le choix des pressions d'operation, celui des caracteristiques de la barriere, les alternatives possibles concernant la structure des etages et les problemes de regulation. (auteur)

Collective sulphide flotation of the polymetallic molybdenic ore

International Nuclear Information System (INIS)

Mazanek, C.; Maselko, J.; Rycerz, L.

1980-01-01

Results of investigations on polymetallic molybdenic ore are presented. The useful minerals of this ore are as follows: molybdenite, sphalerite, galena and chalcopyrite whereas quartz, feldspars, chlorite and sericite are barren rocks. The flotation process parameters are established i.e. the consumption of flotation reagents, the flotation time and the most advantageous grain composition of the ore submitted to flotation. Taking into consideration the established parameters, a collective sulphide flotation of ore and a control flotation of wastes were carried out. The obtained concentrate was submitted to a single cleaning flotation whereby a concentrate was obtained containing: 4,65% Mo, 2,51% Cu, 0,9% Zn, 0,69% Pb, and 1,4% Bi. (author)

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)

Reactor AQUILON. The hardening of neutron spectrum in natural uranium rods, with a computation of epithermal fissions (1961); Pile AQUILON. Durcissement du spectre des neutrons dans les barreaux d'uranium et calcul des fissions epithermiques (1961)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Durand -Smet, R; Lourme, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1961-07-01

- Microscopic flux measurements in reactor Aquilon have allowed to investigate the thermal and epithermal flux distribution in natural uranium rods, then to obtain the neutron spectrum variations in uranium, Wescott '{beta}' term of the average spectrum in the rod, and the ratio of epithermal to therma fissions. A new definition for the infinite multiplication factor is proposed in annex, which takes into account epithermal parameters. (authors) [French] - Un certain nombre de mesures effectuees dans la pile Aquilon ont permis d'etablir la distribution fine des flux thermique et epithermique dans les barreaux d'uranium, et d'en deduire les variations du spectre des neutrons dans l'uranium, le terme {beta} du spectre de Wescott moyen dans le barreau et le nombre de fissions epithermiques. En annexe, il est propose une definition nouvelle du coefficient de multiplication infini, qui fait intervenir les parametres epithermiques. (auteurs)

Effect of plasma molybdenized buffer layer on adhesive properties of TiN film coated on Ti6Al4V alloy

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Qin, Lin, E-mail: qinlin@tyut.edu.cn; Yi, Hong; Kong, Fanyou; Ma, Hua; Guo, Lili; Tian, Linhai; Tang, Bin

2017-05-01

Highlights: • A molybdenized layer was prepared as a buffer layer under TiN film on Ti6Al4V. • The molybdenized layer can enhance adhesion strength of PVD coatings effectively. • The duplex treated samples increase elastic energy ratio in the impact tests. • The enhancement attributes to the hardness improvement and inverted-S shape elastic modulus profile of the modified layer. - Abstract: Effect of molybdenized buffer layer on adhesion strength of TiN film on Ti6Al4V alloy was investigated. The buffer layer composed of a dense molybdenum deposition layer, a rapid drop zone and a slow fall zone was prepared using double glow plasma surface alloying technique. Scratch tests and low energy repeated impact tests were adopted to comparatively evaluate the duplex treated layers and the single TiN samples. The results show that the critical load was increased from 62 N for the single TiN film to over 100 N for the duplex treated layer. The volume of impact pit, formed in impact tests, of the single TiN samples is 9.15 × 10{sup 6} μm{sup 3}, and about 1.5 times than that of the duplex treated samples. The Leeb hardness values reveal that about 70% impact energy was transferred to the single TiN samples to generate permanent deformation, while that was only about 47% for the duplex treated samples. The mechanism of improving adhesion strength is attributed to synergistic effect due to an inverted-S shape elastic modulus distribution produced by the molybdenized layer.

Oxidative lixiviation of pitchblende and precipitation of uranium with hydrogen; Lixiviation oxydante des pechblendes et precipitation de l'uranium par l'hydrogene

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Mouret, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Balaceanu, J C; Coussemant, F [Institut Francais du Petrole (IFP), 92 - Rueil-Malmaison (France)

1958-07-01

Earlier work on the preparation of uranium by F.A. Forward and his colleagues has shown the possibilities presented by oxidative lixiviation of ores in a carbonate medium, and the catalytic reduction of uranyl carbonate solutions by hydrogen. The carbonate attack is of considerable interest because of the selectivity of the uranium dissolution, which means it can be applied particularly to the treatment of low grade ores with a reduced consumption of cheap reagents. The subsequent reduction with hydrogen is of the same nature, and not only enables relatively dilute uranyl carbonate solutions to be treated, but also avoids any significant alteration of the attacking solution which can therefore be used again in the lixiviation stage. The experimental work, undertaken at the request of the Commissariat a I'Energie Atomique, was aimed at determining the quantitative characteristics of each of the two stages in order to ascertain their possibilities for industrial application to the principal low grade ores found in France. (author) [French] Les travaux anterieurs de F.A. FORWARD et de ses collaborateurs ont mis en evidence les possibilites que presentent, dans la preparation de l'uranium, la lixiviation oxydante des minerais en milieu carbonate, et la reduction catalytique des solutions d'uranyl carbonate par l'hydrogene. L'attaque carbonatee presente, en effet, un interet considerable du fait de la selectivite de la dissolution de l'uranium qui permet de l'appliquer en particulier au traitement des minerais pauvres avec une consommation reduite de reactifs peu couteux. La reduction subsequente par l'hydrogene presente les memes caracteres et permet non seulement de traiter des solutions relativement diluees d'uranyl carbonate, mais encore evite toute modification significative de la solution d'attaque qui peut donc etre reemployee dans l'etape de lixiviation. L'experimentation, entreprise a la demande du Commissariat a l'Energie atomique, avait pour but de determiner

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)

Stainless-Steel-Gadolinium Alloys; Alliages Acier Inoxydable-Gadolinium; Splavy iz nerzhaveyushchej stali i gadoliniya; Aleaciones de Acero Inoxidable-Gadolinio

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Copeland, M.; Kato, H. [Albany Metallurgy Research Center, Bureau Of Mines, United States Department of the Interior, Albany, OR (United States)

1964-06-15

Because of the excellent corrosion resistance of stainless steels and the interest in gadolinium as a poison material, alloys of the two compounds were studied.Gadolinium was alloyed with AISE 304-type and chromium-type stainless steels; and then phase relationships, fabricability and properties were studied. The melting points of minor phases in alloys containing low percentages of gadolinium were noted to have a large effect on the structures resulting from equilibrating treatments and fabricability of the steels. When gadolinium was alloyed with the chromium-nickel-type steel, two minor phases, Fe{sub 9}Gd and Ni{sub 7}Gd, were observed to melt at 1080 Degree-Sign C, which limited the heat treatment and fabrication temperatures. Alloys with up to 5 wt.% gadolinium were successfully fabricated, and mechanical and corrosion properties were determined. No changes in the mechanical properties or resistance to hot-water corrosion of the steel were observed on alloying with up to about 3 wt.% gadolinium. Because of fabrication temperature limitations placed on chromium-nickel steels by the melting point of the minor phases, the effects of gadolinium on chromium steels were studied. Only one minor phase that melted at 1320 Degree-Sign C was noted on investigation of the 10 wt. % gadolinium isopleth in the chromium-iron-gadolinium alloy system. This property would enable one to equilibrate and fabricate these gadolinium steels at normally used temperatures. (author) [French] Les auteurs ont etudie des alliages d'acier inoxydable et de gadolinium en raison de l'excellente resistance a la corrosion des aciers inoxydables et de l 'interet que presente le gadolinium comme poison. Ils ont allie du gadolinium a des aciers inoxydables AISI de nuance 304 et des aciers au chrome et ils ont etudie le diagramme des phases, les possibilites de transformation et les proprietes de ces alliages. Dans les alliages d'une faible teneur en gadolinium, les points de fusion des phases

Applications of Qualitative Microanalysis to the Determination of Secondary Species Associated with Uranium; Application de la microanalyse qualitative a la determination des especes secondaires d'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Agrinier, H

1959-02-01

Microanalytical techniques are described which allow rapid determinations of secondary species associated with uranium. They consist in exposing the constituent elements of the ores by means of characteristic microchemical reactions. Because of their rapidity and the small amount of apparatus needed, these techniques can be used either in the field or in the laboratory. (author) [French] Les techniques de microanalyse decrites dans cet ouvrage permettent la determination rapide des especes secondaires d'uranium. Elles consistent a mettre en evidence les elements constitutifs des mineraux par des reactions microchimiques caracteristiques. En raison de leur rapidite et du peu de materiel qu'elles necessitent, ces techniques peuvent etre utilisees aussi bien sur le terrain qu'au laboratoire. (auteur)

Fuel material neutron crystallography texture and structure determinations (1960); Etudes sur l'evolution des structures cristallines de l'uranium par neutrocristallographie (1960)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

}, la transformation {beta} {yields} {alpha} peut etre suivie en fonction du temps et a des temperatures telles que les taux de comptages ainsi que leurs frequences soient suffisants. A titre d'exemple, dans la presente communication, les resultats obtenus sur des echantillons d'uranium pur file a 600 deg. C avec un rapport de plage egal a 10,4 et sur des echantillons ayant subi ensuite 4 recuits a 700 deg. C interrompus par 4 trempes a l'eau, sont exprimes, ainsi que l'equation regissant la cinetique de transformation allotropique {beta} {yields} {alpha} a la temperature de 333 deg. K d'un alliage massif d'U contenant 1000 parties par million de Cr. (auteur)

Elimination of eight interfering radioisotopes in the determination of uranium by activation analysis with epithermic neutrons

International Nuclear Information System (INIS)

Requejo, C.S.

1977-01-01

The total or parcial elimination interfering radioisotopes in activation analysis of uranium by epithermic neutrons, has been made. It was possible to determine uranium, after chemical separation, from samples of organic and mineral matrixes, which had mercury, selenium, bromine, antimony, gold, barium, molybden and tungsten. Mineral samples were analysed giving results between 0.2 to 5.0 ppm of uranium. The same mineral were ground in agate mortar and in tungsten carbide mill. In the first sample is has been found 0.2277 +- -+ 0.0474 ppm U. The second which had tungsten, at level of 150 ppm, after radiochemical separation, it has been found 0.2465+- -+0.0326 ppm U. These results are considered statistically the same [pt

Contribution to the study of point defects in uranium {alpha}; Contribution a l'etude des defauts ponctuels dans l'uranium {alpha}

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-07-01

Uranium quenched from temperatures as low as 100 K shows an important increase in resistivity which disappears after annealing between 4.2 K and 41 K. This phenomenon is explained by a cold-work of the metal due to the rapid traversing of the temperature region where the lattice parameters exhibit an important and anisotropic increase. The annealing occurs in two stages (4.2 K - 26 K - 41 K). Purity of samples has an influence on the phenomenon. Model proposed is confirmed by the comparison with some experiments of annealing of defects created by irradiation of uranium at very low temperatures. Vacancies have been quenched in the metal from temperatures around 650 C (limit of the {alpha} phase). The formation energy so found is E{sub F} = 0. 5 {+-} 0.15 eV. The annealing out of the induced resistivity happens in two stages (300-390; 420-560 C). (authors) [French] La trempe de l'uranium dans l'helium liquide depuis des temperatures aussi basses que 100 K entraine une augmentation de resistivite qui disparait par recuit entre 4.2 K et 41 K. Ce phenomene est interprete comme un ecrouissage du metal provoque par la traversee rapide d'une region ou les parametres cristallins varient beaucoup et de facon anisotrope. Le recuit se fait en deux stades (4.2 K - 26 K - 41 K). La purete des echantillons a une influence sur le phenomene. Le modele propose a ete verifie par comparaison avec des experiences de recuit de defauts crees par irradiation de l'uranium a tres basse temperature. Des lacunes ont ete retenues a l'etat metastable par trempe du metal depuis des temperatures voisines de 650 C (limite de la phase {alpha}). L'energie de formation trouvee est E{sub F} = 0.5 {+-} 0.15 eV. La guerison se fait en deux stades (300-390 C; 420-560 C). (auteurs)

Influence of the anisotropy of expansion coefficients on the elastic properties of uranium of zirconium and of zinc; Influence de l'anisotropie des coefficients de dilatation sur les proprietes elastiques de l'uranium du zirconium et du zinc

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Calais, Daniel; Saada, Georges; Simenel, Nicole [Commissariat a l' energie atomique et aux energies alternatives - CEA (France)

1959-07-01

The anisotropy of the expansion coefficients of uranium, zirconium and zinc provoke internal tensions in the course of cooling these metals. These tensions are eliminated in the case of zinc by restoration to room temperature, but persist in uranium and zirconium and are responsible for the absence of an elastic limit in these two metals. Reprint of a paper published in Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 249, p. 1225-1227, sitting of 5 October 1959 [French] L'anisotropie des coefficients de dilatation de l'uranium, du zirconium et du zinc provoque au cours du refroidissement de ces metaux des tensions internes. Eliminees par restauration a la temperature ambiante dans le cas du zinc, ces tensions persistent pour l'uranium et le zirconium et sont responsable de l'absence de limite elastique dans ces deux metaux. Reproduction d'un article publie dans les Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 249, p. 1225-1227, seance du 5 octobre 1959.

L'uranium et les armes a l'uranium appauvri

CERN Document Server

Roussel, P

2001-01-01

Selon la presse, dans la guerre des Balkans et bien plus massivement dans la guerre du Golfe, des obus anti- chars ont ete utilises, avec des "charges d'uranium appauvri". La presse a decrit deux types de ces "obus- crayons", l'un de diametre 30 mm et 300 mm de long, avec une charge de 300 g d'uranium et tire par des avions, l'autre de 120 mm de diametre avec une charge de 1 a 5 Kg d'uranium, tire par des chars et donc peu ou pas utilise au Kosovo. Les commentaires ont ete varies. On a parle d'armes atomiques, on a dit que c'etait completement inoffensif ou au contraire tres dangereux. Les elements d'information qui suivent tentent d'eclairer le probleme, car on va montrer que probleme il y a, avec des donnees incontournables. Mais faute d'une enquete approfondie et faute d'informations precises, on conclura aussi avec des questions. Il a semble utile egalement de decrire quelques-unes des realites de la radioactivite et de parler du role particulier de l'uranium 238 pour notre planete.

Determination by neutron activation of the uranium-235 concentration in uranium oxides; Determination par activation neutronique de la concentration d'uranium-235 dans des oxydes d'urane

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

May, S; Leveque, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1959-07-01

Classical methods of measuring isotopic abundance have the disadvantage of being long and of requiring chemical separation. A non-destructive method of measuring the uranium-235 content is described. It is based on an overall measurement of the short lived fission product activity formed during a 15 s neutron irradiation. The precision is of the order {+-} 1.5 per cent for 20 per cent enriched samples. The error due to the contribution from fast fission is discussed in detail. (author) [French] Les methodes classiques de mesure de l'abondance isotopique presentent le gros inconvenient d'etre longues et de necessiter des separations chimiques. Nous exposons une methode non destructive de mesure de la concentration d'uranium-235. Elle est basee sur la mesure globale de l'activite des produits de fission de courte periode formes par une irradiation neutronique de 15 s de l'echantillon. La precision est de l'ordre de {+-} 1,5 pour cent pour des echantillons enrichis jusqu'a 20 pour cent. L'erreur a la contribution de la fission rapide est discutee en detail. (auteur)

Geology of uranium vein-deposits in France; Geologie des gites uraniferes et filoniens en France

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Sarcia, J A; Carrat, J; Poughon, A; Sanselme, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

This paper gives an outline of the characteristics of the main uranium vein deposits in France; it underlines the structural, petrographic and metallogenic similarities of these deposits. (author) [French] La note presente est un expose des caracteres generaux des principaux gites uraniferes filoniens de France; elle insiste sur les similitudes structurales, petrographiques et metallogeniques de ces gisements. (auteur)

Qualitative microanalysis of rare earths (ceric and yttric), of thorium and uranium in minerals; Microanalyse qualitative des terres rares (ceriques et yttriques), du thorium et de l'uranium dans les mineraux

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1955-07-01

We propose in this study to give a general method of attack of the niobio-titanates, niobio-tantalates, oxides, phosphates or silicates containing rare earths (ceric or yttric), uranium or thorium, and to put in evidence these different elements by microchemical reactions giving crystallization or the characteristic colorations. (M.B.) [French] Nous nous proposons dans cette etude de donner une methode generale d'attaque des niobotitanates, niobotantalates, oxydes, phosphates ou silicates contenant des terres rares (ceriques ou yttriques), de l'uranium ou du thorium, et de mettre en evidence ces differents elements au moyen de reactiors microchimiques donnant des cristallisations ou des colorations caracteristiques. (MB)

Treatment of uranium ores by natural leaching in Portugal; Traitement par lixiviation naturelle des minerais uraniferes portugais

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Lacerda, J de [Junta de Energia Nuclear, Lisbonne (Portugal)

1967-06-15

The technique described for treating uranium ores by natural leaching has been developed as a result of research carried out in Portugal with a view to determining and eliminating the causes of uranium migration in ores stored in the open. With the natural leaching method, which has been successfully applied to primary uranium ores, the ore is piled up on a waterproof surface and sprayed intermittently with mine water. Pyrite and ferrous sulphate are used as solid reagents and are mixed with the ore in amounts averaging 0.4% and 0.2% respectively. Over 70 000 tons of ore with a U{sub 3}O{sub 8} content of between 0.076 and 0.150% have been treated at five natural leaching plants. The average recovery in these operations was between 57.7 and 85.9%. The average cost was US $3.31/lb U{sub 3}O{sub 8}. (author) [French] Le traitement des minerais uraniferes par lixiviation naturelle est le fruit des recherches effectuees au Portugal dans le but de determiner et d'eliminer les causes de la migration de l'uranium contenu dans les minerais emmagasines a ciel ouvert. La methode de lixiviation naturelle, appliquee avec succes aux mineraux primaires d'uranium, consiste essentiellement en l'arrosage intermittent, avec l'eau des mines, du minerai entasse sur des aires impermeabilisees. On utilise comme reactifs solides la pyrite et le sulfate ferreux melanges avec le minerai a raison de 0,4% et 0,2% respectivement en moyenne. Plus de 70 000 t de minerai, dont les teneurs en U{sub 3}O{sub 8} etaient comprises entre 0,076% et 0,150%, ont ete traitees dans cinq installations de lixiviation naturelle ou on a obtenu des recuperations moyennes oscillant entre 57,7% et 85,9%, pour le prix de revient moyen de 3,31 dollars par livre de U{sub 3}O{sub 8}. (author)

Method of research and study of uranium deposits; Methode de recherches et d'etude des gites uraniferes

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1955-07-01

In a first part, the author gives a fast retrospective of the evaluations of the uranium deposits in the French Union. The author established a method of prospecting and studying, modifiable at all times following the experiences and the results, permitting to make the general inventory of uranium resources on the territory. The method is based on: 1 - the determination of geological guides in order to mark the most promising deposits, 2 - the definition of a methodology adapted to every steps of the research, 3 - the choice of the material adapted for each of the steps. This method, originally established for the prospecting in crystalline massifs, is adaptable to the prospecting of the sedimentary formations. (M.B.) [French] Dans une premiere partie, l'auteur donne une retrospective rapide des estimations des gites uraniferes dans l'Union Francaise. L'auteur a etabli une methode de prospection et d'etude, modifiable a tout instant suivant les experiences et les resultats, permettant de faire l'inventaire general des ressources en uranium du territoire. La methode est base sur: 1 - la determination de guides geologiques afin de reperer les gisements les plus prometteurs, 2 - la definition d'une methodologie adaptee a chaque stade de la recherche, 3 - le choix du materiel adapte pour chacun des stades. Cette methode, a l'origine etablie pour la prospection en massifs cristallins, est adaptable a la prospection des formations sedimentaires. (M.B.)

Le laser comme moyen de dégagement de produits de corrosion sur un objet archéologique : le cas de la dorure sur alliage cuivreux.

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Valentine Brodard

2012-06-01

Full Text Available Le dégagement des produits de corrosion présents sur les objets archéologiques en alliage cuivreux dorés comporte d’importants risques d’altération. Lors d’un dégagement mécanique se pose le problème de la rayure de la surface dorée. Lors d’un traitement chimique, une accélération des processus de corrosion des alliages en présence risque de se produire.Dans ce travail, nous avons testé l’utilisation du laser comme méthode alternative de dégagement des produits de corrosion sur ce type d’objets. Trois lasers Nd:YAG ont été utilisés lors de cette étude : un laser Short free running, un laser long Q-switch et un laser Q-switch. Les tests ont été effectués sur des coupons en cuivre dorés fabriqués d’après deux masques précolombiens. Nos résultats montrent que ces lasers ne permettent pas un dégagement des produits de corrosion sans altérer la surface dorée. Par contre, il existe la possibilité de tester des lasers offrant une vitesse d’impulsion plus rapide comme le laser femtoseconde.The removal of corrosion products from archaeological gilded copper alloys lead to high risks of damage. A mechanical cleaning may induce abrasions of the gilding when a chemical cleaning might increase the corrosion processes.In this thesis, we have tested the use of laser as an alternative for the removal of corrosion products on gilded copper alloy. Three lasers Nd:YAG  were used during our tests : a laser Short free running, a laser Long Q-switch and a laser Q-switch. The tests have been done on gilded copper samples prepared after two pre-Columbian masks. The results prove that lasers don’t permit the removal of corrosion products without damage on the gilded surface. However a laser with a faster pulse like a femtosecond laser may allow the cleaning of gilded copper without any damage

Formation of neogenic ores on the dump-heaps of old uranium mines and on the mine-head of mines under exploitation; Formation de mineraux neogenes sur les haldes d'anciennes mines d'uranium et sur le carreau des mines en exploitation

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

The aim of this preliminary study is to assess straight away the major degradations suffered by primary and secondary uranium ores under the weathering action of air and water. The uranium ores concerned in this case are those stored in the open air. The pyritic ores are the most vulnerable: the interactions between the pyrite, or rather its oxidation products, and the uraniferous compounds are liable to lead to the formation of neogenic ores, which are of considerable importance in the natural lixiviation of uranium ore stocks. (author) [French] Cette etude preliminaire a pour but de fixer des a present les degradations majeures que subissent les mineraux d'uranium primaires et secondaires, sous l'action de l'air et des eaux meteoriques. Il s'agit en l'occurence des mineraux d'uranium constituant les minerais entreposes a l'air libre. Les minerais pyriteux sont les plus vulnerables: les interactions entre la pyrite ou plutot de ses produits d'oxydation avec les composes uraniferes sont susceptibles de former des mineraux neogenes dont l'importance est considerable dans la lixiviation naturelle des stocks de minerais d'uranium. (auteur)

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

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

Main results obtained in France in the development of the gaseous diffusion process for uranium isotope separation; Principaux resultats obtenus en France dans les etudes sur la separation des isotopes de l'uranium par diffusion gazeuse

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Frejacques, C; Bilous, O; Dixmier, J; Massignon, D; Plurien, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

The main problems which occur in the study of uranium isotope separation by the gaseous diffusion process, concern the development of the porous barrier, the corrosive nature of uranium hexafluoride and also the chemical engineering problems related to process design and the choice of best plant and stage characteristics. Porous barriers may be obtained by chemical attack of non porous media or by agglomeration of very fine powders. Examples of these two types of barriers are given. A whole set of measurement techniques were developed for barrier structure studies, to provide control and guidance of barrier production methods. Uranium hexafluoride reactivity and corrosive properties are the source of many difficult technological problems. A high degree of plant leak tightness must be achieved. This necessity creates a special problem in compressor bearing design. Barrier lifetime is affected by the corrosive properties of the gas, which may lead to a change of barrier structure with time. Barrier hexafluoride permeability measurements have helped to make a systematic study of this point. Finally an example of a plant flowsheet, showing stage types and arrangements and based on a minimisation of enriched product costs is also given as an illustration of some of the chemical engineering problems present. (author) [French] Les principaux problemes qui se sont poses dans l'etude de la separation des isotopes de l'uranium par diffusion gazeuse, sont ceux relatifs a l'obtention de barrieres poreuses, ceux lies a l'utilisation de l'hexafluorure d'uranium, enfin les problemes de genie chimique relatifs au procede et a l'agencement optimum des etages et des cascades entre elles. On peut obtenir des barrieres poreuses soit par attaque de membranes pleines, soit par agglomeration de poudres de petites dimensions. Des exemples de ces deux types de barrieres seront donnes. L'etude des proprietes de texture des barrieres obtenues, necessaire pour orienter les recherches de

Preconcentration of uranium ores by radio-metric sorting; Preconcentration des minerais d'uranium par triage radiometrique

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Avril, R; Grenier, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The uranium ore chemical treatment plant at Bessines-sur-Gartempe is supplied entirely by the La Crouzille Mining Division of the French Atomic Energy Commission mainly from mining districts of Fanay, Margnac and Le BRUGEAUD in the Limousin province and also, for the remainder, by a certain amount of private production in the 'Massif Central'. The supply mixture, which is very heterogeneous, is enriched before being treated chemically. The pre-concentration operation is carried out in the divisions ore treatment work-shop. It consists in a stone removal operation using radiometric sorting along a continuous belt; this makes it possible to eliminate 50 pour cent of the only fraction which is thus treated - that from 50 to 120 mm; it represents 15 to 20 per cent of the total tonnage supplied to the plant. (authors) [French] L'usine chimique de traitement des minerais d'uranium de Bessines-sur-Gartempe est entierement alimentee par la Division Miniere de La Crouzille, du Commissariat a l'Energie Atomique, principalement a partir des ensembles miniers limousins de Fanay, Margnac et du Brugenud et, pour le complement, par une certaine production privee en provenance du Massif Central. Le melange d'alimentation, tres heterogene, est enrichi avant d'etre livre a la chimie. L'operation de preconcentration est realisee dans l'atelier de preparation des minerais de la division. Il s'agit d'un epierrage par triage radiometrique sur bande, en continu, qui permet d'eliminer 50 pour cent de la seule fraction granulometrique qui le subit - le 50-120 mm - soit encore 15 a 20 pour cent du tonnage global d'alimentation livre a l'usine. (auteurs)

Burn up physics; Physique des combustibles irradies

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

1964-07-01

. Une deuxieme serie d'experiences, plus recente, porte sur l'etude de reseaux utilisant des combustibles reconstitues (alliages Uranium - Plutonium), compares a de l'Uranium legerement appauvri ou enrichi. On decrit les experiences prevues (eau lourde, graphite a froid puis jusqu'a 500 C) et on expose les resultats deja obtenus. Ces experiences, necessitant pres d'une tonne de combustible de chaque espece, ne peuvent se preter a des etudes systematiques. C'est pourquoi on a poursuivi depuis quelques annees la mise au point d'une methode de mesure differentielle par oscillation, ne necessitant que des echantillons de l'ordre de quelques kilogrammes. On discute les relations entre ces mesures et les etudes de reseaux et on montre comment est effectuee l'etude systematique de compositions de combustible variees. La methode a pu etre appliquee avec succes a l'etude systematique de combustibles irradies (soumis par ailleurs aux analyses citees dans la premiere partie) donnant ainsi la possibilite de mesurer in situ l'absorption des produits de fission. (auteur)

Pilot scale electron bombardment furnace for continuous casting; application to the trial preparation of 20 kg of uranium monocarbide rods; Appareil pilote de fusion par bombardement d'electrons et coulee continue - application a un essai de fabrication portant sur 20 kg de barreaux de monocarbure d'uranium

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

1964-07-01

The authors describe a pilot scale electron beam furnace designed for continuous melting and casting of uranium-carbon alloys. This equipment allows the melting and casting processes to be completely automatically controlled, the cooling being carried out under vacuum and the discharge being effected without breaking the vacuum. In a pre-production run of 20 kg of slugs, the composition of practically all the pieces was controlled within {+-} 0,1 per cent C. The output of the furnace was 2,2 kg/hour. (authors) [French] Les auteurs decrivent un appareil pilote de fusion par bombardement d'electrons et coulee continue. Cet appareil, muni d'un systeme de coulee automatique, permet la fusion et la coulee d'alliages uranium-carbone, leur refroidissement sous vide et leur defournement, toutes ces operations se deroulant d'une maniere continue. Ils montrent qu'au cours d'une campagne preliminaire de fusion et coulee de 20 kg de barreaux, la teneur en carbone de la quasi-totalite des barreaux obtenus est controlee a 0,1 pour cent pres. La production horaire de l'appareillage est de 2,2 kg. (auteurs)

Contribution to the methods for estimating uranium deposits (1963); Contribution aux methodes d'estimation des gisements d'uranium (1963)

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

1964-02-15

index is intended to help find in this publication the definitions, formulae or theories that most interest the reader. (author) [French] Apres avoir rappele ce qu'est un gisement, de valeur economique, sur la base du marginalisme, l'auteur distingue plusieurs categories de reserves suivant le degre de connaissance du gite et suivant le poste d'exploitation ou est considere le minerai. Il rejette les anciennes categories 'a vue', 'probable' et 'possible' pour les remplacer par des categories mieux adaptees. Les reserves sensu stricto sont celles pour lesquelles on est en mesure de calculer l'erreur aleatoire d'estimation. Une notion est introduite a ce sujet, c'est le contraste naturel des teneurs dans un gite (coefficient de dispersion absolu {alpha}). L'auteur distingue 3 formes de reconnaissance des gites, la mauvaise, la bonne et l'ideale. La premiere est la reconnaissance anarchique trop souvent recontree la seconde est la reconnaissance logique fondee sur une implantation systematique des galeries, sondages, etc. La troisieme, difficile a atteindre, est celle qui minimise la depense des recherches pour une precision fixee a l'avance. Une partie de l'ouvrage traite des erreurs d'echantillonnage telles que celles resultant du quartage d'un lot (theorie de Pierre GY), ou celles issues de l'emploi de la radioactivite pour estimer les teneurs. Une autre partie traite des erreurs d'extension (assimilation du gite a ses echantillons) et donne les formules essentielles pour calculer ces erreurs aleatoires (geostatistique de Matheron). A propos de l'estimateur lui-meme, on note la disharmonie entre l'echantillon et sa zone d'influence, et le moyen de remedier a cette discordance par le 'krigeage' est fourni dans l'ouvrage. La these donne de nombreux exemples des differents parametres numeriques qui caracterisent un gite d'uranium (coefficient de dispersion absolu) ou un minerai d'uranium (parametre de liberation), ainsi que plusieurs exemples de droite de correspondance de

Study of {gamma} radiation from uranium rods during deactivation; Etude du rayonnement {gamma} des barres d'uranium en court de desactivation

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

1957-07-01

The classical formulae giving the {gamma} activities of the fission products contained in a uranium rod after unloading from the pile are reviewed without being proved. The knowledge of these activities makes it possible, by means of the method proposed here, to determine the intensities of ionisation at a point outside the rod, and thus to establish {gamma} radiation diagrams. The different parameters introduced in the calculation are geometric (dimensions of the bars and coordinates of the point considered), energetic (power at which the bar has been irradiated) and temporal (duration of the irradiation and deactivation). A numerical example follows the demonstration of the general formulae, {gamma} flux measurements carried out in the deactivation well of P2 (Saclay pile) define the accuracy of the method. In conclusion, it is suggested that radiation diagrams be used in (planning the use of) industrial irradiators for radiochemical polymerisation or the preservation of food products. (author) [French] On rappelle sans demonstration les formules classiques donnant les activites {gamma} des produits de fission contenus dans une barre d'uranium apres defournement. La connaissance de ces activites permet par la methode proposee de passer aux intensites d'ionisation en un point exterieur a la barre et d'etablir ainsi des diagrammes de rayonnement {gamma}. Les differents parametres introduits dans le calcul sont d'ordre geometrique (dimensions des barres et coordonnees du point considere), d'ordre energetique (puissance a laquelle la barre a ete irradiee) et fonction du temps (duree d'irradiation et de desactivation). Un exemple numerique fait suite a la demonstration des formules generales. Des mesures de flux {gamma} effectuees au puits de desactivation de P2 (pile de Saclay) fixent le degre d'approximation de la methode. En conclusion, on suggere l'utilisation des diagrammes de rayonnement dans l'etablissement de projets d'irradiateurs industriels pour les

Developpement d'une methode calorimetrique de mesure des pertes ac pour des rubans supraconducteurs a haute temperature critique

Science.gov (United States)

Dolez, Patricia

Le travail de recherche effectue dans le cadre de ce projet de doctorat a permis la mise au point d'une methode de mesure des pertes ac destinee a l'etude des supraconducteurs a haute temperature critique. Pour le choix des principes de cette methode, nous nous sommes inspires de travaux anterieurs realises sur les supraconducteurs conventionnels, afin de proposer une alternative a la technique electrique, presentant lors du debut de cette these des problemes lies a la variation du resultat des mesures selon la position des contacts de tension sur la surface de l'echantillon, et de pouvoir mesurer les pertes ac dans des conditions simulant la realite des futures applications industrielles des rubans supraconducteurs: en particulier, cette methode utilise la technique calorimetrique, associee a une calibration simultanee et in situ. La validite de la methode a ete verifiee de maniere theorique et experimentale: d'une part, des mesures ont ete realisees sur des echantillons de Bi-2223 recouverts d'argent ou d'alliage d'argent-or et comparees avec les predictions theoriques donnees par Norris, nous indiquant la nature majoritairement hysteretique des pertes ac dans nos echantillons; d'autre part, une mesure electrique a ete realisee in situ dont les resultats correspondent parfaitement a ceux donnes par notre methode calorimetrique. Par ailleurs, nous avons compare la dependance en courant et en frequence des pertes ac d'un echantillon avant et apres qu'il ait ete endommage. Ces mesures semblent indiquer une relation entre la valeur du coefficient de la loi de puissance modelisant la dependance des pertes avec le courant, et les inhomogeneites longitudinales du courant critique induites par l'endommagement. De plus, la variation en frequence montre qu'au niveau des grosses fractures transverses creees par l'endommagement dans le coeur supraconducteur, le courant se partage localement de maniere a peu pres equivalente entre les quelques grains de matiere

Present day status of uranium and thorium survey in the French Union; Etat actuel des recherches d'uranium et de thorium dans l'Union Francaise

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Lenoble, A; Gangloff, A

1958-07-01

The aim of this paper is to underline the main facts concerning: 1) those deposits on which depends or will depend the production of uranium during the next 5 or 10 years; 2) the future of that production as it appears from a detailed study of areas or deposits; 3) the new observations made in the course of prospecting and which may be of practical importance on the scientific and eventually on the industrial level. A description is given of the present general aspect of uranium prospecting in France and its overseas territories. [French] Le but de cette communication est de degager les principaux faits concernant: 1) les gisements qui assurent ou assureront au cours des 5 ou 10 prochaines annees la production d'uranium; 2) les perspectives de production ouvertes par l'etude detaillee de districts ou de gisements; 3) les observations nouvelles faites en prospection, et qui peuvent avoir sur le plan scientifique et eventuellement industriel une importance reelle. Elle met en lumiere la physionomie generale actuelle des recherches d'uranium en France d'abord, dans les territoires d'outre-mer ensuite. (auteurs)

Contribution to the knowledge of the mechanism of the electrorefining of uranium in fused salt baths (1961); Contribution a la connaissance du mecanisme de l'electroraffinage de l'uranium en bains de sels fondus (1961)

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Boisde, G; Chauvin, G; Coriou, H; Hure, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1961-07-01

Very pure uranium can be obtained by electrorefining under the following conditions: electrolyte: UCl{sub 3} (ca. 30 per cent wt.) dissolved in LiCl-KCl eutectic, cathode: molybdenum, atmosphere: argon, temperature: 400-450 deg. C. The detailed mechanism of the refining process has been hitherto unknown. Electrode-potential studies undertaken to fill this gap have shown that: 1. UCl prepared according to Newton contains an impurity (perhaps UH{sub 3}) that interferes with the yield of the cathode deposit. We propose a treatment to eliminate this impurity. 2. The quasi-reversible character of the system U{sup +3}{r_reversible}U{sup 0} is the principal reason for the production of high purity uranium. The cathodic deposition and anodic dissolution seem to be primary reactions. 3. The presence of moisture in the molten bath has a very harmful influence on the overall electrorefining process: the uranium obtained contains many impurities; the cathode current efficiency falls from 80 to about 10 per cent; and the anode is substantially corroded, the apparent anode current efficiency rising from 90 to about 120 per cent. An interpretation of these effects is given, based on the experimental polarization curves. (authors) [French] De l'uranium a un tres haut degre de purete peut etre obtenu par electroraffinage clans les conditions suivantes: electrolyte = UCl{sub 3} (30 pour cent en poids env.) dissous dans l'eutectique LiCl-KCl, cathode = tige de molybdene, atmosphere = argon, temperature = 400 a 450 deg. C. Toutefois, on ne connaissait pas, jusqu'a present, le mecanisme intime du processus de raffinage. Des etudes de potentiels d'electrodes, entreprises pour tenter de combler cette lacune, nous ont permis de mettre en evidence differents points : 1. UCl{sub 3} prepare selon la methode de Newton contient une impurete (peut-etre UH{sub 3}) qui nuit au rendement du depot cathodique. Nous proposons un traitement d'elimination de cette impurete. 2. Le caractere de quasi

Capital and operating costs of irradiated natural uranium reprocessing plants; Couts d'investissement et d'exploitation des usines de retraitement de l'uranium naturel irradie

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Thiriet, L; Jouannaud, C; Couture, J; Duboz, J [Commissariat a l' Energie Atomique (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Oger, C [Saint Gobain Nucleaire (France)

1966-07-01

This paper presents first a method of analysing natural uranium reprocessing plants investment costs (method similar to LANG and BACH well known in the fuel oil industry) and their operating costs (analysed according to their economic type). This method helps establishing standard cost structures for these plants, allowing thus comparisons between existing or planned industrial facilities. It also helps evaluating the foreseeable consequences of technical progress. Some results obtained are given, concerning: the investment costs sensitivity to the various technical parameters defining the fuel and their comparison according to the country or the economic area taken into account. Finally, the influence of the plants size on their investment costs is shown. (author) [French] La communication expose d'abord une methode d'analyse des couts d'investissement des usines de retraitement de l'uranium naturel irradie (inspiree de celles de LANG et de BACH, bien connues dans l'industrie petroliere) et de leurs couts d'exploitation (selon leur nature economique). Cette methode permet d'etablir des structures types de couts de ces usines et de comparer les realisations industrielles et les projets. Elle facilite l'exploration des consequences previsibles du progres technique. On indique un certain nombre de resultats obtenus, concernant la sensibilite des couts d'investissement de ces usines aux differents parametres techniques definissant le combustible et leur confrontation selon les pays ou aires economiques envisages. On montre enfin comment doit pouvoir s'exprimer l'influence de la taille des usines sur leur cout d'investissement. (auteur)

Contribution to the study of defects created by {alpha} particles in uranium at 4.2 K; Contribution a l'etude des defauts crees par irradiation a l'aide de particules {alpha} dans l'uranium a 4.2 K

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

1969-07-01

A device is described for the irradiation, in liquid helium, of metallic strips with {alpha} particles produced by radioactive sources. It has thereby been possible to measure changes in resistivity of variously treated uranium samples (cold- worked, annealed, previously exposed to neutrons, etc. ) as a function of the irradiation flux. The annealings carried out after irradiation compare favorably to those effected after a quenching from 100 to 4 K (JOUSSET experiments). The results are discussed; it is concluded that a defect, very probably of the interstitial type, is mobile in uranium at temperatures below 5 K. (author) [French] On decrit un dispositif permettant d'irradier, dans l'helium liquide, des lames metalliques par des particules {alpha} issues de sources radioactives. On a ainsi mesure les variations de resistivite, en fonction du flux d'irradiation, d'uranium diversement traite (ecroui, recuit, prealablement irradie par des neutrons...). Les recuits apres irradiation se comparent bien aux recuits apres trempe de 100 a 4 K (experiences de JOUSSET). L'ensemble des resultats est discute et il conduit a la conclusion qu'un defaut, tres vraisemblablement interstitiel, est mobile dans l'uranium a des temperatures inferieures a 5 K. (auteur)

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

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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

Alloys of uranium and aluminium with low aluminium content; Alliages uranium-aluminium a faible teneur en aluminium

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

1955-07-01

Uranium, as obtained after spinning in phase {gamma}, presents an heterogeneous structure with large size grains. The anisotropic structure of the metal leads to an important buckling and surface distortion of the fuel slug which is incompatible with its tubular cladding for nuclear fuel uses. Different treatments have been made to obtain an isotropic structure presenting high thermal stability (laminating, hammering and spinning in phase {alpha}) without success. Alloys of uranium and aluminium with low aluminium content present important advantage in respect of non allied uranium. The introduction of aluminium in the form of intermetallic compound (UAl{sub 2}) gives a better resistance to thermal fatigue. Alloys obtained from raw casting present an improved buckling and surface distortion in respect of pure uranium. This improvement is obtained with uranium containing between 0,15 and 0,5 % of aluminium. An even more improvement in thermal stability is obtained by thermal treatments of these alloys. These new characteristics are explained by the fine dispersion of the UAl{sub 2} particles in uranium. The results after treatments obtained from an alloy slug containing 0,4 % of aluminium show no buckling or surface distortion and no elongation. (M.P.)

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

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

1957-11-15

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

Review of the analytical techniques used in the hydrogeochemical prospecting of uranium; Revue des techniques analytiques utilisees dans la prospection hydrogeochimique de l'uranium

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Grimbert, A; Berthollet, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Section de Geochimie de la Dir. des Recherches et Exploitations Minieres, Fontenay aux Roses (France)

1959-07-01

This report examines the methods recommended for the estimation of uranium in water. The advantages and disadvantages of these methods are studied with respect to the qualities necessary for the hydrogeochemical prospecting of uranium sensitivity of the order of 1/5 ppb with an accuracy of 15 to 20 per cent, high fidelity, rapidity, simplicity and low cost. (author) [French] Ce rapport examine les methodes preconisees pour le dosage de l'uranium dans les eaux; les avantages et les inconvenients de ces methodes sont etudies en fonction des qualites necessitees par la prospection hydrogeochimique de l'uranium: sensibilite de l'ordre de 1/5 de ppb avec une precision de 15 a 20 pour cent, grande fidelite, rapidite, simplicite, et bas prix de revient. (auteur)

Study of super-conductors in the aluminium-magnesium system; Etude des supraconducteurs du systeme aluminium-magnesium

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

1965-05-01

The author has designed and built an apparatus for the measurement of the magnetization of superconducting alloys by the classical method of extraction. Its originality is due to the employment of a cryostat having two helium baths. The lowest temperature reached by pumping on the innermost helium bath using a primary pump combined with a BOOSTER pump is 0.75 deg. K. Temperatures are determined with a aid of Hartshorn bridge. With this apparatus, it has been possible to study the influence of extended defects on the irreversible behaviour of the magnetization of aluminium-magnesium alloys. It has been shown that the effect of these defects is important chiefly in the superconductors alloys of the second kind. The introduction of the extended defects was controlled by electron microscopy and by the measure of the residual resistivities. Finally, the author has measured for these alloys the critical fields Hc, Hc1, Hc2, the transition temperatures Tc and the coefficients of electronic specific heat {gamma}. (author) [French] L'auteur a realise un appareillage lui permettant de mesurer l'aimantation d'alliages supraconducteurs par la methode classique d'extraction. L'originalite du montage reside en la construction d'un cryostat a double bain d'helium. La temperature la plus basse atteinte en pompant sur le bain d'helium interieur a l'aide d'une pompe BOOSTER est de 0.75 deg. K. Les temperatures sont determinees a l'aide d'un pont de Hartshorn. C'est avec cet appareillage que l'auteur a pu etudier l'influence des defauts etendus sur le comportement irreversible de l'aimantation d'alliages d'aluminium-magnesium. Il a montre que l'influence de ces defauts est essentiellement sensible dans les alliages supraconducteurs de la deuxieme espece. L'introduction des defauts etendus a ete controlee par microscopie electronique et par mesure de resistivite residuelle. Enfin, pour tous ces alliages ont ete mesures: les champs critiques Hc, Hc1, Hc2, les temperatures critiques Tc

Application of neutron activation analysis to the study of impurities in molybdenum, tungsten and nuclear graphite; Application de l'analyse par activation neutronique a l'etude des impuretes dans le molybdene, le tungstene et le graphite nucleaire

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-10-15

A neutron activation method is described for the analysis of a maximum number of foreign elements in molybdenum, tungsten and graphite. The various elements are isolated using a systematic separation programme; the elements are subsequently analysed qualitatively and quantitatively using {gamma}-spectrometry. By this method are dosed 27 elements in molybdenum and tungsten, and 20 elements in graphite to which can be added those elements which are already the object of routine analysis: V, Mn, Si, P, S, Cl and 14 rare earths. (author) [French] On decrit une methode d'analyse par activation neutronique permettant de doser un maximum d'elements etrangers dans le molybdene, le tungstene et le graphite. En suivant un schema de separation systematique, on isole les differents elements dont les analyses qualitatives et quantitatives sont ensuite effectuees par spectrometrie {gamma}. Par cette methode, on dose 27 elements dans le molybdene et le tungstene, 20 elements dans le graphite, auxquels on peut encore ajouter les elements doses couramment: V, Mn, Si, P, S, Cl et 14 Terres Rares. (auteur)

Study of the low temperature oxidation of uranium powders and its application to the sintering of uranium oxide powders; Etude de l'oxydation des poudres dtranium a basse temperature et son application au frittage de poudres d'uranium oxyde

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

1964-06-01

techniques utilisees sont la micrographie, la thermogravimetrie, le frittage sous charge, la radiocristallographie. A 170 deg. C, sous air ou dans des melanges argon + oxygene, l'oxyde d'uranium forme est toujours UO{sub 2} et il est uniformement reparti autour des billes d'uranium de depart. Ces poudres mixtes se frittent facilement sous charge en phase {gamma}. On obtient des echantillons dont la densite est de 85 a 90 pour cent de la densite theorique. L'influence de l'UO{sub 2} sur les proprietes de l'uranium a ete mise en evidence par dilatometrie et cyclage thermique en phase {alpha}. Les temperatures des changements de phase {alpha} {r_reversible} {beta}, {beta} {r_reversible} {gamma} sont abaissees, l'allongement remanent est diminue. Les echantillons de bonne densite ont une bonne tenue au cyclage thermique; les defauts caracteristiques de l'uranium: grande distorsion, peau d'orange, n'existent presque plus. Des traitements thermiques sous vide secondaire a 1050 deg. C provoquent la cristallisation de l'UO{sub 2} sous forme geometrique et l'apparition d'une phase, de systeme cristallin C.F.C., de formule U{sub W}C{sub X}O{sub Y}N{sub Z}. Cette phase provoque un nouvel abaissement des temperatures de transformation {alpha} {r_reversible} {beta}, {beta} {r_reversible} {gamma} de l'uranium. Apres dix cycles dilatometriques, l'allongement remanent de l'echantillon est de l'ordre de 0,5 pour cent. La tenue au cyclage thermique d'un echantillon de faible densite ayant ete traite thermiquement est comparable a celle d'un echantillon de bonne densite n'ayant pas subi de traitement thermique. (auteur)

Realization of an electromagnetic isotope separator. Application to the isotopes of the mass 93 from the molybdenum and the technetium; Realisation d'un separateur electromagnetique d'isotope. Application a l'etude des isotopes de masse 93 du molybdene et du technetium

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

1954-07-15

Analysis of focusing properties of a homogeneous magnetic field leads the author to use a magnetic sector of 60 deg, for the realization of an electromagnetic separator. The sources of realized ions provide ionic debits of 10 mA. The currents ionic detached isotopes to the collector vary from 1 to 5 mA. The separation efficiency is of 125 for a current collected of 1 mA. A survey of the neutralization of the space charge permitted to specify the role of the negative ions in this phenomenon. A method of neutralization of the space charge is proposed and gave excellent results. A report will be given of the separations of some elements: mercury, bromine, thorium, etc... The application of the separator to the study of the isomeric transfers in the molybdenum and the technetium permitted to assign definitely for {sup 93}Mo and {sup 93}Tc two radiances {gamma} of respective energies 260 and 390 keV. A new process of fast chemical separation Mo/Tc is described. (author) [French] L'analyse des proprietes de focalisation d'un champ magnetique homogene conduit l'auteur, pour la realisation d'un separateur electromagnetique, a employer un secteur magnetique de 60 deg. Les sources d'ions realisees fournissent des debits ioniques de 10 mA. Les courants ioniques d'isotopes separes au collecteur varient de 1 a 5 mA. Le pouvoir separateur est de 125 pour un courant collecte de 1 mA. Une etude de la neutralisation de la charge d'espace a permis de preciser le role des ions negatifs dans ce phenomene. Une methode de neutralisation de la charge d'espace est proposee et a donne d'excellents resultats. On donne le compte rendu des separations de quelques elements: mercure, brome, thorium, etc... L'application du separateur a l'etude des translations isomeriques dans le molybdene et le technetium a permis d'attribuer definitivement a {sup 93}Mo et a {sup 93}Tc deux rayonnements {gamma} d'energies respectives 260 et 390 keV. Un nouveau procede de separation chimique rapide Mo c est

Structures and properties of (U,Pu)O{sub 2} containing non-active fission products. A simulation of irradiated nuclear fuel; Structure et proprietes de (U, Pu)O{sub 2} contenant des produits de fission sous forme inactive. Une simulation de combustible nucleaire irradie

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

1969-07-01

We have made oxides with the same uranium and plutonium content, the same stoichiometry and the same fission product content as an oxide fuel (U{sub 0,8}PuO{sub 2})O{sub 1,96} after 2 per cent burn up. We have calculated the stoichiometry changes due to irradiation and checked the calculation by X rays parameters measurements. We have calculated and measured the contraction of the oxide lattice due to fission products in solid solution. Microprobe analysis of precipitates have been made and have lead to the identification of non metallic barium containing compounds and have shown the particular behaviour of molybdenum. Some physical properties have been measured especially the electrical resistivity, the thermal diffusivity and the vapour pressure of zirconium in solid solution. (author) [French] Nous avons fabrique des oxydes dont la composition en uranium et plutonium, la stoechiometrie et la teneur en produit de fission, sont identiques a celles d'un oxyde (U{sub 0,8}PuO{sub 2})O{sub 1,96} ayant subi 2 pour cent de combustion. Nous avons calcule les changements de stoechiometrie entraines par l'irradiation et controle ces calculs par des mesures de parametre. Nous avons calcule et mesure la contraction du reseau due aux produits de fissions solubles dans la matrice. Des analyses a la microsonde des precipites de produits de fission insolubles ont ete faites et ont conduit a l'identification de composes non metalliques contenant du baryum et a la mise en evidence du role particulier du molybdene. Certaines proprietes physiques ont ete mesurees sur ces composes, en particulier la resistivite electrique, la diffusivite thermique et la tension de vapeur du zirconium dissout dans la matrice. (auteur)

Contribution to the study of vacancies in silver and uranium (1962); Contribution a l'etude des lacunes dans l'argent et l'uranium (1962)

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

1961-12-15

In metals, high temperature vacancies can be retained by quenching. Results are given for the quenching of uranium (in liquid helium) and of silver (in liquid nitrogen). In this last case the energy of formation (1.06 eV) and the energy of mobility (0.86 eV) of the vacancies have been measured as well as the energy of mobility of the divacancies (0.58 eV). If the quenching is slow, it is shown that it is possible to trap the vacancies on the impurities of the metal. This leads to increases in the electrical resistivity observed by annealing after quenching, the vacancies being released before disappearing into sinks. The vacancy-impurity binding energy (the impurity being probably oxygen which is present in the silver used at a concentration of 20 ppm. atom.) can thus be estimated to be 0.4 eV. (author) [French] Dans un metal, les lacunes de haute temperature peuvent etre retenues par trempe. On presente des experiences de trempe d'uranium (dans l'helium liquide) et d'argent (dans l'azote liquide). Dans ce dernier cas, on mesure l'energie de formation (1,06 eV) et l'energie de mobilite (0,86 eV) des lacunes ainsi que l'energie de mobilite des bilacunes (0,58 eV). Si la trempe est lente, on montre que l'on peut pieger des lacunes sur les impuretes du metal. On interprete de cette facon des augmentations de resistivite electrique observees par recuit apres trempe, les lacunes se depiegeant avant de disparaitre dans des puits. L'energie de liaison lacune-impurete (l'impurete etant probablement l'oxygene dont l'argent utilise contient 20 ppm. atom.) peut alors etre evalue 0,4 eV. (auteur)

Absolute analysis of uranium isotopic concentrations with a gas ion source mass spectrometer; Analyses absolues des concentrations isotopiques de l'uranium par spectrometre de masse equipe d'une source a gaz

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Chaussy, L.; Boyer, R. [Commissariat a l' Energie Atomique, Pierrelatte (France)

1969-07-01

Mass spectrometer with electronic bombardment ions source for routine uranium isotopic analysis are used like relative measurements apparatus. We show that such mass spectrometers can be used for absolute measurements with a very high sensitivity and precision which are ten times better than theses of thermo-ionic ions source mass spectrometer. We examine the causes of systematic errors and we give experimental data. In particular natural uranium sample used as reference give: U{sub 5} = 0.7202 {+-} 0.0005 atoms per cent; U{sub 4} = 0.00552 {+-} 0.0003 atoms per cent. The use of this method is justified for standards control. (authors) [French] Les spectrometres de masse a source par bombardement electronique pour l'analyse de l'uranium sous forme d'hexafluorure, sont utilises en routine comme des appareils de mesure relative. On montre que l'on peut utiliser de tels appareils pour effectuer des mesures absolues avec une excellente sensibilite et reproductibilite, dix fois superieure a celle des spectrometres a source thermoionique. On examine en detail les causes d'erreurs systematiques et on donne des resultats experimentaux. En particulier, l'analyse d'un echantillon d'uranium naturel donne: U{sub 5} = 0.7202 {+-} 0.0005 atomes pour cent; U{sub 4} = 0.00552 {+-} 0.0003 atomes pour cent. La technique de mesure est utile pour le controle d'etalons isotopiques. (auteurs)

Study of the age of uranium-containing mineral deposits in the Limouzat, the bois-noir mountains (12963); Etude des ages des mineralisations uraniferes du gisement du Limouzat, Massif des bois-noirs (1963)

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

1963-07-01

The present work is concerned with 7 different samples taken at various levels in the Limouzat mine in the Bois-Noirs mountains. It has been possible to show that the uranium dates from 265 M.Y. and that a rearrangement occurred 65 M.Y. ago. A {gamma}-spectrometer study which was originally intended to show the existence of the lack of balance in the radon circulation, has made it possible to show that the {gamma} spectra recorded on various samples could be erroneous. We observed in effect that the presence of lead, iron, etc., had a strong influence on the {gamma} spectrum of the radium family, whereas all research workers have considered that concentrations in the uranium ore were negligible and had no significant effect on the study of the {gamma} spectra of the samples. It is obvious that an interesting study has to be undertaken on the screen effects of the different cations existing in the ores. We believe that it is possible to show the presence of certain elements directly by {gamma}-spectrometry. The ages measured with the mass spectrometer present two types of disagreement but these have been explained by considering that there occurred a first arrival of lead followed by a rearrangement and, at certain points, a second arrival at this date. Finally, the deposit studied undergoes a circulation of uranium and of radon. (author) [French] La presente etude a porte sur 7 prelevements differents effectues a divers niveaux de la mine du Limouzat, massif des Bois-Noirs. Elle a permis de mettre en evidence une premiere venue d'uranium il y a 265 M.A., suivie d'un remaniements il y a 65 M.A. Une etude au spectrometre {gamma} destinee, a l'origine, a prouver les desequilibres dus aux circulations de radon a permis de montrer que les spectres {gamma} enregistres sur divers echantillons pouvaient etre entaches d'erreurs. Nous nous sommes apercus en effet que la presence de plomb, de fer..., avait une forte influence sur le spectre {gamma} de la famille du radium

Contribution to the study of defects created by {alpha} particles in uranium at 4.2 K; Contribution a l'etude des defauts crees par irradiation a l'aide de particules {alpha} dans l'uranium a 4.2 K

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

1969-07-01

A device is described for the irradiation, in liquid helium, of metallic strips with {alpha} particles produced by radioactive sources. It has thereby been possible to measure changes in resistivity of variously treated uranium samples (cold- worked, annealed, previously exposed to neutrons, etc. ) as a function of the irradiation flux. The annealings carried out after irradiation compare favorably to those effected after a quenching from 100 to 4 K (JOUSSET experiments). The results are discussed; it is concluded that a defect, very probably of the interstitial type, is mobile in uranium at temperatures below 5 K. (author) [French] On decrit un dispositif permettant d'irradier, dans l'helium liquide, des lames metalliques par des particules {alpha} issues de sources radioactives. On a ainsi mesure les variations de resistivite, en fonction du flux d'irradiation, d'uranium diversement traite (ecroui, recuit, prealablement irradie par des neutrons...). Les recuits apres irradiation se comparent bien aux recuits apres trempe de 100 a 4 K (experiences de JOUSSET). L'ensemble des resultats est discute et il conduit a la conclusion qu'un defaut, tres vraisemblablement interstitiel, est mobile dans l'uranium a des temperatures inferieures a 5 K. (auteur)

Fixation and separation of the elements thorium and uranium using anion exchange resins in nitrate solution; Fixation et separation des elements thorium et uranium par les resines echangeuses d'anions en milieu nitrate

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

1967-10-01

The exchange of thorium and uranium between a strong base anion resin and a mixed water + ethanol solvent containing nitrate ions is studied. It is assumed that in the resin the thorium and uranium are fixed in the form of the complexes Th(NO{sub 3}){sub 6}{sup 2-} and UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 4}{sup 2-} in solution these elements are present in the form of complexes having the general formula: Th(NO{sub 3}){sub 6-n}{sup n-2} and UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 4-n}{sup n-2} It has been possible to deduce a law for the changes in the partition functions of thorium and uranium as a function of the concentrations of the various species in solution and of the complexing ion NO{sub 3}. From this has been deduced the optimum operational conditions for separating a mixture of these two elements. Finally, in these conditions, the influence of a few interfering ions has been studied: Ba, Bi, Ce, La, Mo, Pb, Zr. The method proposed can be used either as a preparation, or for the dosage of thorium by a quantitative separation. (author) [French] On etudie l'echange du thorium et de l'uranium entre une resine anion base forte et un solvant mixte eau + ethanol charge en ions nitrates. On a suppose que, dans la resine, le thorium et l'uranium sont fixes sous forme de complexes Th(NO{sub 3}){sub 6}{sup 2-} et UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 4}{sup 2-} en solution, ces elements sont engages dans des complexes de formule generale: Th(NO{sub 3}){sub 6-n}{sup n-2} and UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 4-n}{sup n-2} On a pu degager une loi de variation des coefficients de partage du thorium et de l'uranium en fonction des concentrations des diverses especes en solution et de l'anion complexant NO{sub 3}{sup -}. On en a deduit les conditions operatoires optimales necessaires pour separer les deux elements a partir de leurs melanges. Enfin, dans ces conditions, on a etudie l'influence de quelques elements genants: Ba, Bi, Ce, La, Mo, Pb, Zr. La methode preconisee peut etre

Etude par resistivite electrique du comportement d'un alliage amorphe Fe 40Ni 38Mo 4B 18 deforme par traction

Science.gov (United States)

Hoang, Long Phan; Sacovy, Paulette; Delaplace, Jean

1983-02-01

Des rubans d'alliages amorphes Metglas du type Fe 40Ni 38Mo 4B 18 à l'état brut de trempe ont été déformés par traction à la température ambiante et l'on a suivi les variations de la résistance électrique des échantillons au cours de la déformation. Il ressort de ces essais que la déformation plastique qui est de l'ordre de 0.5% avant rupture ne se produit pas de faĉon homogène dans l'échantillon. Les mesures électriques effectuées au cours de la déformation mettent en évidence dans le domaine élastique un effet d'élastorésistance, relativement important ( K ≠ 1); elles montrent que dans le domaine plastique la déformation permanente des échantillons s'accompagne d'une diminution de la résistivité électrique du matériau. Deux hypothèses sont discutées pour expliquer cet effet inattendu, l'un qui fait appel à l'existence de volumes libres, l'autre qui suppose une cristallisation localisée du matériau sous l'effet de la contrainte.

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

Solid state processing of massive uranium mononitride, using uranium and uranium higher nitride powders as starting materials (1962); Preparation a l'etat solide de mononitrure d'uranium massif a partir de poudres d'uranium et de nitrures superieurs d'uranium (1962)

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

1960-12-15

The mechanism and the optimum conditions for preparing uranium mononitride have been studied. The results have been used for hot pressing (250 kg/cm{sup 2}, 1000 deg. C, under vacuum) a mixture of powders of uranium and uranium higher nitrides. The products obtained have been identified by X-ray measurements and may be - at will and depending upon the stoichiometry - either UN, or a cermet a U{sub {alpha}}-UN. As revealed by the curved shape of grain boundaries, the sinters obtained here do not easily evolve towards physico-chemical equilibrium when submitted to heat treatment. This behaviour is quite different from the one observed with uranium monocarbide prepared by a similar method. This fact may be ascribed to the insolubility in the matrix UN of particles of UO{sub 2} being present as impurities. The density, hardness and thermal conductivity of these products are higher than those measured on uranium nitride or cermets U-UN obtained by other methods. (author) [French] Apres une etude prealable du mecanisme et des conditions optimales de nitruration de l'uranium, on a montre qu'il est possible de preparer par frittage sous charge (250 kg/cm{sup 2}, 1000 deg. C sous vide) d'un melange de poudres d'uranium et de nitrures superieurs d'uranium, un produit qui a ete identifie par diffraction de rayons X. On peut ainsi obtenir a volonte, soit le monocarbure UN, soit un cermet U{sub {alpha}}-UN dans le cas de compositions sous-stoechiometriques. Au contraire du monocarbure d'uranium prepare dans des conditions analogues, les produits obtenus ici, soumis a un traitement thermique, n'evoluent pas facilement vers un etat d'equilibre physico-chimique caracterise par l'existence de joints de grains rectilignes. On attribue ce phenomene a l'insolubilite de l'impurete UO{sub 2} dans UN. La densite, la durete, la conductibilite thermique de ces produits se revelent superieures a celles des nitrures d'uranium ou des cermets U-UN obtenus par les autres methodes. (auteur)

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

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

1957-11-15

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

Contribution to the methods for estimating uranium deposits (1963); Contribution aux methodes d'estimation des gisements d'uranium (1963)

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

1964-02-15

Having defined a deposit of economic value according to the marginal theory, the author discriminates several categories of ore reserves according to the degree of knowledge of the deposit and according to the mining stage where the ore is considered. He dismisses the conventional French classification of 'on sight', 'probable' and 'possible' ore categories and suggests more suitable ones. The 'sensu stricto', ore reserves are those for which the random error can be calculated. The notion of the natural contrast of grades in an ore deposit (absolute dispersion coefficient {alpha}) is introduced in relation to this topic. The author considers three types of mining exploration. The first is the random exploration so often met; the second is the logical exploration based on a systematic location of underground works, bore-holes, etc. The third, and hardest to achieve, is the one which minimizes exploration costs for a given level of accuracy. Part of the publication deals with sampling errors such as those resulting from the quartering of a heap of ore (theory of Pierre GY) or those resulting from the use of radiometric measurement of grade. Another part deals with the extension error (entailed by the assimilation of samples to the deposit they are issued from) and gives the essential formulae in order to appraise the random error (Geo-statistics of Matheron). As to the estimator itself the work shows how the disharmony between the ore sample and the associated influence zone can be solved by the way of 'kriging'. The thesis gives numerous examples of the various numerical parameters, characteristics of an uranium deposit (absolute dispersion coefficient) or of an uranium ore (liberation parameter) as well as a few examples of linear correlations between gamma radioactivity and uranium grade. Three complete examples of reserve evaluation are given. The end of the thesis deals with the notion of ruin risk which has to

Uranium in Niger; L'uranium au Niger

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Gabelmann, E

1978-03-15

This document presents government policy in the enhancement of uranium resources, existing mining companies and their productions, exploitation projects and economical outcome related to the uranium mining and auxiliary activities. [French] Le document presente la politique de l'Etat dans le cadre de la mise en valeur des ressources d'uranium, les societes minieres existantes et leurs productions, les projets d'exploitation d'uranium et les retombees economiques liees aux activites uraniferes et connexes.

Recent progress in fission product separation; Progres recents de la separation des produits de fission

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

1964-07-01

saturated with magnesium in order to avoid as far as possible the extraction of strontium, extraction of strontium at pH 4. (author) [French] La methode decrite a Geneve en 1958 a ete experimentee avec succes. Des ameliorations importantes ont ete apportees a ce procede: 1 - Initialement, la precipitation phosphotungstique du cesium etait suivie d'une reprise a la baryte en centrifugeuse et d'une distillation de l'ammoniac dans un concentrateur. Ensuite, l'hydroxyde de baryum etait elimine par precipitation carbonique et centrifugation. 1 - Il a ete prouve que la distillation de l'ammoniac pouvait etre remplacee par une evaporation au cours de la centrifugation, ce qui supprime le concentrateur. Il a ensuite ete possible d'effectuer la carbonatation sur le melange solide-liquide provenant de l'attaque a la baryte. 2 - Pour appliquer le precedent procede au traitement des solutions provenant des combustibles uranium-molybdene, nous avons recommande une concentration qui maintient en solution le molybdene par complexation par l'acide phosphorique. Cette complexation fournit une suspension de phosphate de zirconium et de phosphotungstate d'ammonium. Ils sont separes en repassant en milieu basique qui fait precipiter la zircone, puis en revenant en milieu acide, la suite du traitement restant le meme. 3 - Les etudes sur les proprietes d'echange des sels d'hetero-polyacides poursuivies dans plusieurs pays ont toujours rencontre l'ecueil des mauvaises qualites mecaniques de ces produits. Cette difficulte a ete surmontee en emprisonnant le phosphotungstate d'ammonium dans une matrice en phosphate de zirconium. L'echangeur obtenu possede: - des proprietes mecaniques satisfaisantes - une capacite de 0,1 milliequivalent par gramme en milieu acide nitrique concentre. II est eluable et regenerable par une solution d'un sel d'ammonium. Le schema de recuperation de ces differents produits de fission est succinctement le suivant: - extraction des terres rares par l'acide di-2-ethyl hexyl

Typology and Geographic Geotectonic Distribution of Uranium Deposits Typologie et répartition géographique/géotectonique des gisements d'uranium

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Dahlkamp F. J.

2006-11-01

Full Text Available In the last ten years, twenty new uranium deposits have been discovered. They provide nearly 50% of the known and reasonably assured resources. The most important deposits known in the past by size and ore grade were those found in oligomictic quartz pebble conglomerates, sandstones and, to a lesser extent, hydrothermal veins. The types found more recently, which are greater in quantity than the former ones, are of the vein type (Canada, Australia as well as of the intrusive type (Rössing, Namibia and in calcretes (Yeelirrie, Australia and acid volcanic rocks (Mexico. Several classifications have been worked out in the past (E. W. Heinrich, 1958; M. Roubault, 1958; A. Mancher, 1962. More recently new data have enabled these classifications to be extended on a worldwide basis (Ruzicka, 1971; Ziegler, 1974; Dahlkamp, 1974, 1978 or on a regional basis (McMillon for Canada, 1978; Ingram for Australia, 1974. This classification attempt takes all available useful data into consideration to define different types of uranium deposits in as comprehensive and strict a manner as possible. Pendant les dix dernières années 20 nouveaux types de gisements d'uranium ont été découverts. Ils contribuent à assurer près de 50 % des ressources connues raisonnablement assurées. Dans le passé, les gisements les plus importants par la taille et la teneur en minerai étaient ceux des conglomérats à galets de quartz monogéniques, ceux des grès et, dans une plus faible mesure, ceux des filons hydrothermaux. Les nouveaux types connus, qui dépassent les premiers par la quantité, sont classés en gisements filoniens (Canada, Australie aussi bien qu'en intrusifs (Rössing, Namibie, en calcrêtes (Yeelirie, Australie et volcaniques acides (Mexique. Plusieurs classifications furent élaborées dans le passé (E. W. Heinrich, 1958 ; M. Roubault, 1958 ; A. Mancher, 1962. Plus récemment les données recueillies ont permis de les développer sur une base mondiale

Radioactive equilibrium of uranium-bearing ores in some problems of applied geology; Les equilibres radioactifs des menerais uraniferes dans quelques problemes de geologie appliquee

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Coulomb, R; Girard, Ph; Goldsztein, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The state of equilibrium between several nuclides in radioactive relationship is determined with accuracy by the fundamental equations of radioactivity. It can be measured physically and expressed in suitable and internationally adopted units; Equilibrium - disequilibrium of uranium-bearing ores is a fairly complex phenomenon but the problem can be much simplified by well-chosen approximations in various practical field cases. The results of radiometric and radiochemical measurements lead to the interpretation of geochemical anomalies and may be used in the qualitative and quantitative estimation of uranium bearing deposits. (authors) [French] L'etat d'equilibre entre plusieurs radioelements en filiation se definit avec precision par les equations fondamentales de la radioactivite et peut etre determine par des mesures physiques dans des systemes d'unites commodes et internationalement adoptes. Le probleme general equilibre-desequilibre des minerais uraniferes est relativement complexe, mais peut se simplifier largement par des approximations judicieuses dans de nombreux cas particuliers rencontres concretement sur le terrain. Les resultats des mesures radiometriques et radiochimiques permettent l'interpretation des anomalies geochimiques et peuvent servir a l'estimation qualitative et quantitative des gisements de minerais uraniferes. (auteurs)

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

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

1964-07-01

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

Influence of diffusion on extraction kinetics in porous bodies. The case of uranium oxides; Influence de la diffusion sur la cinetique d'extraction dans un corps poreux. Cas des oxydes de l'uranium

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

1966-12-01

The study of the leaching of heaped uranium ore can be considered theoretically as the problem of the diffusion of liquids in porous bodies and in particular as that of its influence on the chemical reaction rates of conventional uranium oxides. Below a certain value of the pore diameter, it is diffusion which is responsible for mass transfer. The porous structure can be characterized by various physical constants which modify the free diffusion equation and, as long as the pores have a diameter greater than a few microns, it can be shown that the pore walls have a negligible effect on the diffusion. The diffusion coefficients for the nitrate, the sulfate, the chloride, the acetate and the perchlorate of uranium have been determined. In the case of the reaction of uranium trioxide with acids in a porous body, the reaction kinetics are governed by the arrival of the reagent by diffusion. The attack of uranium dioxide by an acid ferric iron solution has been studied under the same conditions and it has been found that the diffusion modifies the influence of the ferrous and ferric iron concentrations on the reaction kinetics. The same is true for the oxide U{sub 3}O{sub 8}. All the results concerning these reactions studied in the absence of the influence of diffusion should be modified to take this factor into account when it intervenes in an extraction process. (authors) [French] L'etude de la lixiviation en tas d'un minerai d'uranium peut se ramener theoriquement au probleme de la diffusion des liquides dans les corps poreux et en particulier a celui de son influence sur les vitesses de reaction chimique des oxydes classiques de l'uranium. En dessous d'une certaine limite de diametre des pores la diffusion est responsable du transfert de masse. La structure poreuse peut se caracteriser par differentes constantes physiques qui modifient l'equation de la diffusion libre et tant que les pores ont un diametre superieur a quelques microns, on a montre que l

Realization of an electromagnetic isotope separator. Application to the isotopes of the mass 93 from the molybdenum and the technetium; Realisation d'un separateur electromagnetique d'isotope. Application a l'etude des isotopes de masse 93 du molybdene et du technetium

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

1954-07-15

Analysis of focusing properties of a homogeneous magnetic field leads the author to use a magnetic sector of 60 deg, for the realization of an electromagnetic separator. The sources of realized ions provide ionic debits of 10 mA. The currents ionic detached isotopes to the collector vary from 1 to 5 mA. The separation efficiency is of 125 for a current collected of 1 mA. A survey of the neutralization of the space charge permitted to specify the role of the negative ions in this phenomenon. A method of neutralization of the space charge is proposed and gave excellent results. A report will be given of the separations of some elements: mercury, bromine, thorium, etc... The application of the separator to the study of the isomeric transfers in the molybdenum and the technetium permitted to assign definitely for {sup 93}Mo and {sup 93}Tc two radiances {gamma} of respective energies 260 and 390 keV. A new process of fast chemical separation Mo/Tc is described. (author) [French] L'analyse des proprietes de focalisation d'un champ magnetique homogene conduit l'auteur, pour la realisation d'un separateur electromagnetique, a employer un secteur magnetique de 60 deg. Les sources d'ions realisees fournissent des debits ioniques de 10 mA. Les courants ioniques d'isotopes separes au collecteur varient de 1 a 5 mA. Le pouvoir separateur est de 125 pour un courant collecte de 1 mA. Une etude de la neutralisation de la charge d'espace a permis de preciser le role des ions negatifs dans ce phenomene. Une methode de neutralisation de la charge d'espace est proposee et a donne d'excellents resultats. On donne le compte rendu des separations de quelques elements: mercure, brome, thorium, etc... L'application du separateur a l'etude des translations isomeriques dans le molybdene et le technetium a permis d'attribuer definitivement a {sup 93}Mo et a {sup 93}Tc deux rayonnements {gamma} d'energies respectives 260 et 390

Preparation of uranium ingots from double fluorides; Elaboration de lingots d'uranium a partir de fluorures doubles

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Le Boulbin, E [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-05-15

A simple method has been developed for the preparation of uranium double fluorides and has given a new impetus to the study of the reduction of these compounds with a view to obtaining very pure uranium ingots. This reduction can be carried out using calcium or magnesium as the reducing agent, this latter metal being very interesting from the practical point of view. A comparative study of the heat balances of the reduction processes for the double fluorides and for uranium tetrafluoride has shown that reduction of the double fluorides is possible. The exact experimental conditions for these reductions have been determined. Our study has shown in particular that the reduction of the double salt UF{sub 4}, CaF{sub 2} by magnesium leads to the production of small (20 to 500 g) samples of high-purity uranium with a yield of 99 per cent. (author) [French] La mise au point d'une methode simple de preparation de fluorures doubles d'uranium a remis a l'ordre du jour la reduction de ces composes en vue d'obtenir des lingots d'uranium tres pur. Cette reduction peut etre conduite en utilisant du calcium ou du magnesium comme reducteur, ce dernier metal etant tres interessant du point de vue pratique. Une etude comparative des bilans thermiques des reductions des fluorures doubles et du tetrafluorure d'uranium a montre que la reduction des fluorures doubles etait possible. Les conditions experimentales precises de ces reductions ont ete determinees. Notre etude a montre, en particulier, que la reduction du sel double UF{sub 4}, F{sub 2}Ca par le magnesium permet d'obtenir sur des petites quantites de 20 a 500 g, de l'uranium de haute purete avec un rendement de 99 pour cent. (auteur)

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

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NONE

1964-07-01

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

The study by means of a photomultiplier of the scintillations produced by {alpha} particles striking a zinc sulphide screen; Etude, au photomultiplicateur, des scintillations produites par les particules {alpha} dans un ecran de sulfure de zinc. Application a la numeration precise des particules {alpha}

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

1955-06-15

parcours restant apres traversee d'une epaisseur connue d'air est egalement determinee. Les applications possibles de cette methode de numeration des particules {alpha} sont celles qui necessitent une bonne stabilite et un faible mouvement propre. Les resultats donnes portent sur l'etude de la contamination de l'air, la mesure des variations de la composition isotopique de l'uranium, le dosage du bismuth dans les alliages par irradiation dans un flux de neutrons thermiques et comptage des {alpha} emis par le polonium forme. (auteur)

Preparation of uranium-based oxide catalysts; Preparation de catalyseurs oxydes a base d'uranium

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

1965-07-01

We have studied the thermal decomposition of uranyl and uranium IV oxalates as a mean of producing uranium dioxide. We have isolated the main intermediate phases of the decompositions and have indexed the lines of their X-ray diffraction patterns. The oxides produced by the decomposition are ill-defined and unstable: they strongly absorb atmospheric oxygen with modification of the composition and, in certain cases, of the structure (pyrophoric oxide). With a view to obtaining stable oxides, we have prepared mixed uranium-thorium oxalates. In order to prepare an oxalate having a homogeneous composition, it is necessary to adopt a well-defined preparation method: the addition of solutions of thorium and uranium IV nitrates to a continually saturated oxalic acid solution. The mixed oxide obtained from the thermal decomposition of an oxalate U{sub x}Th{sub 1-x}(C{sub 2}O{sub 4}){sub 2}, 2 H{sub 2}O at 500 C for 24 hours in a current of oxygen leads to a cubic structure which is well-defined both in the bulk and superficially when x is less than 0.35. Above this atomic concentration of uranium, some uranium moves out of the lattice in the form of UO{sub 3} or U{sub 3}O{sub 8} according to the temperature. The mixed oxide is not stoichiometric,(U{sub x}Th{sub 1-x}O{sub 2+y}) and the average degree of oxidation of the uranium varies with the temperature and partial oxygen pressure. The oxides thus formed have a high surface area. By dissolving the mixed oxalates in a concentrated solution of ammonium oxalate, it is possible to deposit the catalyst on a support, but the differences in the solubilities of the thorium and uranium IV oxalates in the ammonium oxalate make it impossible to prepare double salts formed either of thorium and uranium and of ammonium. (author) [French] Nous avons etudie la decomposition thermique des oxalates d'uranyle et d'uranium IV en vue d'aboutir au dioxide d'uranium. Nous avons pu isoler les principales phases intermediaires des decompositions

Reaction of uranium and plutonium carbides with nitrogen; Reaction avec l'azote des carbures d'uranium et de plutonium

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Lorenzelli, R; Martin, A; Schickel, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1966-03-01

Uranium and plutonium carbides react with nitrogen during the grinding process preceding the final sintering. The reaction occurs even in argon atmospheres containing a few percent of residual nitrogen. The resulting contamination is responsible for the appearance of an equivalent quantity of higher carbide in the sintered products; nitrogen remains quantitatively in the monocarbide phase. UC can be transformed completely into nitride under a nitrogen pressure, at a temperature as low as 400 C. The reaction is more sluggish with PuC. The following reactions take places: UC + 0,8 N{sub 2} {yields}> UN{sub 1.60} + C and PuC + 0,5 N{sub 2} {yields} PuN + C. (authors) [French] Les carbures d'uranium et de plutonium reagissent avec l'azote au cours du broyage qui precede le frittage final. Cette reaction est sensible meme sous des atmospheres d'argon ne contenant que quelques pour cent d'azote. Cette contamination se traduit sur les produits frittes par l'apparition d'une quantite equivalente de carbure superieur, l'azote restant fixe quantitativement dans la phase monocarbure. On peut transformer entierement UC en nitrure par action de l'azote sous pression des 400 C. La reaction est plus difficile avec PuC. Les reactions sont les suivantes: UC + 0,8 N{sub 2} {yields} UN{sub 1.60} + C et PuC + 0,5 N{sub 2} {yields} PuN + C.

Applications of electrical resistivity measurements to research into the purification of uranium using floating molten zone by electronic bombardment; Applications des mesures de resistivite electrique a l'etude de la purification de l'uranium par fusion de zone flottante par bombardement electronique

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

1964-02-01

The purification of uranium has been achieved by zone melting. Because of the high affinity of uranium towards elements such as oxygen, contamination has been avoided by adopting the floating zone technique and by working under high vacuum. The difficulties created by the deformations of uranium rod, which are caused by anisotropy of dilatation of phases {alpha} and {beta} and allotropic transformations {alpha} {r_reversible} {beta} and {beta} {r_reversible} {alpha}, have been overcome by the use of electron bombardment stabilized by feedback. A rough control of the purification was obtained by micrographic examination, microhardness measurements, and tests of secondary recrystallization, allowed us to appreciate the new degree of purity of the uranium obtained. The investigation of the purity degree was pursued by electrical resistivity measurements at 20 deg. K. But one had to take care in the interpretation of those measurements of the anisotropy of the uranium resistivity and the influence of structure on residual resistivity. Those measurements have led us, by determination of single crystal and uranium resistivity, to be able to distinguish between the principal resistivity against axis [100] and [010]. (author) [French] La purification de l'uranium a ete realisee par l'application de la methode dite de la zone fondue. L'uranium etant particulierement reactif vis-a-vis d'elements tels que l'oxygene, les risques de contamination ont ete supprimes en adoptant la technique de la zone flottante et en operant sous vide eleve. Les difficultes creees par les deformations du barreau d'uranium, dues a l'anisotropie de dilatation des phases {alpha} et {beta} et ou passage des deux points de transformation allotropiques {alpha} {r_reversible} {beta} et {beta} {r_reversible} {alpha}, ont pu etre surmontees par l'emploi du chauffage par bombardement electronique, stabilise par un systeme tres simple de contre reaction. Un premier controle de la purification effectue par

Reactive transport modeling of uranium 238 and radium 226 in groundwater of the Königstein uranium mine, Germany

Science.gov (United States)

Nitzsche, O.; Merkel, B.

Knowledge of the transport behavior of radionuclides in groundwater is needed for both groundwater protection and remediation of abandoned uranium mines and milling sites. Dispersion, diffusion, mixing, recharge to the aquifer, and chemical interactions, as well as radioactive decay, should be taken into account to obtain reliable predictions on transport of primordial nuclides in groundwater. This paper demonstrates the need for carrying out rehabilitation strategies before closure of the Königstein in-situ leaching uranium mine near Dresden, Germany. Column experiments on drilling cores with uranium-enriched tap water provided data about the exchange behavior of uranium. Uranium breakthrough was observed after more than 20 pore volumes. This strong retardation is due to the exchange of positively charged uranium ions. The code TReAC is a 1-D, 2-D, and 3-D reactive transport code that was modified to take into account the radioactive decay of uranium and the most important daughter nuclides, and to include double-porosity flow. TReAC satisfactorily simulated the breakthrough curves of the column experiments and provided a first approximation of exchange parameters. Groundwater flow in the region of the Königstein mine was simulated using the FLOWPATH code. Reactive transport behavior was simulated with TReAC in one dimension along a 6000-m path line. Results show that uranium migration is relatively slow, but that due to decay of uranium, the concentration of radium along the flow path increases. Results are highly sensitive to the influence of double-porosity flow. Résumé La protection des eaux souterraines et la restauration des sites miniers et de prétraitement d'uranium abandonnés nécessitent de connaître le comportement des radionucléides au cours de leur transport dans les eaux souterraines. La dispersion, la diffusion, le mélange, la recharge de l'aquifère et les interactions chimiques, de même que la décroissance radioactive, doivent être

Magnetic study of solid uranium-fluorine complexes; Contribution a l'etude magnetique de composes fluores solides de l'uranium

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

1969-06-01

A study of the magnetic susceptibility of uranium V fluorine complexes and of the magnetic resonance of fluorine atoms in uranium VI fluorine complexes has made it possible to put forward a structural model for these compounds for which it is impossible, because of the lack of suitable single crystals for X-ray diffraction work, to deduce the exact position of the fluorine atoms. It is shown that it is difficult to interpret the paramagnetism of uranium fluorides, because the uranium ions are in low-symmetry sites. A theoretical study of the magnetism of the U{sup V} ion in complex fluorides of the type M{sub 3}UF{sub 8} (M = NH{sub 4}, Na, Rb, Cs) leads to an interpretation based on a trigonal deformation of the eight fluorine atom structure surrounding the uranium atom. By applying a Hamiltonian spin formalism and making a systematic use of group theory, it is possible to present the susceptibility calculations very concisely. Study of the resonance and of the relaxation of the fluorine atoms in powdered uranium VI complex fluorides suggests a structural model in the case of NaUF{sub 7}. It is shown that the shape of the magnetic resonance absorption lines is strongly affected by the presence of large anisotropic chemical shifts. In the model proposed here, six fluorine atoms are linked to the uranium, atom by strongly covalent bonds in a deformed UF{sub 6} octahedral structure; the seventh fluorine atom remains ionic. The occurrence of a rotational movement of the octahedron is confirmed by a study of the longitudinal relaxation of the fluorine atoms, the activation energy being 0.46 eV. (author) [French] L'etude de la susceptibilite magnetique de complexes fluores d'uranium V et la resonance magnetique des fluors dans des complexes fluores d'uranium VI permettent de proposer un modele structural pour ces composes, ou la diffraction des rayons X, en l'absence de monocristaux convenables, est incapable de preciser la position des atomes de fluor. Nous montrons

Results and interpretation of spectral indices measurements made with AQUILON; Resultats et interpretation de mesures d'indices de spectre dans aquilon

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Frichet, J P; Mougey, J N; Naudet, R; Taste, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1965-07-01

This report deals with a set of spectral indices measurements made in the heavy water reactor Aquilon on lattices constituted by massive fuel elements of dia. 29,2 mm. The fuel elements were made either of natural uranium or of slightly depleted or slightly enriched uranium, or of an uranium-plutonium alloy. The measurements were carried out for various lattice pitches (square pitch from 110 to 210 mm) and in certain cases for various temperatures (from 20 to 80 deg. C). The results are compared to calculated values obtained by using the latest advances of the thermalization theory developed at Saclay applied to the moderation by heavy water. (authors) [French] Ce rapport est consacre a un ensemble de mesures d'indices de spectre realisees dans la pile a eau lourde Aquilon sur des reseaux d'elements combustibles pleins, de 29,2 mm de diametre. Ces combustibles se composaient ou bien d'uranium naturel, ou bien d'uranium tres legerement appauvri ou enrichi, ou bien d'un alliage uranium plutonium. Les mesures ont ete effectuees pour toute une serie de pas de reseaux (pas carre 110 a 210 mm), certaines d'entre elles a plusieurs temperatures (20 a 80 deg. C). Les resultats des mesures sont compares a des valeurs calculees obtenues en utilisant les plus recents developpements de la theorie de la thermalisation mise au point a Saclay, appliques au cas de la moderation par l'eau lourde. (auteurs)

Determination of correction coefficients for quantitative analysis by mass spectrometry. Application to uranium impurities analysis; Recherche des coefficients de correction permettant l'analyse quantitative par spectrometrie de masse. Application a l'analyse d'impuretes dans l'uranium

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Billon, J P [Commissariat a l' Energie Atomique, Bruyeres-le-Chatel (France). Centre d' Etudes

1970-07-01

Some of basic principles in spark source mass spectrometry are recalled. It is shown how this method can lead to quantitative analysis when attention is paid to some theoretical aspects. A time constant relation being assumed between the analysed solid sample and the ionic beam it gives we determined experimental relative sensitivity factors for impurities in uranium matrix. Results being in fairly good agreement with: an unelaborate theory on ionization yield in spark-source use of theoretically obtained relative sensitivity factors in uranium matrix has been developed. (author) [French] Apres avoir rappele quelques principes fondamentaux regissant la spectrometrie de masse a etincelles, nous avons montre que moyennant un certain nombre de precautions, il etait possible d'utiliser cette methode en analyse quantitative. Ayant admis qu'il existait une relation constante dans le temps entre l'echantillon solide analyse et le faisceau ionique qui en est issu, nous avons d'abord entrepris de determiner des coefficients de correction experimentaux pour des matrices d'uranium. Les premiers resultats pratiques semblant en accord avec une theorie simple relative au rendement d'ionisation dans la source a etincelles, nous avons etudie la possibilite d'appliquer directement les coefficients theoriques ainsi definis, l'application etant toujours faite sur des matrices d'uranium. (auteur)

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

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

1966-02-15

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

Construction of an apparatus for nuclear orientation measurements at low temperatures. Application to neodymium-cobalt alloy; Realisation d'un appareil pour des mesures d'orientation nucleaire a basse temperature. Application a l'alliage neodyme-cobalt

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

1965-10-01

We describe experiments along which has been studied the anisotropy of {gamma} radiations emitted by oriented nuclei. We have used the great hyperfine fields acting on nuclei in ferromagnetic metals so as to produce alignment at low temperature. By irradiation we obtained a few cobalt 60 nuclei in our samples which were then cooled down to 0,01 K. The anisotropic rate of the 1,33 MeV {gamma} radiation was measured in function of the sample temperature, using as thermometer the anisotropy of {gamma} radiation emitted by cobalt 60 nuclei in a cobalt single crystal. Cobalt 60 was lined up in a cobalt nickel alloy (40% Ni). The hyperfine field at the cobalt was measured compared to the effective field in metallic cobalt: Heff(Co Ni)/Heff(Co metal) = 0.71 {+-} 0.12. These results are in good agreement with specific heat measurements made previously. Cobalt 60 has been polarised in a neodymium-cobalt alloy (NdCo{sub 5}). The field at the cobalt in NdCo{sub 5} has been measured compared to the field in metallic cobalt and taking the non-saturation into account we found 165000 oersteds < Heff(NdCo{sub 5}) < 220000 oersteds. (author) [French] Nous decrivons des experiences au cours desquelles nous avons etudie l'anisotropie de rayonnements {gamma} emis par des noyaux orientes. Nous avons utilise les grands champs hyperfins agissant sur las noyaux dans les metaux ferromagnetiques pour produire l'alignement a basse temperature. Par irradiation nous avons obtenu quelques noyaux de cobalt 60 dans nos echantillons qui furent ensuite refroidis a 0,01 K. Le degre d'anisotropie du rayonnement {gamma} de 1,33 MeV fut mesure en fonction de la temperature de l'echantillon en utilisant l'anisotropie du rayonnement {gamma} de noyaux de cobalt 60 dans un monocristal de cobalt metallique utilise comme thermometre. Le cobalt 60 a ete aligne dans un alliage de cobalt-nickel (40% Ni). Le champ hyperfin au niveau du cobalt a ete mesure par rapport au champ effectif dans le cobalt metallique

Contribution to uranium geochemistry in intrusive granites; Contribution a la geochimie de l'uranium dans les granites intrusifs

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

1959-01-15

This work aims to define the position of a certain number of French granitic deposits within the field of the geochemistry of granites in general, and of the geochemistry of uranium in particular. The regions concerned are: - 3 French Hercynian ranges, in the Vendee, in Brittany and in the Morvan, - 1 African range, probably precambrian, of the Hoggar. For each range, the petrochemical framework is first of all determined and then the degree of chemical homogeneity of the rocks is evaluated. In the petrochemical groups thus obtained the geochemical behaviour of the uranium is studied. From a point of view of the geochemistry of the granites under investigation, a comparison of the laws of distribution of the major elements in the 4 ranges shows up a convergence of average composition which was not anticipated by geological and petrographic considerations alone. The statistical and geochemical distribution laws of the total uranium as a function of the petrochemical variations are established. A study of the chemical forms of uranium in the rocks has drawn an attention to the qualitative and quantitative importance of the fraction of this uranium soluble in dilute acids. We have therefore reconsidered on the one hand, the laws of distribution of the insoluble uranium, which represents essentially the uranium fixed in crystalline structures (zircon, allanite...), and we have justified on the other hand the interest presented by the soluble uranium: this, although more complex in character, presents a geochemical unity in post magmatic phenomena which makes possible to find a genetic connection between the uraniferous deposits and the intrusive massifs. Finally we have given a plan of the geochemical cycle of uranium, in which we hope to have provided some more accurate data on the igneous phase. (author) [French] Le but du travail presente est de situer sur le plan de la geochimie des granites en general, sur le plan de la geochimie de l'uranium en particulier, un

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

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

1964-07-01

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

Magnetic study of solid uranium-fluorine complexes; Contribution a l'etude magnetique de composes fluores solides de l'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-06-01

A study of the magnetic susceptibility of uranium V fluorine complexes and of the magnetic resonance of fluorine atoms in uranium VI fluorine complexes has made it possible to put forward a structural model for these compounds for which it is impossible, because of the lack of suitable single crystals for X-ray diffraction work, to deduce the exact position of the fluorine atoms. It is shown that it is difficult to interpret the paramagnetism of uranium fluorides, because the uranium ions are in low-symmetry sites. A theoretical study of the magnetism of the U{sup V} ion in complex fluorides of the type M{sub 3}UF{sub 8} (M = NH{sub 4}, Na, Rb, Cs) leads to an interpretation based on a trigonal deformation of the eight fluorine atom structure surrounding the uranium atom. By applying a Hamiltonian spin formalism and making a systematic use of group theory, it is possible to present the susceptibility calculations very concisely. Study of the resonance and of the relaxation of the fluorine atoms in powdered uranium VI complex fluorides suggests a structural model in the case of NaUF{sub 7}. It is shown that the shape of the magnetic resonance absorption lines is strongly affected by the presence of large anisotropic chemical shifts. In the model proposed here, six fluorine atoms are linked to the uranium, atom by strongly covalent bonds in a deformed UF{sub 6} octahedral structure; the seventh fluorine atom remains ionic. The occurrence of a rotational movement of the octahedron is confirmed by a study of the longitudinal relaxation of the fluorine atoms, the activation energy being 0.46 eV. (author) [French] L'etude de la susceptibilite magnetique de complexes fluores d'uranium V et la resonance magnetique des fluors dans des complexes fluores d'uranium VI permettent de proposer un modele structural pour ces composes, ou la diffraction des rayons X, en l'absence de monocristaux convenables, est incapable de preciser la position des atomes de

Contribution to uranium geochemistry in intrusive granites; Contribution a la geochimie de l'uranium dans les granites intrusifs

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-01-15

This work aims to define the position of a certain number of French granitic deposits within the field of the geochemistry of granites in general, and of the geochemistry of uranium in particular. The regions concerned are: - 3 French Hercynian ranges, in the Vendee, in Brittany and in the Morvan, - 1 African range, probably precambrian, of the Hoggar. For each range, the petrochemical framework is first of all determined and then the degree of chemical homogeneity of the rocks is evaluated. In the petrochemical groups thus obtained the geochemical behaviour of the uranium is studied. From a point of view of the geochemistry of the granites under investigation, a comparison of the laws of distribution of the major elements in the 4 ranges shows up a convergence of average composition which was not anticipated by geological and petrographic considerations alone. The statistical and geochemical distribution laws of the total uranium as a function of the petrochemical variations are established. A study of the chemical forms of uranium in the rocks has drawn an attention to the qualitative and quantitative importance of the fraction of this uranium soluble in dilute acids. We have therefore reconsidered on the one hand, the laws of distribution of the insoluble uranium, which represents essentially the uranium fixed in crystalline structures (zircon, allanite...), and we have justified on the other hand the interest presented by the soluble uranium: this, although more complex in character, presents a geochemical unity in post magmatic phenomena which makes possible to find a genetic connection between the uraniferous deposits and the intrusive massifs. Finally we have given a plan of the geochemical cycle of uranium, in which we hope to have provided some more accurate data on the igneous phase. (author) [French] Le but du travail presente est de situer sur le plan de la geochimie des granites en general, sur le plan de la geochimie de l'uranium en particulier

Uranium absorption study pile; Empilement pour le controle de l'absorption de l'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-07-01

The report describes a pile designed to measure the absorption of fuel slugs. The pile is of graphite and comprises a central section composed of uranium rods in a regular lattice. RaBe sources and BF{sub 3} counters are situated on either side of the center. A given uranium charge is compared with a specimen charge of about 560 kg, and the difference in absorption between the two noted. The sensitivity of the equipment will detect absorption variations of about a few ppm boron (10{sup -6} boron per gr. of uranium) or better. (author) [French] Nous decrivons un dispositif permettant de mesurer l'absorption des elements combustibles d'une pile. Ce dispositif est constitue par un empilement de graphite dont la region centrale est formee par un reseau regulier de barres d'uranium. Des sources de RaBe et des compteurs a BF{sub 3} sont places de part et d'autre de cette region. En comparant un chargement d'uranium a un chargement etalon d'environ 560 kg, on peut determiner la difference d'absorption entre ces deux chargements. La sensibilite permettrait de deceler une variation d'absorption de l'ordre du ppm de bore (10{sup -6} g de bore par gramme d'uranium) et peut-etre mieux. (auteur)

Compréhension de la stabilité thermique des alliages d'aluminium Al-Cu-Mg Understanding of the thermal stability of Al-Cu-Mg aluminum alloys

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Pouget Gaëlle

2013-11-01

Full Text Available Les alliages d'aluminium 2xxx (Al-Cu-Mg sont connus pour être performants à chaud et sont par exemple utilisés pour certaines pièces de structure des avions. L'effet de la composition en Cu et Mg sur leur stabilité thermique, ainsi que celui de la précipitation durcissante associée ont été étudiés. Des comportements différents sont observés et trois zones de composition (en poids % identifiées: 3,1–3,7Cu et 1,6–2,0Mg : durcissement par la phase S' (Al2CuMg, limite d'élasticité ∼ 465 MPa à l'état T8 et bonne stabilité thermique jusqu'à 200 ∘C. 4,8–5,4Cu et 0–0,4Mg : durcissement par la phase θ' (Al2Cu, limite d'élasticité ∼ 380 MPa à l'état T8 et bonne stabilité thermique jusqu'à 300 ∘C. 3,7–4,3Cu et 0,9–1,3Mg : durcissement par S'+ θ', limite d'élasticité ∼ 470 MPa à l'état T8 mais stabilité thermique insuffisante à 150 ∘C et au delà; ce vieillissement important est associé à une concentration en Cu en solution solide élevée, ce qui accélère la cinétique de coalescence des précipités. La première zone de composition est donc recommandée pour des applications à température intermédiaire, typiquement 150 ∘C, et la seconde pour des applications à plus haute température, entre 250 et 300 ∘C. La troisième zone est à éviter pour des applications à 150 ∘C et au-delà. 2xxx aluminum alloys (Al-Cu-Mg have a good behaviour at elevated temperature and are used for some aircraft's structural parts. In this study, the effect of Cu and Mg content on the thermal stability and strengthening precipitation has been investigated. Three different behaviours are observed depending on the alloy composition: 3.1–3.7Cu, 1.6–2.0Mg: strengthening by S' (Al2CuMg, yield strength ∼ 465 MPa in T8 temper and good thermal stability up to 200 ∘C. 4.8–5.4Cu, 0–0.4Mg: strengthening by θ' (Al2Cu, yield strength ∼ 380 MPa in T8 and good thermal stability up to

Lime, agent to uranium concentration; La chaux comme agent de concentration de l'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Mouret, P; Le Bris, J; Kremer, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Gautier, R [Etablissement Kuhlmann, Service d' Etudes et de Pilotages Industriels (France)

1958-07-01

Choice of the process according to health requirements. Description of the process: dissolution of uranium by sulfuric leaching of ores, precipitation of uranium by lime, re-dissolution of the concentrate with nitric ions, purification by T.B.P. finally resulting in pure uranyl nitrate solution containing 400 g/litre. (author)Fren. [French] Les raisons du choix du procede en fonction des imperatifs d'hygiene, sont exposees ainsi que le procede qui consiste en une dissolution de l'uranium des minerais par lixiviation sulfurique, precipitation de l'uranium par la chaux et redissolution du concentre en presence d'ions nitriques, purification par le T.B.P. et obtention d'un concentre final de nitrate d'uranyle pur a 400 g/litre. (auteur)

Preparation of uranium-based oxide catalysts; Preparation de catalyseurs oxydes a base d'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-07-01

We have studied the thermal decomposition of uranyl and uranium IV oxalates as a mean of producing uranium dioxide. We have isolated the main intermediate phases of the decompositions and have indexed the lines of their X-ray diffraction patterns. The oxides produced by the decomposition are ill-defined and unstable: they strongly absorb atmospheric oxygen with modification of the composition and, in certain cases, of the structure (pyrophoric oxide). With a view to obtaining stable oxides, we have prepared mixed uranium-thorium oxalates. In order to prepare an oxalate having a homogeneous composition, it is necessary to adopt a well-defined preparation method: the addition of solutions of thorium and uranium IV nitrates to a continually saturated oxalic acid solution. The mixed oxide obtained from the thermal decomposition of an oxalate U{sub x}Th{sub 1-x}(C{sub 2}O{sub 4}){sub 2}, 2 H{sub 2}O at 500 C for 24 hours in a current of oxygen leads to a cubic structure which is well-defined both in the bulk and superficially when x is less than 0.35. Above this atomic concentration of uranium, some uranium moves out of the lattice in the form of UO{sub 3} or U{sub 3}O{sub 8} according to the temperature. The mixed oxide is not stoichiometric,(U{sub x}Th{sub 1-x}O{sub 2+y}) and the average degree of oxidation of the uranium varies with the temperature and partial oxygen pressure. The oxides thus formed have a high surface area. By dissolving the mixed oxalates in a concentrated solution of ammonium oxalate, it is possible to deposit the catalyst on a support, but the differences in the solubilities of the thorium and uranium IV oxalates in the ammonium oxalate make it impossible to prepare double salts formed either of thorium and uranium and of ammonium. (author) [French] Nous avons etudie la decomposition thermique des oxalates d'uranyle et d'uranium IV en vue d'aboutir au dioxide d'uranium. Nous avons pu isoler les principales phases

Study of the physico-chemical agents influencing uranium and plutonium extraction by tributylphosphate in nitric media; Etude des facteurs physico-chimiques intervenant dans l'extraction de l'uranium et du plutonium par le phosphate de tributyle en milieu nitrique

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-03-01

The following different factors are reviewed: tributylphosphate concentration, nitric acid concentration, influence of non-extractable nitrates, simultaneous presence of uranium and plutonium, presence of some different ions, temperature, nature of the diluent, addition of a second active solvent (synergic or antagonistic effect), tributylphosphate and diluent degradation. (author) [French] On passe en revue les differents facteurs suivants: concentration en phosphate de tributyle, concentration en acide nitrique, influence des nitrates non-extractibles, presence simultanee d'uranium et de plutonium, presence d'ions divers, addition d'un second solvant actif (effet de synergie, ou effet antagoniste), degradation du phosphate de tributyle et des solvants inertes. (auteur)

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)

F{sup 19} relaxation in non-magnetic hexafluorides; Contribution a l'etude de la relaxation des fluors dans les hexafluorures non magnetiques

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-12-01

The interesting properties of the fluorine magnetic resonance in the hexafluorides of molybdenum, tungsten and uranium, are very much due to large anisotropies of the chemical shift tensors. In the solid phases these anisotropies, the values of which are deduced from line shape studies, allow one to show that the molecules undergo hindered rotations about the metal atom. The temperature and frequency dependence of the fluorine longitudinal relaxation times shows that the relaxation is due to the molecular motion. The dynamical parameters of this motion are then deduced from the complete study of the fluorine relaxation in the rotating frame. In the liquid phases, the existence of anisotropies allows an estimation of the different contributions to the relaxation. In particular, the frequency and temperature dependence of the relaxation shows it to be dominated by the spin-rotation interaction. We have shown that the strength of this interaction can be deduced from the chemical shifts, and the angle through which the molecule rotates quasi-freely can be determined. In the hexafluorides, this angle is roughly one radian at 70 C, and with the help of this value, the friction coefficients which describe the intermolecular interactions are discussed. (author) [French] Les proprietes de la resonance magnetique des fluors dans les hexafluorures de molybdene, tungstene et uranium sont influencees par l'existence de deplacements chimiques tres anisotropes. Dans les phases solides, la valeur de cette anisotropie peut etre determinee par l'analyse des formes de raies et son existence permet de montrer que les molecules sont en rotation empechee autour de leur atome central. L'etude du temps de relaxation longitudinal en fonction de la temperature et de la frequence montre que la relaxation est due aux mouvements moleculaires, aux plus hautes temperatures. Les proprietes dynamiques du mouvement sont obtenues par l'etude complete de la relaxation spin-reseau dans le referentiel

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

Purification and concentration of uranium-bearing solutions at the plants of the Societe industrielle des minerais de l'Ouest

International Nuclear Information System (INIS)

Vollerin, G.

1980-01-01

The author describes the various processes for purification of uranium-bearing solutions used at the plants of the Societe industrielle des minerais de l'Ouest (SIMO) from their commissioning up to the present time, together with the purification circuit adopted at the two plants at present operating in Niger. (author)

Uranium Ore and Concentrate Sampling; Echantillonnage des Minerais et des Concentres d'Uranium; Otbor prob uranovoj rudy i kontsentratov; Muestreo de Minerales y Concentrados de Uranio

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

McGinley, F. E.; Brown, D. L.; Langridge, R. W. [United States Atomic Energy Commission, Grand Junction, CO (United States)

1966-02-15

upon the atmosphere to which they are exposed, special sub-sampling, drying, and sample preparation procedures were continuously developed to improve the accuracy and precision of the overall purchase sampling. Extensive use was made of statistics to analyse and interpret measurement and sampling evaluation data. (author) [French] Les services de la Commission de l'energie atomique situes a Grand Junction (Colorado) sont charges de fournir de grandes quantites d'uranium naturel sous forme de minerais ou de concentres. Les methodes utilisees pour echantillonner les minerais sont necessairement differentes de celles utilisees pour les concentres. Les auteurs etudient les differentes operations de mesure et d'echantillonnage pour les minerais et les concentres, en tenant plus particulierement compte de l'exactitude et de la precision de ces operations. Entre 1948 et 1964, 58 millions de tonnes de minerais au total ont ete echantillonnees dans 40 installations differentes d echantillonnage mecanique situees dans l'ouest des Etats-Unis. Toutes ces installations ont du peser, echantillonner et analyser le minerai selon des methodes agreees par la Commission de l'energie atomique. Les principes courants d'echantillonnage de minerai utilises depuis des annees dans l'industrie miniere sont appliques. Il est toutefois procede a des echantillonnages de controle et a d'autres essais pour s'assurer que la teneur en uranium des differents minerais echantillonnes est determinee avec toute la precision economiquement possible. Au cours des 17 dernieres annees, des concentres contenant environ 129 000 tonnes d'U{sub 3}O{sub 8} ont ete achetes a des producteurs du pays. Cet uranium se trouvait dans 10 000 lots environ, dont chacun a ete pese, echantillonne et analyse selon des methodes soigneusement controlees. Ces lots ont ete expedies aux installations d'echantillonnage de Grand Junction ou de Weldon Spring (Missouri), toutes deux propriete de la Commission de l'energie atomique mais

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)

Thermodynamic Properties of Alloys of Iron and Silicon; Proprietes Thermodynamiques des Alliages Fer-Silicium; Termodinamicheskie svojstva splavov zheleza s kremniem; Propiedades Termodinamicas de las Aleaciones de Hierro y Silicio

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Vecher, R. A.; Gejderih, V. A.; Gerasimov, Ja. I. [Moskovskij Gosudarstvennyj Universitet Im.M.V. Lomonosova, Moskva, SSSR (Russian Federation)

1966-01-15

] Le diagramme d'equilibre Fe-Si est tres complexe. A 1000 Degree-Sign K on constate la presence des phases suivantes: FeSi{sub 2}({beta}), FeSi, solutions solides de silicium dans {alpha} et {alpha}'. Les auteurs ont mesure la force electromotrice des cellules electrochimiques: Fe|Fe{sup 2+} , KI + Nal|Fe-Si pour 600-800 Degree-Sign C liquide Les alliages ont ete obtenus a partir d'elements de tres grande purete par la methode de la metallurgie des poudres et soumis a un recuit prolonge. L'etude a porte sur dix alliages ayant une teneur en silicium de 85 a 4%, dans toutes les zones d'une coupe du diagramme d'equilibre a 1000 Degree-Sign K. On a calcule les valeurs integrales de {Delta}G, {Delta}H et {Delta}S relatives a la formation des siliciures FeSi{sub 2} ({beta}), FeSi et Fe{sub 3}Si pour la temperature moyenne de l'intervalle des experiences (1000 Degree-Sign K), ainsi que (en utilisant la capacite thermique des siliciures, du fer et du silicium) pour 298, 1188 et 1798 Degree-Sign K. La chaleur de formation des siliciures mentionnes, a 298{sup K}, est de -19,4, -17,6 et -22,4 kcal/mol respectivement. Les valeurs deja publiees permettent de calculer la chaleur de formation de FeSi{sub 2,33} (leboiete - {alpha}) a 298{sup K}; onaconstatequ'elleetaitde -14,4kcal/mol. Les chaleurs calculees par les auteurs sont superieures aux valeurs experimentales de Corber et Olsen de 1,5 a 3 kcal. Quant aux chaleurs de melange, qui ont ete calculees pour les alliages liquides, elles concordent parfaitement avec les valeurs publiees. Les valeurs obtenues peuvent etre considerees comme resultant de la modification que subit le caractere du lien dans les siliciures, en effet, le lien metallique devient covalent lorsque la teneur en silicium augmente. En partant des valeurs relatives aux alliages (solutions de silicium dans du fer alpha) on a calcule les activites du fer. Il a ete constate que la transformation observee anterieurement {alpha} Rightwards

Possibility of applying the gamma-gamma method to the in situ determination of uranium-ore densities; Les possibilites d'application de la methode gamma-gamma a la determination en place de la densite des minerais d'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-07-01

The principles of the gamma-gamma method are reviewed. It is shown in particular that, under certain conditions, the method makes it possible to obtain a representative measurement of the electronic density. Chemical analyses have been carried out on samples obtained from uranium deposits. The results show that an exact correlation exists between the massive and electronic densities. It is possible to consider the possibility of measuring the density of uranium-containing rocks by the gamma-gamma method. (authors) [French] Les principes de la methode gamma-gamma sont rappeles. En particulier, il est montre que, dans certaines conditions, la methode permet une mesure representative de la densite electronique. Des analyses chimiques ont ete effectuees sur des echantillons provenant de gisements uraniferes. Les resultats indiquent qu'il existe une correlation precise entre leur densite massique et leur densite electronique. Il est possible d'envisager la mesure de la densite des roches uraniferes par la methode gamma-gamma.

Spectrochemical analysis of impurities in plutonium and its compounds; L'analyse spectrochimique des impuretes dans le plutonium et ses composes

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Buffereau, M; Crehange, G; Deniaud, S; Leclainche, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-07-01

After a review of previous works, various powdered or wet analytical methods are studied. One tries to give an explanation for some phenomena. A detailed know-how of studied methods is given. Validity of results is discussed. Problem of impurities in alloys analysis and non spectroscopic elements determination is quickly reviewed. One concludes to the interest of the use of some particular methods and the necessity of basic studies in order to obtain best information. (author) [French] Apres une revue des travaux precedents on etudie les differentes methodes d'analyse soit sur poudre (oxyde), soit sur solution. On tente de donner une interpretation de certains phenomenes. On donne un mode d'emploi detaille des methodes etudiees, on envisage la validite des resultats. On passe en revue rapidement le probleme de l'analyse des impuretes dans les alliages et de la determination des elements non spectroscopiques. On conclut a l'interet de l'emploi de certaines methodes, et a la necessite d'etudes fondamentales en vue d'aboutir a une meilleure obtention des informations. (auteur)

The influence of pressure on diffusion leading to intermetallic compounds; Influence de la pression sur les diffusions donnant naissance a des composes intermetalliques

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Adda, Y; Beyeler, M; Kirianenko, A; Pernot, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1961-07-01

-ray diffraction study, mainly in the U-Cu system. Experiments in progress seem to show that deviation from stoichiometry cannot be observed in alloys prepared by the classical techniques of fusion. (author) [French] Il a ete montre par A.D. LE CLAIRE, J.L. ZAMBROW et L. CASTLEMAN, que l'application d'une pression uniaxiale parallele a la direction de diffusion peut modifier de facon appreciable la cinetique de croissance des phases intermediaires qui peuvent se former dans cette direction. L'interpretation de ce phenomene prete a discussion, et on essaie donc de l'expliquer par une analyse approfondie des donnees experimentales. Il ressort des etudes microscopiques de la cinetique de croissance des zones, particulierement pour les systemes uranium-cuivre et uranium-nickel, que cette croissance est affectee de maniere similaire par une pression uniaxiale ou par une pression hydrostatique. Par contre, la vitesse de croissance de ces zones augmente en fonction de la pression appliquee pour les systemes uranium-cuivre, uranium-nickel et uranium-aluminium (cet effet etant particulierement marque dans le cas d'uranium-aluminium). Afin de determiner avec precision les limites de la gamme de stabilite des composes intermetalliques, les courbes des caracteristiques de concentration et de penetration ont ete etablies au moyen du micro-analyseur electronique de CASTAING. Les resultats montrent que lorsqu'une diffusion a lieu sans pression exterieure (les couples U-Cu et U-Ni) ou avec une pression a 300 kg/cm{sup 2} (le couple U-Al), la concentration varie de facon notable dans les composes obtenus, ceux-ci etant theoriquement stoechiometriques. On retrouve, par exemple, en traversant la zone de diffusion d'un metal a l'autre, les variations continues suivantes: UCu{sub 4,70} a UCu{sub 5.25} dans le couple U-Cu; UNi{sub 4,75} a UNi{sub 5,25} dans le couple U-Ni; UAl{sub 2,2} a UAl{sub 3,3} dans le couple U-Al. Si l'on applique une pression uni-axiale ou hydrostatique de plus de 500 kg

Etude microdosimetrique de l'influence des materiaux sur l'efficacite biologique d'une source d'iode-125

Science.gov (United States)

Taschereau, Richard

Cette these concerne les implants permanents pour la prostate. Les isotopes employes, le 103Pd et l'125I, semblent produire les memes resultats cliniques: le premier a cause d'une radiation plus efficace et le second a cause de sa demi-vie plus longue. La recherche utilise le cadre theorique de la microdosimetrie et des simulations Monte Carlo. Elle propose d'employer le spectre d'ejection dans le calcul de l'efficacite; ce changement fait passer l'efficacite relative du 103Pd de 10% a 5%. Elle montre ensuite qu'il est possible d'ameliorer l'efficacite de la radiation de 125I par l'exploitation des rayons X caracteristiques de la capsule. Une source amelioree faite de molybdene et d'yttrium est donnee en exemple. Elle procure une radiation de 5--7% plus efficace, ce qui surclasse les deux sources existantes. Les applications ne se limitent pas au traitement de la prostate; le traitement du melanome oculaire et la curietherapie endovasculaire pourraient en beneficier.

Continuous analytical control of the streaming waters in a uranium treatment plant and of various chemical products using automatic discharge valves; Controle par analyse en continu des eaux de ruissellement d'une usine traitant de l'uranium et divers produits chimiques avec commande automatique des vannes de decharge

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Archimbaud, M; Simeon, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Pierrelatte (France)

1968-07-01

This report describes a method for controlling the streaming waters produced by the Pierrelatte Centre; it is based on continuous analysis, with simultaneous recording of the species liable to be found accidentally in the corresponding hydrological circuits (chlorides, fluorides, chromium VI, uranium). An alarm set off at pre-determined thresholds leads to an automatic cutting off of the discharge valves; the outward flow of the waters is thus interrupted. This study has shown the various applications which can be found for this water control method, and gives an idea of the cost price. (authors) [French] Ce rapport decrit un mode de controle des eaux de ruissellement provenant du Centre de Pierrelatte base sur une analyse en continu, avec enregistrement des corps susceptibles de se retrouver accidentellement dans les reseaux hydrologiques correspondants (chlorures, fluorures, chrome VI, uranium). Le declenchement d'une alarme a partir de seuils choisis permet de fermer automatiquement les vannes de decharge et d'arreter ainsi l'ecoulement vers l'exterieur. Cette etude montre quelles peuvent etre les diverses applications de cette methode de controle des eaux et elle indique un ordre de grandeur du prix de revient. (auteurs)

Spectrochemical analysis of impurities in plutonium and its compounds; L'analyse spectrochimique des impuretes dans le plutonium et ses composes

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Buffereau, M.; Crehange, G.; Deniaud, S.; Leclainche, C. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-07-01

After a review of previous works, various powdered or wet analytical methods are studied. One tries to give an explanation for some phenomena. A detailed know-how of studied methods is given. Validity of results is discussed. Problem of impurities in alloys analysis and non spectroscopic elements determination is quickly reviewed. One concludes to the interest of the use of some particular methods and the necessity of basic studies in order to obtain best information. (author) [French] Apres une revue des travaux precedents on etudie les differentes methodes d'analyse soit sur poudre (oxyde), soit sur solution. On tente de donner une interpretation de certains phenomenes. On donne un mode d'emploi detaille des methodes etudiees, on envisage la validite des resultats. On passe en revue rapidement le probleme de l'analyse des impuretes dans les alliages et de la determination des elements non spectroscopiques. On conclut a l'interet de l'emploi de certaines methodes, et a la necessite d'etudes fondamentales en vue d'aboutir a une meilleure obtention des informations. (auteur)

Some aspects of in-pile swelling of fissile materials, 1. part: non-alloyed {alpha} uranium; Quelques aspects du gonflement en pile des materiaux fissiles. 1. partie: uranium {alpha} non allie

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

1964-07-01

An examination has been carried out of non-alloyed uranium samples, having various structural states, cold-worked and recrystallized, as-cast and {beta}-treated, and irradiated at temperatures of between 450 and 600 C and with burn-ups from 1300 to 5500 MW days/metric ton. These samples swelled because of precipitation of the fission gases the porosity thus produced has a morphology depending mainly on the type of deformation to which the metal has been subjected and which is due to in-pile growth. The most homogeneous distribution of pores, and thus that leading to the minimum swelling, is only observed in the material having a marked [010] texture in which the growth and perhaps the thermal cycling introduce little or no strain. For other materials the deformation /swelling association causes a more rapid destruction of the samples either by cracking when the deformation is due to twinning, or by pronounced swelling localized in the bands when deformation is due to slipping. Finally the fission-gas precipitation considerably facilitates, above 500 C, the germination and growth of the intergranular cracks which can then develop at low stresses. (author) [French] On a examine des echantillons d'uranium non allie, de divers etats structuraux, marteles et recristallises, bruts de coulee et traites {beta}, irradies a des temperatures comprises entre 450 et 600 C, et a des taux de combustion allant de 1300 a 5500 MWj/t. Ces echantillons ont gonfle par suite de la precipitation de gaz de fission: la porosite ainsi fournie a une morphologie qui depend principalement des modes de deformation subie par le metal et due a la croissance en pile. La repartition la plus homogene des pores, donc celle qui donnera le gonflement minimum, est observee seulement dans le materiau a forte texture [010] dans lequel la croissance et eventuellement le cyclage thermique introduisent peu ou pas de contraintes. Dans les autres materiaux l'association deformation/gonflement rend plus rapide

Magnesium and uranium ignition in different gaseous atmospheres; Inflammabilite du magnesium et de l'uranium dans l'air et le gaz carbonique

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Darras, R; Baque, P; Leclercq, D [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

Magnesium, uranium and some of their alloys burning temperatures have been systematically determined in an air or carbon dioxide atmosphere, either dry or wet. Two different ways of heating have been used: either continuously rising up the temperature, or heating to and then maintaining a constant temperature. The results are clearly different in the two cases. Besides, if moisture has little effect on the magnesium burning temperatures in air, it does lower them by about 130-140 deg. C in CO{sub 2}. The differences of sight between the burning of magnesium and uranium have been noticed; this leads to distinguish between an 'ignition' and an 'inflammation'. (author) [French] Les temperatures auxquelles apparait la combustion vive du magnesium, de l'uranium et certains de leurs alliages ont ete determinees systematiquement dans l'air et le gaz carbonique, soit secs, soit humidifies. On a mis en evidence l'influence du mode de chauffage sur les resultats: soit montee en temperature continue, soit stabilisation a partir d'une certaine temperature. En outre, si la presence d'humidite affecte peu les temperatures de combustion vive du magnesium dans l'air, elle les abaisse de 130 a 140 deg. C dans le gaz carbonique. Les differences d'aspect entre la combustion vive du magnesium et de l'uranium ont egalement ete remarquees, ce qui amene notamment a distinguer une 'ignition' d'une 'inflammation'. (auteur)

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

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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)

Geochemical behaviour of uranium in the cycle of alteration; Comportement geochimique de l'uranium dans le cycle d'alteration

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Chervet, J; Coulomb, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Soudan, P [Centre d' Etude de Lalumine, Compagnie Pechiney (France)

1958-07-01

The investigation of the genesis of secondary mineralized accumulations, and the prospecting of deposits from microchemical anomalies in the surface material, is requiring a well-developed knowledge of the geochemical properties of the uranium during the alteration phase. In the present work, the authors tried to track the uranium history during a part of his natural creeping. a) They describe some most typical mineralogical observations of alteration phenomena and material migration, picked up in place on the deposits. b) They give experimental results concerning the solubilities of the uranium minerals and the factors affecting this solubility. c) They study the water circulation in granitic batholites, and the influence of the occurrence of the uranium deposits on their composition. d) They observe the amplitude of phenomena restricting the dispersions: fixations, precipitations, etc., and the behaviour of growth in uraniferous areas. e) Finally, the opposition chemical alteration-radioactive equilibrium results in an important imbalance in altered materials. The authors tried to use the measurement of this imbalance to explain geochemical processes. (author) [French] L'etude des conditions de genese des accumulations minerales secondaires, ainsi que la prospection des gisements a partir d'anomalies microchimiques dans les materiaux de surface, necessite une connaissance approfondie des proprietes geochimiques fondamentales de l'uranium dans la phase d'alteration. Nous essayons, dans ce travail, de suivre l'histoire de l'uranium dans une partie de son cheminement naturel. a) Nous decrivons quelques observations mineralogiques particulierement typiques de phenomenes d'alteration et de migration de matiere, prises 'in situ' dans les gisements. b) Nous donnons les resultats d'experiences de laboratoire sur les solubilites de mineraux d'uranium et sur les facteurs influen nt cette solubilite. c) Nous etudions les circulations d'eaux sur les massifs granitiques et

Preparation and study of the nitrides and mixed carbide-nitrides of uranium and of plutonium; Preparation et etude des nitrures et carbonitrures d'uranium et de plutonium

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

1966-06-01

A detailed description is given of a simple method for preparing uranium and plutonium nitrides by the direct action of nitrogen under pressure at moderate temperatures (about 400 C) on the partially hydrogenated bulk metal. It is shown that there is complete miscibility between the UN and PuN phases. The variations in the reticular parameters of the samples as a function of temperature and in the presence of oxide have been used to detect and evaluate the solubility of oxygen in the different phases. A study has been made of the sintering of these nitrides as a function of the preparation conditions with or without sintering additives. A favorable but non-reproducible, effect has been found for traces of oxide. The best results were obtained for pure UN at 1600 C (96 per cent theoretical density) on condition that a well defined powder, was used. The criterion used is the integral width of the X-ray diffraction lines. The compounds UN and PuN are completely miscible with the corresponding carbides. This makes it possible to prepare carbide-nitrides of the general formula (U,Pu) (C,N) by solid-phase diffusion, at around 1400 C. The sintering of these carbide-nitrides is similar to that of the carbides if the nitrogen content is low; in particular, nickel is an efficient sintering agent. For high contents, the sintering is similar to that of pure nitrides. (author) [French] On decrit en detail une methode simple de preparation des nitrures d'uranium et de plutonium par action directe de l'azote sous pression, a temperature moyenne (vers 400 C), sur les metaux massifs partiellement hydrures. On montre que la miscibilite est complete entre les phases UN et PuN. L'evolution des parametres reticulaires des echantillons en fonction de la temperature et en presence d'oxyde a ete utilisee pour detecter et estimer la solubilite de l'oxygene dans les diverses phases. On a etudie le frittage de ces nitrures en fonction des conditions de preparation, avec ou sans additif de

Obtention of powdered UO{sub 2} oxide by water vapor action on calcium-reduced uranium; Obtention d'oxyde UO{sub 2} pulverulent par action de la vapeur d'eau sur l'uranium calciothermique

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Moreau, Claude; Barnoud, Louis [Commissariat a l' energie atomique et aux energies alternatives - CEA, Centre d' etudes nucleaires de Grenoble (France)

1960-07-01

The oxidation method used allows to control and to easily vary the reaction kinetics in order to obtain oxidized uranium samples with predetermined UO{sub 2} contents. The solid reagent, made of spherical uranium grains of constant size, is an interesting material for the application of heterogeneous kinetic principles. An experimental continuation of this study is expected. Reprint of a paper published in Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 250, p. 1495-1497, sitting of 22 February 1960 [French] La methode d'oxydation utilisee permet de controler, et de faire varier facilement la vitesse de reaction de facon a obtenir des echantillons d'uranium oxydes en UO{sub 2} a des teneurs predeterminees. En outre le reactif solide, compose de grains d'uranium spheriques de meme taille constitue un materiau interessant pour l'application des principes de la cinetique heterogene. Un prolongement experimental de cette etude est envisage. Reproduction d'un article publie dans les Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 250, p. 1495-1497, seance du 22 fevrier 1960.

Proserpine - plutonium 239 - Proserpine - uranium 235 - comparison of experimental results; Proserpine - plutonium 239 - proserpine - uranium 235 - comparaison de resultats experimentaux

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

1964-07-01

The Proserpine homogeneous reactor is constituted by a tank, 25 cm dia, 30 cm high, surrounded by a composite reflector made of beryllium oxide and graphite. In this tank can be made critical plutonium or 90 per cent enriched uranium solutions, the fissile substances being in the form of a dissolved salt. In varying the concentration of the solution, critical masses were studied as a function of the level of the liquid in the tank. The minimum critical mass is 256 {+-} 2 grs for plutonium and 409 {+-} 3 grs for uranium 235. In the range of the critical concentrations which were studied, the neutronic properties of fissionable solutions of plutonium and enriched uranium were compared for identical geometries. (authors) [French] Proserpine est un reacteur homogene comportant une cuve de diametre 25 cm, de hauteur 30 cm, entouree d'un reflecteur composite d'oxyde de beryllium et de graphite. On y a rendu critiques des solutions de plutonium ou d'uranium enrichi a 90 pour cent, le produit fissile se trouvant sous la forme d'un sel dissous. En faisant varier la concentration de la solution, on a etudie les masses critiques en fonction de la hauteur du liquide dans la cuve. La masse- critique minimum est, pour le plutonium de 256 {+-} 2 g, pour l'uranium 235 de 409 {+-} 3 g. Dans la gamme des concentrations critiques etudiees, on a compare, dans des conditions de geometrie identique, les proprietes neutroniques des solutions fissiles de plutonium et d'uranium enrichi. (auteurs)

Isotope analysis of uranium by optical spectroscopy; Analyse isotopique de I'uranium par spectroscopie optique

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

1958-07-01

Isotope analysis of uranium is made by means of hollow cathode lamp and Fabry-Perot photoelectric spectrometer. When using the line U I 5027 A, this method allows to determine isotopic concentrations in {sup 235}U down to 0,1 per cent. The relative precision is about 2 per cent for amounts of {sup 235}U over 1 per cent. For weaker amounts this line would allow relative measurements of better precision when using standard mixtures. (author) [French] L'analyse isotopique de l'uranium est effectuee a l'aide d'une lampe a cathode creuse et du spectrometre Fabry-Perot photo-electrique. On utilise la raie U I 5027 A. Cette methode permet de doser des melanges isotopiques dont la teneur en {sup 235}U, peut descendre jusqu'a 0,1 pour cent. La precision relative est de l'ordre de 2 pour cent pour des teneurs en {sup 235}U superieures a 1 pour cent. Pour des teneurs plus faibles cette raie {lambda} = 5027 A permettrait des mesures relatives de meilleure precision, en utilisant des melanges prealablement doses. (auteur)

Improvements made in the methods of purifying uranium compounds and in the production of uranium metal at the Bouchet plant; Ameliorations apportees aux procedes de purification des composes d'uranium et a la fabrication de l'uranium metal a l'usine du Bouchet

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Decrop, J; Delange, M; Holder, J; Huet, H; Sauteron, J; Vertes, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

completed at Bessines near the La Crouzille mines. At the Bouchet plant itself, an appreciable supply of sodium uranate is obtained from the treatment of very high-grade uranothorianite ores, for which purpose a modern installation was particularly set up and which constitutes the subject of a separate report. 3- The need of constantly adapting the methods of treatment to the different grades of concentrates, the variety of which, just stressed, has led to numerous improvements. (author) [French] Nous nous proposons dans ce qui suit de faire le point de l'evolution des techniques appliquees a l'Usine du Bouchet depuis la premiere Conference internationale de Geneve en 1955. Au cours de ce rassemblement les procedes alors mis en oeuvre ont ete decrits par MM. B. GOLDSCHMIDT et P. VERTES. D'une maniere generale leur evolution a ete conditionnee, depuis cette epoque, par les facteurs suivants: 1- Passage a une echelle de production industrielle: cette production metal d'une dizaine de tonnes en 1952, a pratiquement double chaque annee, atteignant successivement 80 tonnes en 1955, 160 tonnes en 1956 et 300 tonnes en 1957. La capacite de production de l'Usine se rapproche, des maintenant de son maximum fixe a 500t/an, qu'elle atteindra a la fin de l'annee. Au dela de cette production le relais sera assure par la seconde Usine francaise productrice d'uranium, en cours de construction a Narbonne. 2- Abandon progressif du traitement des minerais, resultant de la decentralisation intervenue dans les taches du CEA. L'usine du Bouchet eda en effet le premier atelier francais de traitement fonctionnant sur la base de 10 a 20 tonnes de minerai par jour. Ce minerai, prealablement concentre sur les lieux memes de production, par methodes physiques ou physico-chimiques, a une teneur d 'au moins 2 pour cent en uranium, possedait une valeur suffisante pour supporter assez bien les frais de transport. Mais l'accroissement des programmes de production a conduit a traiter des minerais de plus

Influence of phosphates when uranium in solutions obtained by attacking Forez with sulfuric acid is precipitated by the action of lime; Influence des phosphates, lors de la precipitation par la chaux, de l'uranium contenu dans les solutions d'attaque sulfurique du Forez

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Brebec, G

1959-03-01

Influence of phosphates when uranium in solutions obtained by attacking Forez with sulfuric acid is precipitated by the action of lime was studied. Most of the phosphates were eliminated in the form of ferric phosphates without noticeable losses of uranium: for this it is only necessary to add sufficient ferric sulfate to the solution to be treated so that [Po{sub 4}{sup 3-}]/[Fe{sup 3+}] {approx} 0,4. In these conditions, the preparation of a calcium concentrate rich in uranium takes place in two stages. The first is neutralization at pH 2,7 to 2,8 with elimination of phosphates, sulfates and iron; the second is precipitation of the concentrate at pH 6,5. (author) [French] Nous avons reussi a eliminer la majeure partie des phosphates sous forme de phosphates ferriques, sans pertes sensibles d'uranium. Pour cela, il suffit d'ajouter a la solution a traiter, du sulfate ferrique en quantite telle que: (Po{sub 4}{sup 3-}]/[Fe{sup 3+}] {approx} 0,4. Dans ces conditions, la preparation du concentre calcique, riche en uranium, s'effectue normalement en deux temps: 1) preneutralisation a pH 2,7-2,8: elimination des sulfates, phosphates et fer; 2) precipitation du concentre a pH 6,5. (auteur)

Why the search for uranium should continue; Pourquoi continuer a chercher de l'uranium

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

1964-07-01

At the 1958 Geneva conference a report was given of the hopes placed in French uranium resources, and the work in hand on projects for mines and mills. Even though the French ground continued to confirm its promises, production has been limited because of the risk of massive over-production. Moreover worldwide production surpluses remove any immediate worries about supplies. However, the French uranium potential, at the rate of exploitation which can be reasonably foreseen, seems to be limited, promising only a few decades of production. This situation is more serious still for Europe as a whole, at the very time when the rapid expansion of atomic energy is beginning. On a world wide basis it may be anticipated that after the closing down of mines, an equilibrium between production and requirements will be reached in ten years, the Increase in production being then easily achieved by the reopening of temporarily closed mines. However, by 1980 the requirements will exceed the maximum production capacity laid down in 1960-1961. Finally, towards the end of the century, there will be a discrepancy between the uranium reserves, then necessary, and those which have been. discovered so far in the world, at the cost of the considerable efforts made during the years 1948-1958. No time should be lost in an effort to discover new resources: either in countries not yet prospected, or by the use of more sensitive methods. Failing this, the uranium market, badly shaken by present over-production, will suffer new crises unless the mining industry is well prepared in advance for a rapid exponential expansion after 1975-1980. (author) [French] Lors de la Conference de Geneve 1958, avaient ete exposes les espoirs mis dans les ressources francaises en Uranium, et les realisations des mines et usines en cours. Les risques de surproduction massive ont conduit a limiter les productions, cependant que le sous-sol francais confirmait ses promesses. Par ailleurs les excedents mondiaux de

A solvent proceed for the extraction of the irradiate uranium and plutonium in the reactor core; Un procede par solvant pour l'extraction du plutonium de l'uranium irradie dans les piles

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Goldschmidt, B; Regnaut, P; Prevot, I [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1955-07-01

Description of the conditions of plutonium, fission products and of uranium separation by selective extraction of the nitrates by organic solvent, containing a simultaneous extraction of plutonium and uranium, followed by a plutonium re-extraction after reduction, and an uranium re-extraction. The rates of decontamination being insufficient in this first stage, we also describes the processes of decontamination permitting separately to get the rates wanted for uranium and plutonium. Finally, we describes the beginning of the operation that consists in a nitric dissolution of the active uranium while capturing the products of gaseous fission, as well as the final concentration of the products of fission in a concentrated solution. (authors) [French] Description des conditions de separation du plutonium, des produits de fission et de l'uranium au moyen d'une extraction selective des nitrates par solvant organique, comprenant une extraction simultanee du plutonium et de l'uranium, suivie d'une reextraction du plutonium apres reduction, et d'une reextraction de l'uranium. Les taux de decontamination etant insuffisants dans ce premier stade, on decrit egalement les processus de decontamination permettant separement d'obtenir les taux desires pour l'uranium et le plutonium. Enfin, on decrit aussi le debut de l'operation qui consiste en une dissolution nitrique de l'uranium actif en captant les produits de fission gazeux, ainsi que la concentration finale des produits de fission sous forme de solution concentree. (auteurs)

Corrosion of magnesium and some magnesium alloys in gas cooled reactors; Corrosion du magnesium et de certains de ses alliages dans les piles refroidies par gaz

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

1958-07-01

The results of corrosion tests on magnesium and some magnesium alloys (Mg-Zr and Mg-Zr-Zn) in moist air (like G1 reactor) and in CO{sub 2}: (like G2, G3, EDF1 reactors) are reported. The maximum temperature for exposure of magnesium to moist air without any risk of corrosion is 350 deg. C. Indeed, the oxidation rate follows a linear law above 350 deg. C although it reaches a constant level and keeps on very low under 350 deg. C. However, as far as corrosion is concerned this temperature limit can be raised up to 500 deg. C if moist air is very slightly charged with fluorinated compounds. Under pressure of CO{sub 2}, these three materials oxidate much more slowly even if 500 deg. C is reached. The higher is the temperature, the higher is the constant level of the weight increase and the quicker is reached this one. However, Mg-Zr alloy behaves quite better than pure magnesium and especially than Mg-Zr-Zn alloy. (author)Fren. [French] On expose essentiellement les resultats d'etudes sur la corrosion du magnesium et de certains de ses alliages (Mg-Zr et Mg-Zr-Zn) dans l'air humide (cas de la pile G1) et dans le gaz carbonique (cas des piles G2, G3, EDF1, etc...). La temperature limite d'exposition du magnesium dans l'air humide sans risque de corrosion se situe a 350 deg. C; en effet l'oxydation a un caractere lineaire au-dessus de cette temperature, alors qu'elle atteint un palier et reste tres limitee au-dessous de 350 deg. C. Du point de vue de la corrosion, cette temperature limite d'emploi peut cependant etre elevee jusqu'a 500 deg. C si l'on introduit dans l'air humide de tres faibles teneurs de composes fluores. Dans le gaz carbonique sous pression, l'oxydation est beaucoup plus faible, meme jusqu'a 50g. C pour les trois materiaux: l'augmentation de poids atteint un palier d'autant plus eleve et ceci d'autant plus rapidement que la temperature est elle-meme plus elevee. Cependant, l'alliage Mg-Zr se comporte nettement mieux que le magnesium pur et surtout que l'alliage

Corrosion of magnesium and some magnesium alloys in gas cooled reactors; Corrosion du magnesium et de certains de ses alliages dans les piles refroidies par gaz

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

1958-07-01

The results of corrosion tests on magnesium and some magnesium alloys (Mg-Zr and Mg-Zr-Zn) in moist air (like G1 reactor) and in CO{sub 2}: (like G2, G3, EDF1 reactors) are reported. The maximum temperature for exposure of magnesium to moist air without any risk of corrosion is 350 deg. C. Indeed, the oxidation rate follows a linear law above 350 deg. C although it reaches a constant level and keeps on very low under 350 deg. C. However, as far as corrosion is concerned this temperature limit can be raised up to 500 deg. C if moist air is very slightly charged with fluorinated compounds. Under pressure of CO{sub 2}, these three materials oxidate much more slowly even if 500 deg. C is reached. The higher is the temperature, the higher is the constant level of the weight increase and the quicker is reached this one. However, Mg-Zr alloy behaves quite better than pure magnesium and especially than Mg-Zr-Zn alloy. (author)Fren. [French] On expose essentiellement les resultats d'etudes sur la corrosion du magnesium et de certains de ses alliages (Mg-Zr et Mg-Zr-Zn) dans l'air humide (cas de la pile G1) et dans le gaz carbonique (cas des piles G2, G3, EDF1, etc...). La temperature limite d'exposition du magnesium dans l'air humide sans risque de corrosion se situe a 350 deg. C; en effet l'oxydation a un caractere lineaire au-dessus de cette temperature, alors qu'elle atteint un palier et reste tres limitee au-dessous de 350 deg. C. Du point de vue de la corrosion, cette temperature limite d'emploi peut cependant etre elevee jusqu'a 500 deg. C si l'on introduit dans l'air humide de tres faibles teneurs de composes fluores. Dans le gaz carbonique sous pression, l'oxydation est beaucoup plus faible, meme jusqu'a 50g. C pour les trois materiaux: l'augmentation de poids atteint un palier d'autant plus eleve et ceci d'autant plus rapidement que la temperature est elle-meme plus elevee. Cependant, l'alliage

Study of the catalytic activity of mixed non-stoichiometric uranium-thorium oxides in carbon monoxide oxidation; Etude de l'activite catalytique des oxydes mixtes d'uranium et de thorium non stoechiometriques dans l'oxydation du monoxyde de carbone

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

1969-06-01

The aim of this work has been to study the catalytic properties of non-stoichiometric uranium-thorium oxides having the general formula U{sub x}Th{sub 1-x}O{sub 2+y}, for the oxidation of carbon monoxide. The preparation of pure, homogeneous, isotropic solids having good structural stability and a surface area as high as possible calls for a strict control of the conditions of preparation of these oxides right from the preparation of 'mother salts': the mixed oxalates U{sub x}Th{sub 1-x}(C{sub 2}O{sub 4}){sub 2}, 2H{sub 2}O. A study has been made of their physico-chemical properties (overall and surface chemical constitution, texture, structure, electrical conductivity), as well as of their adsorption properties with respect to gaseous species occurring in the catalytic reaction. This analysis has made it possible to put forward a reaction mechanism based on successive oxidations and reductions of the active surface by the reactants. A study of the reactions kinetics has confirmed the existence of this oxidation-reduction mechanism which only occurs for oxides having a uranium content of above 0.0014. The carbon dioxide produced by the reaction acts as an inhibitor by blocking the sites on which carbon monoxide can be adsorbed. These non-stoichiometric mixed oxides are a particularly clear example of catalysis by oxygen exchange between the solid and the gas phase. (author) [French] Ce travail a pour but l'etude des proprietes catalytiques des oxydes mixtes d'uranium et de thorium non stoechiometriques de formule generale U{sub x}Th{sub 1-x}O{sub 2+y} dans l'oxydation du monoxyde de carbone. L'obtention de solides purs, homogenes, isotropes, de bonne stabilite structurale et d'aire specifique aussi elevee que possible, exige de controler rigoureusement les conditions de preparation de ces oxydes des l'elaboration de leurs 'ascendants': les oxalates mixtes U{sub x}Th{sub 1-x}(C{sub 2}O{sub 4}){sub 2}, 2H{sub 2}O. Leurs proprietes physico-chimiques (composition

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-06-15

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

Study of the low energy gamma transitions of molybdenum 99; Etude des transitions gamma de basse energie du molybdene 99

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Ravier, J.

1959-07-01

The study of the decay scheme of Mo{sup 99} has been performed on the magnetic iron-less and double focalization spectrograph of the Institute of Nuclear Physics of Lyon. Methods of internal and external conversion have been used. The intensities of the Mo{sup 99} sources used were not strong enough to determine the characteristics of the internal conversion accurately but were sufficient to precise the decay scheme at low energy. We have determined the internal conversion ratio for the transition of 180 KeV, we have got: 0.13 ± 0.03 which is not in agreement with the value given by a previous experiment based on γ-γ coincidence. Our method seems to be more reliable. We confirm the E2 feature of this transition and its 5/2+ spin. We have determined another important parameter for the 180 KeV de-excitation: the percentage of transitions that do not pass by the isomeric level but by the 140 KeV level is (6 ± 2)%, the isomeric level being at 142 KeV. The gamma spectra at low energy has been studied through the photoelectric effect in a lead converter [French] L'etude du schema de desintegration du Mo{sup 99} deja faite par differents auteurs a ete reprise par des methodes de conversion interne et externe, an moyen du spectrographe magnetique sans fer et a double focalisation de l'Institut de Physique Nucleaire de Lyon. Apres avoir cherche les possibilites d'obtention de sources de haute activite specifique par separation isotopique Szilard-Chalmers sur des molybdates alcalins, le spectre de conversion interne a basse energie a ete mesure. Ainsi se trouverent etre determines les coefficients partiaux de conversion interne. Le spectre γ a basse energie a ete etudier au moyen de l'effet photoelectrique sur un convertisseur de plomb. Les coefficients de conversion interne et les intensites relatives des differentes transitions ont ete calcules moyennant certaines hypotheses. La comparaison entre les valeurs donnees par la theorie et l'experience des differentes

Evolution of the uranium industry in France; Evolution de l'industrie de l'uranium en France

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Maget, P; Vertes, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Bazile, F [Societe industrielle des minerais de l' ouest (France)

1964-07-01

The main feature in the development of the French uranium industry during the last few years is the completion of the programme, already started in 1958, for the equipment of mining units and treatment plants. It was thus possible by 1961, to reach a production capacity of about 2000 T of metal contained in concentrates, and about 1800 T of metal of nuclear purity. The prospecting and research carried on in France by the Commissariat and by private Industry have brought about not only a satisfactory renewal of the reserves under exploitation but also the development of two new uranium-producing regions: one of the usual type in France, in the crystalline formations to the South-East of the Massif Central, the other in the Permian sedimentary formations in the department of l'Herault. Uraniferous concentrates are produced in two forms: -on the one hand two chemical plants run by a combined Commissariat-private industry firm, the Societe Industrielle des Minerais de l'Ouest, produce magnesium uranates by a conventional process, in the Vendee and at la Crouzille; - on the other hand two Commissariat plants, one managed by the same Society in the Forez, the other run directly by the Commissariat at Gueugnon in the Grury mining district, at present inactive, produce uranyl nitrate: the former from ore extracted in the Forez region, the latter from magnesium uranate pre-concentrates imported from Gabon. Two Commissariat plants convert the concentrates into a product of nuclear purity: - one at le Bouchet, run by the C.E.A., which also deals with development studies, - the other at Malvesi, managed by a Commissariat-private industry combine, the Societe de Raffinage de l'Uranium. This latter has a production capacity about double that of le Bouchet and uses the same manufacturing processes. The bulk of the uranium metal is still produced by calcium reduction, but the le Bouchet plant is already equipped for magnesium reduction and is using this process. Uranium fluoride

Uranium deposit of Bauzot (Saone et Loire); Le gisement d'uranium de Bauzot (Saone et Loire)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Carrat, G H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saone et Loire (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1956-07-01

The best known of the uranium ore deposits of the Morvan (a province of France) is in the form of a bundle of quartz-fluor lodes with pitchblende and B.P.G.C. ore. The pitchblende seems to have been deposited at different time in respect to the formation of the gangue minerals, but generally it is ore of the first-formed. The main concentrations of ore are always in the vicinity of dykes of basic crystalline rocks. (author) [French] Bauzot, le plus connu des gisements d'uranium du Morvan est constitue d'un faisceau de filons quartzofluores, mineralise en pechblende et sulfures B.P.G.S. La pechblende semble s'etre mide en place a des periodes variables par rapport a la gangue mais en general elle constitue un des premiers mineraux deposes. Les principaux amas se situent toujours a proximite de filons de roches lamprophyriques. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-06-15

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

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

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

Improvements to the properties of uranium by addition of small quantities of other metals; Ameliorations apportees a l'uranium par de faibles additions metalliques

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

{sup 235}. Dans les conditions optimales de fonctionnement, un meme materiau combustible doit alors fournir un minimum de 3000 MWj/t, soit 72.10{sup 6} kWh par tonne d'uranium naturel, tout en etant porte a une temperature suffisante pour jouer efficacement son role de source de chaleur (entre 350 et 550 deg. C minimum). Or d'une facon assez surprenante, les agregats polycristallins des billettes d'uranium obtenues par coulee sous vide, ou apres filage a haute temperature, se presentent comme un ensemble de grains tres grossiers, a contours dechiquetes et irreguliers, et comportent de nombreuses marques de deformation intragranulaire (macles, lignes de glissement), accompagnees de fortes sous-structures. En plus, le spectre de la dimension des grains s'etend de quelques microns a quelques millimetres, selon les plages micrographiques examinees. Sous irradiation a ces temperatures, l'uranium metallique pur en barreaux cylindriques de diametre de l'ordre du pouce, se deforme: il se produit des fissures dans la masse, des variations de dimensions longitudinales et transversales (qui se traduisent par des peaux d'orange), soit par croissances plus ou moins directionnelles, soit par deformations superficielles qui peuvent provoquer des ruptures du materiau, de sa gaine ou des fleches suffisamment importantes pour obstruer les canaux de refroidissement. Il a ete reconnu par la suite que cette instabilite, sous l'effet des contraintes thermiques d'origine nucleaire, est due a la morphologie heterogene de l'uranium et a sa structure cristalline anisotrope (U{sub {alpha}} ou U{sub {beta}}). (auteur)

Preliminary study of the preparation of uranium 232 by irradiation of protactinium 231; Etude preliminaire a la preparation d'uranium 232 par irradiation de protactinium 231

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Guillot, Ph. [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay aux Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1965-07-01

A bibliography about preparation of uranium 232 is done. This even-even isotope of uranium is suitable for radioactive tracer, neutron source through {alpha},n reaction and heat source applications. The irradiation of protactinium 231, the chemical separation and the purification of uranium are studied. (author) [French] Une etude bibliographique de la preparation d'uranium 232 a ete effectuee. Cet isotope pair-pair de l'uranium peut etre utilise en tant que traceur, source d'energie et source de neutrons, lorsqu'il est melange a un element leger tel le beryllium. Une etude du taux de formation des isotopes produits, lors de l'irradiation du protactinium 231 - une des manieres d'obtenir l'uranium 232 - a ete faite a l'aide d'un programme passe sur ordinateur. Les problemes poses par la separation chimique et la purification de l'uranium ont ete egalement envisages dans ce rapport. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

Fixation and transport of uranium by humic substances (1962); Fixation et transport de l'uranium par les substances humiques (1962)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-03-15

One enter upon the study of the part taken by organic substances in ores that contain uranium in a disseminated form, without mineralization, being considered the reaction between uranium and humus. 'Humic acids' are extracted from the peat by ammonia. By the fact of their ability to cationic exchange, these are forming humates with metal cations; monovalent humates, normally soluble in water, can become insoluble after treatment of humic acids with methanal. The polyvalent humates are insoluble in water, especially humates of U (IV) and uranyl U (VI). Action of Li, Na, K, Mg, Ca uranyl carbonates solutions on the humic acids results in the formation of humates containing uranyl and the other cation. 100 g of humic acids give a fixation of no more than 38 g of uranium as uranyl. In contact with uraniferous weakly concentrated solutions, they fix 4 to 8 g according to pH, with a yield in the extraction greater than 95 per cent. The action of a sodium humate solution on a humate of uranyl give a solution containing a soluble sodium and uranyl humate. The solution is precipitated at various degrees by the polyvalent cations and insoluble humic substances. In all cases, the fixation of uranium with such prepared humic acids corresponds to a chemisorption of uranyl cations. (author) [French] L'etude du role des matieres organiques dans les minerais contenant de l'uranium sous une forme disseminee, sans mineralisation, est abordee en envisageant les reactions de l'uranium et de l'humus. Des 'acides humiques' sont extraits de la tourbe par l'ammoniaque. Par leur capacite d'echange cationique, ils forment des humates avec les cations metalliques; les humates de metaux monovalents, normalement solubles dans l'eau, peuvent etre rendus insolubles apres traitement des acides humiques par le methanal. Les humates de metaux plurivalents sont insolubles dans l'eau, en particulier ceux de U (IV) et d'uranyle U (VI). L'action de solutions d'uranylcarbonates de Li, Na, K, Mg, Ca sur

Sintering of uranium oxide of high specific surface area

International Nuclear Information System (INIS)

Bel, Alain; Francois, Bernard; Delmas, Roger; Caillat, Roger

1959-01-01

The extent to which a uranium oxide powder deriving from ammonium uranate or uranium peroxide lends itself to the sintering process depends largely on its specific surface area. When this is greater than 5 m 2 / g there is an optimum temperature for sintering in hydrogen. This temperature becomes less as the specific area of the powder is greater. Reprint of a paper published in Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 249, p. 1045-1047, sitting of 21 September 1959 [fr

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)

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

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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

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

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

1965-07-01

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

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

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

1965-07-01

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)

Fe Al40, a new canning material for reactors using refractory fuels; Le Fe Al40, un nouveau materiau de gainage pour les reacteurs a combustibles refractaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Sainfort, G; Cabane, G; Salesse, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

18-10 niobium - stabilized stainless steel, in water, either de oxygenated or saturated with oxygen at 25 C, the weight gain is one hundred time smaller than that of mild steel, after a 3 month test, in water vapour at 500 C, also after 3 months, only the growth of impervious and very adherent oxide skins is observed, in sodium up to 1000 h at 700 C, the behaviour is at least as good as that of stainless steel. No diffusion reaction has been detected either with uranium dioxide up to 800 C, or with uranium carbide up to 700 C. Extension specimens and thin walled cans are subjected to high flux irradiations between 20 and 700 C; preliminary results will be given. (authors) [French] Le Fe Al40, grace a sa haute teneur en aluminium, presente de grands avantages sur les aciers inoxydables, pour les applications nucleaires; en particulier, sa section efficace est moitie de celle de l'acier a 18 p.100 Cr et 10 p.100 Ni, et sa compatibilite avec les elements combustibles et avec les fluides caloporteurs est exceptionnellement bonne. Les alliages ferreux, contenant plus de 16 p.100 en poids d'aluminium, sont reputes fragiles en raison de leur structure ordonnee. En fait, la plus grande partie de la fragilite de ces alliages est due a la presence de precipites intergranulaires. L'emploi de fer et d'aluminium purs, ainsi que des additions destinees a pieger les traces d'impuretes residuelles, permet d'obtenir, par coulee sous vide, un alliage tres propre dont la fragilite a chaud est suffisamment reduite pour permettre une transformation. avec un excellent rendement. Les etudes de fonderie et de transformation, qui ont defini la composition de l'alliage et les meilleures conditions industrielles de preparation, seront decrites. Les proprietes mecaniques des produits files ou lamines sont conditionnees par la structure ferritique ordonnee des alliages ainsi prepares: allongement par traction a temperature ambiante compris entre 8 et 11 p.100, augmentation progressive de l

Localization of alpha emitters by damage production in a thin film. Application to the study of alpha emitter diffusion in irradiated samples; Localisation des emetteurs alpha par creation de dommages dans un film mince. Application a l'etude de la diffusion des emetteurs alpha dans des echantillons irradies

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Houdaille, B; Perrot, M [Commissariat a l' Energie Atomique, 91 - Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-07-01

The process of recording {alpha} particles on cellulose nitrate films, called alpha-graphy, is applied to the study of the diffusion of {alpha}-emitting elements in irradiated alloys. The existence of diffusion is shown by attacking the film with concentrated caustic soda after exposition. The insensitivity of the recorder to {beta} {gamma} radiation emitted by the sample after passing in the reactor makes it possible to operate with long exposure times and to detect small diffusions. The concentration-penetration curves are drawn up after carrying out a densitometric analysis of the alpha-graphies. - As the cellulose nitrate is affected only by {alpha} particles of energies of between 0.5 and 4 MeV, it was first necessary to determine the yield of the recorder for {alpha} particles emitted by a thick source, i.e. whose energy varies between 0 and E{sub 0}, E{sub 0} being the energy of the alpha emitter. - The concentration C of the {alpha}-emitter, as a function of the optical density D of the alpha-graphy, and of the exposure time t is given by a simple relationship: C = D/at where a is an experimental constant determined by calibration. It depends on the nature of the cellulose nitrate, of the {alpha}-emitting element and of the alloy studied. (authors) [French] Le procede d'enregistrement des particules alpha sur film de nitrate de cellulose, ou alphagraphie, est applique a l'etude de la diffusion d'elements emetteurs alpha dans des alliages irradies. La diffusion est mise en evidence par une attaque du film de nitrate, apres exposition, dans de la soude concentree. L'insensibilite de l'enregistreur au rayonnement {beta} {gamma}, emis par l'echantillon apres son sejour en pile, permet d'operer sur de longs temps de pose et de detecter des diffusions faibles. Les courbes concentration - penetration sont etablies par exploitation densitometrique des alphagraphies. - Comme le nitrate de cellulose n'est impressionne que par des particules alpha dont l'energie est

Extraction of sulphates by long chain amines; Extraction des sulfates par les amines a longues chaines

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-05-15

The extraction of sulphuric acid by long chain amines in organic solution has been studied with a view to determining the value of the stability constants of the amine sulphates and bi-sulphates formed. We have concentrated chiefly on uranium sulphate and thorium sulphate. The formulae of the complexes extractable with amines have been established, as well as the corresponding dissociation constants. We have observed that for uranium sulphate the formula of the complex depends only on the nature of the amine, whereas for thorium this formula varies with the amine structure. From the formulae determined and the value of the constants calculated, we have been able to establish the best conditions for uranium and thorium extraction and also for a separation of these two elements. Finally we propose an application of this study to the determination of uranium in ores, where the separation of uranium by this method is particularly easy and complete. (author) [French] L'extraction de l'acide sulfurique par des amines a longues chaines en solution organique a ete etudiee en vue de la determination de la valeur des constantes de stabilite des sulfates et bisulfates d'amines formes. Parmi les sulfates, nous nous sommes particulierement interesses au sulfate d'uranium et au sulfate de thorium. Nous avons determine les formules des complexes extractibles avec les amines, ainsi que les constantes de dissociation correspondantes. Nous avons remarque que pour le sulfate d'uranium, la formule du complexe ne depend que de la nature de l'amine, alors que pour le thorium cette formule varie avec la structure de l'amine. Les formules determinees et la valeur des constantes calculees, nous ont permis de decrire les meilleures conditions d'extraction de l'uranium et du thorium ainsi que celles d'une separation de ces deux elements. Nous proposons enfin une application de cette etude au dosage de l'uranium dans les minerais, ou la separation de l'uranium par cette methode est

Extrusion and drawing of zircaloy 2. Production of pressure tubes for EL-4; Filage et etirage du zircaloy 2. Realisation des tubes de force pour EL-4

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Thevenet, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Buffet, J [Cefilac (France)

1964-07-01

The authors give briefly the physical mechanical and chemical properties of zircaloy 2, as far as the transformation of this alloy is concerned. Extrusion: After a few general remarks concerning the extrusion and co-extrusion, including a comparison of the deformation resistance of canning metals and of zircaloy 2, the following points are considered: - the difficulties occurring because of the use of this alloy: - atmosphere protection - adjustment on to the machine tools - low thermal conductivity - economy of the metal (price) - the factors affecting the quality of the extruded products extrusion under a copper can and under lubricant glass - fine grain structure - temperature homogeneity - working temperature The transformation cycle - '550 kg ingot - preliminary shape 'for drawing of EL-4 tubes (112 x 120 L 12 m)' - is described in detail (extrusion or forging of the {phi} = 340 ingot into {phi} = 220 billets, cutting into lengths and hot drilling at {phi} = 125, fixing into a copper can and rough extrusion). Drawing: The main difficulties are due to seizing of the tools and to the necessity of protecting the alloy from the atmosphere during annealings. A brief description is given of drawing out on a short mandrel, on a long mandrel, of laminating on a reducing machine and of the carrying out of an annealing, as well as of the production of EL-4 tubes ({phi} =107 x 113 L 430 m) by drawing out shapes having a size of 112 x 120 on long mandrels. Conclusion: It is possible by extrusion and drawing to produce zircaloy 2 tubes similar to those which may be obtained normally using stainless steel. (authors) [French] Les auteurs donnent un resume succint des proprietes physiques mecaniques et chimiques du zircaloy 2 en ce qui concerne la transformation de cet alliage. Filage: Apres quelques generalites sur le filage et le cofilage, dont une comparaison entre les resistances a la deformation des metaux de gainage et du zircaloy 2, on etudie successivement: - les

The application of {beta}-ray excitation fluorescence to the measurement of the thickness of deposits and to analysis; Applications de la fluorescence excitee au moyen des rayons {beta} a la mesure des epaisseurs des depots et a l'analyse

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Martinelli, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Seibel, G [Institut de Recherches de la Siderurgie Francaise (IRSID), 78 - Saint-Germain-en-Laye (France)

1961-07-01

Principles of the method are first outlined and the instrumentation used is described. The different types of radiation detectors are subject of a detailed study. As a source of {beta}-radiation {sup 90}(Sr + Y) was used as well as {sup 147}Pm. Great care was taken to eliminate back-diffused electrons by deflection by a strong permanent magnet. The method was applied to the measurement of the thickness of deposits of Cr, Zn, Sn, Cd and Cu on iron as well as Zn, Cr, Ag and Au on copper and the results obtained are discussed. An attempt was made, to use {beta}-X-ray fluorescence for the analysis of minerals, iron ore and glass and for routine control of Si-Mn, Si-Ca, Fe-Mn and Fe-W. Finally the method of {beta}-X-ray fluorescence is compared with normal-X-ray fluorescence and possibilities of further development are cited. (author) [French] Les principes de la methode et l'instrumentation utilisee sont presentes. On decrit en particulier les detecteurs de rayonnement utilises. Comme source de rayonnement on utilise {sup 90}(Sr + Y) et {sup 147}Pm. Pour eliminer les electrons retrodiffuses on utilise un aimant permanent place sur le trajet du faisceau. La methode est appliquee a la mesure des epaisseurs des depots metalliques tels que le Cr, Zn, Sn, Cd et Cu sur fer et le Zn, Cr, Ag et Au sur cuivre. D'autre part, la fluorescence {beta}-X etait utilisee pour l'analyse des minerais et des verres et pour le controle des alliages Fe-Mn, Fe-W, Si-Mn, Si-Ca. Enfin, on passe a une comparaison entre la fluorescence {beta}-X et la fluorescence X normale et on discute les possibilites d'un developpement futur. (auteur)

Is the cooling of coils of pulsed accelerators profitable?; Le refroidissement des bobines des accelerateurs pulses est-il avantageux?

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Neyret, G.; Parain, J.; Schnuriger, J. C.

1960-05-15

cuivre, l'aluminium et le sodium. Nous nous sommes limites aux temperatures superieures a 10 deg. K; l'utilisation de la supra-conductivite n'a pas ete envisagee bien qu'on connaisse des alliages qui restent supraconducteurs meme sous des champs magnetiques eleves. Nous n'avons pas etudie le refroidissement des elements constitutifs d'un accelerateur autres que les bobines bien que, par exemple, le vide limite qui regne dans la chambre, la qualite des cavites acceleratrices puissent etre amelioree par l'abaissement de temperature. (auteurs)

Spectrophotometric titrations: Application to the determination of some elements in uranium solutions; Les titrages spectrophotometriques: Application a la determination de quelques elements dans les solutions d'uranium

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

1967-01-01

The aim of this work is the application of spectrophotometric titrations to the analysis of uranium-containing solutions. We have been led to examine the general principles involved in these titrations, and we give a brief outline of these principles. In the first part we deal therefore with spectrophotometric titrations from a general point of view, examining their fundamental principle, their practical execution as well as the various possibilities of the method. The advantage of the titration are examined, in particular that of lending itself simultaneous determination of two species. The possibility of applying these spectrophotometric titrations to the analysis of uranium-containing solutions is the subject of the second part of this report: the dosage of a few species in uranium (VI) solutions is described. To this second part is added an experimental appendix consisting of a description of the apparatus, as well as of the operational techniques used for certain titrations, in particular those involving solutions containing uranium. (author) [French] Le but de ce travail est l'application des titrages spectrophotometriques a l'analyse des solutions uraniferes. Nous avons ete amenes a examiner les principes generaux de ces titrages, principes qu'il nous est apparu necessaire de rappeler. Dans une premiere partie nous traiterons donc d'une facon generale des titrages spectrophotometriques, en examinant leur principe fondamental, leur mise en oeuvre ainsi que les possibilites diverses de dosage. Nous examinerons aussi les avantages de la methode de titrage, en insistant notamment sur la possibilite de faire des dosages successifs. La possibilite d'application de ces titrages spectrophotometriques a l'analyse des solutions uraniferes sera le sujet de la deuxieme partie: nous y decrivons le dosage de quelques especes, dans les solutions d'uranium (VI). A cette deuxieme partie nous joindrons une annexe experimentale comportant une description de l'appareillage que

Electrolytic nickel deposits upon uranium; Depot electrolytique de nickel sur l'uraniun

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Baudin, G; Chauvin, G; Coriou, H; Hure, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

The authors present a new possibility to protect uranium by very adherent nickel deposits got by aqueous medium electrolysis. Surface treatment of uranium is based upon the chemical etching method from Lietazke. After thermal treatments at 600, 700 and 800 deg. C, under vacuum, a good intermetallic U-Ni diffusion is observed for each case. (author) [French] Les auteurs mettent en evidence une possibilite nouvelle de protection de l'uranium par des depots tres adherents de nickel realises par electrolyse en milieu aqueux. La preparation de surface de l'uranium est basee sur la methode du decapage chimique de Lietazke. Apres des traitements thermiques a 600, 700 et 800 deg. C, sous vide, on constate dans tous les cas une bonne diffusion intermetallique U-Ni. (auteur)

Recovery of trans-plutonium elements; Recuperation des elements transplutoniens

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Espie, J Y; Poncet, B; Simon, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1970-07-01

The object of this work is to study the recovery of americium and curium from the fission-product solution obtained from the processing of irradiated fuel elements made of natural metallic uranium alloyed with aluminium, iron and silicon; these elements have been subjected to an average irradiation of 4000 MW days/ton in a gas-graphite type reactor having a thermal power of 3.7 MW/ton of uranium. The process used consists of 3 extraction cycles and one americium-curium separation: - 1) extraction cycle in 40 per cent TBP: extraction of actinides and lanthanides; elimination of fission products; - 2) extraction cycle in 8 per cent D2EHPA: decontamination from the fission products, decontamination of actinides from lanthanides; - 3) extraction cycle in 40 per cent TBP: separation of the complexing agent and concentration of the actinides; - 4) americium-curium separation by precipitation. (authors) [French] Cette etude a pour objet, la recuperation de l'americium et du curium de la solution de produits de fission provenant du traitement de combustibles irradies a base d'uranium naturel metallique allie a l'aluminium, le fer, et le silicium, et ayant subi une irradiation moyenne de 4000 MWj/t dans une pile du type graphite-gaz, dont la puissance thermique est de 3.7 MW/t d'uranium. Le procede utilise comprend 3 cycles d'extraction et une separation americium-curium: - 1. cycle d'extraction dans le TBP a 40 pour cent: extraction des actinides et des lanthanides, elimination des produits de fission; - 2. cycle d'extraction dans le D2EHPA a 8 pour cent: decontamination en produits de fission, decontamination des actinides en lanthanides; - 3. cycle d'extraction dans le TBP a 40 pour cent: separation du complexant et concentration des actinides; - 4. separation americium-curium par precipitation. (auteurs)

ETUDE DU COMPORTEMENT MECANIQUE DES ACIERS HYPEREUTECTOIDES DANS LE DOMAINE DE TEMPERATURE INTERCRITIQUE DYNAMIQUE

Directory of Open Access Journals (Sweden)

R GHERIANI

2001-06-01

Full Text Available L'étude que nous présentons contribue à une meilleure compréhension de l'influence de la vitesse de déformation et de la température sur le comportement mécanique des aciers hypereutectoïdes dans le domaine de température intercritique dynamique. Les courbes expérimentales obtenues en torsion présentent un intérêt notable dans la mesure où elles permettent de caractériser le comportement mécanique de l'acier 100C6; de plus, elles fournissent  des informations précieuses sur la capacité maximale de déformation de l'alliage. Les essais de torsion, menés jusqu'à rupture des éprouvettes, permettent d'effectuer un classement des matériaux selon leur ductilité. Les résultats obtenus sur l'acier 100C6 ont permis de préciser le comportement mécanique à tiède  de cet acier. Les aciers hypoeutectoïdes présentent, dans les domaines de température compris entre Ac1 et Ac3 en condition dynamique, une capacité de déformation élevée résultant de l'évolution, en cours de déformation, des phases a et g et de leurs mécanismes d'adoucissement. Nous nous sommes alors posé la question: quel est le comportement d'un acier hypereutectoïde, donc ne présentant  pas de domaine biphasé (a + g à l'équilibre, lorsqu'il est déformé à une température supérieure à Ac1?

Use of an oscillation technique to measure effective cross-sections of fissionable samples in critical assemblies; Mesure des sections efficaces effectives d'echantillons fissiles par une methode d'oscillation dans les-assemblages critiques

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Tretiakoff, O; Vidal, R; Carre, J C; Robin, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The authors describe the technique used to measure the effective absorption and neutron-yield cross-sections of a fissionable sample. These two values are determined by analysing the signals due to the variation in reactivity (over-all signal) and the local perturbation in the flux (local signal) produced by the oscillating sample. These signals are standardized by means of a set of samples containing quantities of fissionable material ({sup 235}U) and an absorber, boron, which are well known. The measurements are made for different neutron spectra characterized by lattice parameters which constitute the central zone within which the sample moves. This technique is used to study the effective cross-sections of uranium-plutonium alloys for different heavy-water and graphite lattices in the MINERVE and MARIUS critical assemblies. The same experiments are carried out on fuel samples of different irradiations in order to determine the evolution of effective cross-sections as a function of the spectrum and the irradiations. (authors) [French] On decrit la methode utilisee pour mesurer les sections efficaces effectives d'absorption et de production de neutrons d'un echantillon fissile. Ces deux grandeurs sont determinees en analysant les signaux dus a la variation de reactivite (signal global) et a la perturbation locale de flux (signal local) produits par l'echantillon oscillant. Ces signaux sont etalonnes a l'aide d'un jeu d'echantillons dont les teneurs en materiau fissile ({sup 235}U) et en absorbeur (bore) sont bien connues. Les mesures sont realisees pour differents spectres de neutrons caracterises par les parametres du reseau constituant la zone centrale a l'interieur de laquelle se deplace l'echantillon. A l'aide de cette methode on etudie les sections efficaces effectives d'alliage uranium-plutonium pour differents reseaux a eau lourde et a graphite dans les assemblages crtiques MINERVE et MARIUS. Les memes experiences sont effectuees sur des echantillons de

Dispersion-Type Absorbing Materials for the Control Organs of Thermal Reactors; Absorbants du Type a Dispersion pour les Organes de Commande des Reacteurs a Neutrons Thermiques; Pogloshchayushchie materialy dispersionnogo tipa dlya organov regulirovaniya teplovykh reaktorov; Absorbentes de Tipo Dispersion para los Organos de Mando de los Reactores Termicos

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Nosov, V. I.; Ponomarjov-Stepnoj, H. H.; Portnoj, K. I.; Savel' ev, E. G.

1964-06-15

The paper gives the results of a study of the physical characteristics of NIMONIC-type absorbing alloys with oxides of rare-earth elements dispersed in them (gadolinium, samarium, europium etc. ). The paper discusses changes in absorbing capacity in relation to the composition of the material, describes the mechanical and thermophysical properties of the absorbing materials as a function of the concentration of absorber introduced into the alloy and, finally, gives the results of a study of the effect of radiation on the properties of the materials. It is shown that absorbing alloys with oxides of rare-earth elements dispersed in the metallic matrix possess considerable absorbing capacity for relatively small amounts of absorber in the alloy (5 to 10%). When oxides of rare-earth elements are added, NIMONIC-type alloys have relatively high resistance and thermophysical characteristics (o{sub B}, E, {lambda}) at high temperatures for absorber concentrations up to about 10%. Dispersion materials of this type have satisfactory radiation stability in a radiation field of about 3 x 10{sup 20}n/cm{sup 2} at high temperature. (author) [French] Les auteurs exposent les resultats de recherches sur les caracteristiques physiques des alliages absorbants du type nimonik, contenant des terres rares dispersees dans leur masse (gadolinium, samarium, europium, etc.). Ils examinent les variations de la capacite d'absorption selon la composition du materiau; on donne des indications sur les caracteristiques mecaniques et thermophysiques des absorbants en fonction de la concentration de Tabsorbeur incorpore dans l 'alliage ainsi que les resultats d 'une etude relative a l 'influence de l'irradiation sur ces caracteristiques. Ils montrent que les alliages absorbants contenant des oxydes de terres rares disperses dans une matrice metallique ont une capacite d'absorption importante pour une teneur de l'alliage relativement faible en'matieres absorbantes (environ 5 a 10%). Les alliages du

A method for reducing memory errors in the isotopic analyses of uranium hexafluoride by mass spectrometry; Methode de reduction des erreurs de memoire dans les analyses isotopiques de l'hexafluorure d'uranium par spectrometrie de masse

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

1961-07-01

One of the most serious causes of systematic error in isotopic analyses of uranium from UF{sub 6} is the tendency of this material to become fixed in various ways in the mass spectrometer. As a result the value indicated by the instrument is influenced by the isotopic composition of the substances previously analysed. The resulting error is called a memory error. Making use of an elementary mathematical theory, the various methods used to reduce memory errors are analysed and compared. A new method is then suggested, which reduces the memory errors to an extent where they become negligible over a wide range of {sup 235}U concentration. The method is given in full, together with examples of its application. (author) [French] Une des causes d'erreurs systematiques les plus graves dans les analyses isotopiques d'uranium a partir d'UF{sub 6} est l'aptitude de ce produit a se fixer de diverses manieres dans le spectrometre de masse. Il en resulte une influence de la composition isotopique des produits precedemment analyses sur la valeur indiquee par l'appareil. L'erreur resultante est appelee erreur de memoire. A partir d'une theorie mathematique elementaire, on analyse et on compare les differentes methodes utilisees pour reduire les erreurs de memoire. On suggere ensuite une nouvelle methode qui reduit les erreurs de memoire dans une proportion telle qu'elles deviennent negligeables dans un grand domaine de concentration en {sup 235}U. On donne le mode operatoire complet et des exemples d'application. (auteur)

Natural uranium toxicology - evaluation of internal contamination in man; Toxicologie de l'uranium naturel - essai d'evaluation de la contamination interne chez l'homme

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

1968-07-01

After reminding the physical and chemical properties of natural uranium which might affect its toxicology, a comprehensive investigation upon natural uranium metabolism and toxicity and after applying occupational exposure standards to this particular poison, it has been determined, from accident reports and human experience reported in the related literature, a series of formulae obtained by theoretical mathematical development giving principles for internal contamination monitoring and disclosure by determining uranium in the urine of occupationally exposed individuals. An assay is performed to determine individual internal contamination according to the various contamination cases. The outlined purposes, mainly practical, required some options and extrapolations. The proposed formula allows a preliminary approach and also to determine shortly a contamination extent or to discuss the systematical urinalysis results as compared with individual radio-toxicology monitoring professional standards. (author) [French] Apres le rappel des caracteristiques physiques et des proprietes chimiques de l'uranium naturel pouvant avoir une influence sur sa toxicologie, l'etude detaillee de son metabolisme et de sa toxicite, puis l'application des normes professionnelles d'exposition au cas particulier de ce toxique, il est etabli, a partir des comptes rendus d'accidents et de l'experimentation humaine rapportes dans la litterature, une serie de formules obtenues par developpement mathematique theorique qui posent les principes de la surveillance et de la mise en evidence de la contamination interne par la recherche et le dosage de l'uranium dans les urines d'individus professionnellement exposes. Un essai d'evaluation de la contamination interne individuelle suivant les differents cas de contamination est effectue. Le formulaire propose permet de faire une premiere approximation et d'apprecier rapidement l'importance d'une contamination ou bien d'interpreter les resultats d

Cycle for fuel elements. Uranium production, programs for nuclear power stations and capital expenditure involved; Cycles de combustibles. Production d'uranium, programme de centrales electriques et effort financier correspondant

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

1958-07-01

A number of different possible programs for nuclear power stations of various types are presented in this survey. These programs are established in relation to the use of uranium and thorium in amounts similar to those that shall probably be produced in France during the next fifteen years. As it is possible to draw plans for nuclear power stations in which several processes exist simultaneously, an unlimited number of variations being thinkable, this survey is limited to successive analysis of the results obtained by use of only one of each of the following three systems: - system natural uranium-graphite, - system natural uranium-heavy water, -system enriched uranium-pressurised light water. All schemes are considered as assemblages of these three simple systems. The effects of plutonium recycling are also considered for each system. The electric power installed and the capacity of stations situated up-stream and down-stream have been calculated by this method and an attempt has been made to establish the sum to be invested during the fifteen years necessary for the launching of the programs scheduled. A table of timing for the investments groups the results obtained. Considering the fact that French availabilities in capital shall not be unlimited during the coming years, this way of presenting the results seems to be interesting. (author)Fren. [French] L'etude presentee comporte l'examen d'un certain nombre d'hypotheses de programmes de centrales nucleaires de types differents. Ces programmes correspondent a l'utilisation de tonnages d'uranium et de thorium de l'ordre de grandeur de ceux qui seront probablement produits par la France dans les quinze prochaines annees. Comme il est possible de batir un programme de centrales nucleaires, comportant a la fois plusieurs filieres suivant des variantes en nombre infini, on s'est contente d'examiner successivement les resultats ous si on utilisait exclusivement l'une des trois filieres suivantes: - filiere uranium

Study of rolled uranium annealing process; Etude du recuit de l'uranium lamine

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

1954-06-15

The dilatometric study of rolled uranium clearly shows not only the expansions or contractions induced by stress relief or diffusion of vacancies, but also the slope variations of the cooling curves, which are the best evidence of a texture change. Under the microscope, hard-rolled sheets appear as a mixture of two distinct structures; it is also possible by intermediate annealing to prepare homogeneous sheets of either structure, i.e. twinned or untwinned. All these sheets which have similar textures, undergo at first a primary recrystallization beginning at 320 deg C, then a texture change without any apparent crystal growth, at about 430 deg C. (author) [French] L'anisotropie de l'uranium {alpha} se manifeste fortement dans les coefficients de dilatation. Aussi la dilatometrie permet lle de reperer facilement les expansions ou contractions dues a des relachements de tensions ou a des disparitions de lacunes, ainsi que les variations de pente des courbes de refroidissement, qui constituent la plus importante manifestation d'un changement de texture. Au microscope, les toles fortement ecrouies apparaissent generalement formees d'un melange de deux structures differentes; on a pu aussi preparer des toles de structure homogene: les unes formees de cristaux macles, les autres apparemment depourvues de macles. Ces toles, qui ont toutes a peu pres la meme texture, subissent d'abord une recristallisation primaire a partir de 320 deg C, puis a 430 deg C environ, un changement de texture sans grossissement apparent de cristaux. (auteur)

Study of the recrystallisation of irradiated uranium; Etude sur l'uranium irradie

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Bloch, J; Mustelier, J P; Bussy, P; Blin, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

1- Study of the recrystallisation of irradiated uranium. The recrystallisation of uranium irradiated to a burnup level of 220 MWj/t, at a temperature of the order of 350 deg. C, has been investigated. The observations were made chiefly by means of micrography an hardness measurements. If the irradiated metal is compared with a cold-drawn metal showing the same shearing of the twinned crystals, and therefore the same rate of plastic deformation, as the irradiated metal, it is noted that the restoring of the irradiated metal takes place at a considerably higher temperature than that of the cold-drawn metal. Pre-crystallisation is very much delayed. Only, a passage of the {alpha}-{beta} transformation point quickly wipes out irradiation effect. 2- Hardening of uranium by irradiation. Using hardness measurements we have studied more especially the effect of very weak irradiations on uranium (integrated flux < 10{sup 16} nvt). The hardness does not increase linearly with the flux, but a period of incubation is observed probably representing the time necessary for saturation of the dislocations. (author)Fren. [French] 1- Etude de la recristallisation de l'uranium irradie. On a etudie la recristallisation d'uranium irradie jusqu'a un taux de combustion de 220 MWj/t a une temperature de l'ordre de 350 deg. C. Les observations ont ete faites principalement a l'aide de la micrographie et de la durete. Si l'on compare le metal irradie avec un metal ecroui presentant le meme cisaillement des macles, donc le meme taux de deformation plastique que le metal irradie, on constate que la restauration du metal irradie se fait a une temperature notablement superieure a celle du metal ecroui. La recristallisation est tres retardee. Seul, un passage du point de transformation {alpha}-{beta} efface rapidement l'effet de l'irradiation. 2- Durcissement de l'uranium par irradiation. Nous avons, a l'aide de la durete, etudie plus particulierement l'effet de tres faibles irrtions sur l'uranium

The Estimation of Internal Contamination with Uranium from Urine Analysis Results; Evaluation de la Contamination Interne par l'Uranium a Partir des Resultats de l'Analyse d'Urines; 041e 0426 0414 ; Evaluacion de la Contaminacion Interna con Uranio a Partir de los Resultados del Analisis de Orina

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Jackson, S. [Authority Health and Safety Branch, Radiological Protection Division, United Kingdom Atomic Energy Authority, Harwell, Berks. (United Kingdom)

1964-11-15

The most common cause of internal contamination with uranium is inhalation of uranium dust. Soluble uranium compounds are rapidly absorbed from the lungs, and most of the uranium entering the circulation is rapidly excreted in the urine. The intake of soluble uranium at work can be estimated from the uranium content of urine samples taken immediately afterwards. It is a special feature of soluble compounds of natural uranium that the primary consideration is not radiological but toxicological due to chemical effects of uranium deposited in the kidneys. Some uranium is also deposited in the skeleton, but the irradiation of bone is less critical, in the case of natural uranium, than the toxicity to kidney. For soluble compounds of highly-enriched uranium with its high specific activity, the primary concern is radiological; the chemical effects on the kidneys are less limiting than the irradiation of bone, which thus becomes the critical organ. In this case, it is better to attempt to assess the retained body burden rather than the intake of uranium. This may be done by analysing urine samples taken not immediately after exposure but when some time has elapsed. Samples taken after a holiday are probably the best material available in practice, but it may be necessary to accept samples after only a week-end of removal from uranium work. (author) [French] Evaluation de la contamination interne par l'uranium a partir des resultats de l'analyse d'urines. La cause la plus frequente de contamination interne par l'uranium est l'inhalation de poussieres d'uranium. Les composes solubles de l'uranium sont rapidement absorbes au niveau des poumons et la plus grande partie de l'uranium qui passe dans le sang est rapidement rejetee avec l'urine. La quantite d'uranium soluble actif qui est absorbee peut etre determinee a partir de la teneur en uranium d'echantillons preleves immediatement apres. Les composes solubles de l'uranium naturel ont une particularite en ce sens que la

Mechanisms of deformation and of recrystallization of imperfect uranium monocrystals; Les mecanismes de deformation et de recristallisation des monocristaux imparfaits d'uranium

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

1960-04-15

The various means by which plastic deformations by slip, twinning or kinking are produced by tension of imperfect {alpha} uranium single crystals prepared by a {beta} {yields} {alpha} phase change, have been studied by X-rays and micrographic examination. Depending on the crystallographic orientation with respect to the direction of the applied tension, and depending on the magnitude of the change in length, the crystals are deformed either preferentially according to a single mechanism, for example twinning, or simultaneously according to two or three mechanisms. The results of a subsequent annealing of the deformed single in the {alpha} phase are studied with respect to the deformation mechanisms. In the case of a deformation due primarily to (010) [100], (011) [100] or (110) [001] sliding, there occurs recrystallization by crystal growth selectivity. If the deformation occurs via deformation bands, there is recrystallization by 'oriented nucleation'. The crystals deformed preponderantly by twinning give on recrystallization perfect crystals having optimum dimensions and having orientational characteristics closely related to those of the original crystal. Finally are discussed some criteria relating to the geometry and the dynamics with a view to explaining the occurrence of such and such a deformation mechanism of a single crystal with a given orientation. This study, in conclusion, must help to define the best conditions (crystalline orientation and process of deformation) which will promote the growth of large, perfect, single crystals. (author) [French] Les divers modes de deformation plastique, glissement, maclage et pliage, que provoque la traction de monocristaux d'uranium {alpha} imparfaits prepares par changement de phase {beta} {yields} {alpha} ont ete etudies par rayons X et par examen micrographique. Suivant l'orientation cristallographique par rapport a la direction de l'axe de traction et suivant l'importance de l'allongement, les monocristaux se

Rare-Earth-Rich Alloys; Alliages a Teneur Elevee en Terres Rares; Splavy, obogashchennye redkozemel'nymi ehlementami; Aleaciones Ricas en Tierras Raras

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Copeland, M.; Kato, H. [Albany Metallurgy Research Center, Bureau of Mines, United States Department of the Interior, Albany, OR (United States)

1964-06-15

ainsi que leurs effets sur les points de fusion, les transformations de l'etat solide et la resistance a la corrosion. Ils ont etabli des diagrammes de phases jusqu'au premier compose ou entectique a teneur elevee en terres rares, selon que l'un ou l'autre apparaissait le premier. Une fois cette partie des travaux termines, ils ont fabrique des alliages qu'ils ont traites a chaud pour obtenir le maximum de solubilite a l'etat solide du metal d'alliage qui n'est pas une terre rare,, et ils ont fait des essais d'oxydation et de corrosion. Ils n'ont observe aucune amelioration de la resistance des terres rares a l 'oxydation dans l 'atmosphere a la suite de l 'operation; en fait, la plupart des metaux d'addition se sont reveles nuisibles. L'aluminium augmentait fortement la resistance a la corrosion par l'eau chaude des terres rares ayant fait l'objet des essais; d'autres metaux n'augmentaient cette resistance des terres rares qu'a un moindre degre. (author) [Spanish] Los metales de las tierras raras presentan interes en el control de reactores de potencia debido a su elevada seccion eficaz de captura de neutrones termicos, pero por desgracia se corroen con facilidad. Partiendo del supuesto de que ciertos metales no pertenecientes al grupo de las tierras raras pueden alearse con disprosio, erbio, gadolinio y samario mejorando sus propiedades, los autores estudiaron los efectos que esta aleacion ejerce sobre las tierras raras. Estudiaron la solubilidad de metales como el circonio, vanadio, cromo, hierro, niquel, cobre, aluminio y silicio en disprosio, erbio, gadolinio y samario, y determinaron sus efectos sobre los respectivos puntos de fusion, las transformaciones de estado solido y la resistencia a la corrosion. Prepararon diagramas de fase hasta el primer compuesto rico en tierra rara o hasta el eutectico, segun cual apareciera primero. A l terminar esta parte del trabajo, prepararon aleaciones, que sometieron a un tratamiento termico para obtener un maximo de

The problem of radon in uranium mines; Le probleme du radon dans les mines d'uranium

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

1955-07-01

The exploitation of uranium ores constitute the first stage in the use of the atomic energy. With the current methods of exploitation, we meet in these mines various dangers of irradiation and contamination which the presence of the radon constitutes one of the most important aspects. The supportable maximum concentration is currently of 10{sup -10} c of radon by liter of air. It seems, even while considering that the RaA, RaB and RaC descendants are not in balance, that it cannot be fix a less rigorous limit. Indeed the limit proposed by the ''Commission Internationale de Protection Radiologique'' give, for an exhibition of 40 hours per week a dose calculated to the level of the bronchi of: 9,5 rem/week with 100% of RaA and 50% of RaB and RaCs, or 19 rem/week with 100% of RaA, RaB and RaC instead of 0,3 rem. It is necessary, also, to take into account because of the risk is not unique for the miner who is expose to the radiation of ore and breath dusts of uranium. (authors) [French] L'exploitation des minerais d'uranium constitue le premier stade dans l'utilisation de l'energie atomique. Avec les methodes courantes d'exploitation on rencontre dans ces mines des dangers divers d'irradiation et de contamination dont la presence du radon constitue l'un des aspects les plus importants. La concentration maximum tolerable est actuellement de 10{sup -10} c de radon par litre d'air. Il semble, meme en considerant que les descendants RaA, RaB et RaC ne sont pas en equilibre, qu'on ne puisse pas fixer une limite moins rigoureuse. En effet la limite proposee par la Commission Internationale de Protection radiologique donne, pour une exposition de 40 heures par semaine une dose calculee au niveau des bronches de: 9,5 rem/semaine avec 100 % de RaA et 50 % de RaB et RaC, ou 19 rem/semaine avec 100 % de RaA, RaB et RaC au lieu de 0,3 rem. Il faut, en outre, tenir compte du fait que le risque n'est pas unique chez le mineur qui est expose au rayonnement du minerai et respire des

On the refining of the grain of uranium; Sur l'affinage du grain de l'uranium

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

1957-07-01

The use of uranium has led us to look into the possibility of finding a structure different from that of the crude cast or drawn uranium which has a coarse and heterogeneous structure. Some conditions for treatments which can be carried out according to simple and standard techniques have been determined. The aim of this report is to describe the results obtained. (author) [French] L'utilisation de l'uranium nous a amenes a chercher une structure differente de celle de l'uranium brut de coulee ou file, qui presente une structure grossiere et heterogene. Quelques conditions de traitements realisables selon des techniques simples et courantes ont ete determinees. Le but de ce rapport est de decrire les resultats obtenus. (auteur)

The creation of a uranium oxide industry, from the laboratory stage to a pilot plant (1961); Creation d'une industrie de l'oxyde d'uranium du laboratoire a l'usine pilote (1961)

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Caillat, R; Delange, M; Sauteron, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Hauser, R [Compagnie Industrielle des Combustibles atomiques frittes (France)

1961-07-01

The qualities of uranium oxide, in particular its good in-pile characteristics and its resistance to corrosion by the usual heat-exchange fluids, have led to this material being chose at the present time as a nuclear fuel in many power reactors, either planned or under construction. A great effort has been made these last few years in France in studying processes for transforming powdered uranium oxide into a dense material with satisfactory behaviour in a neutron flux. The laboratories at Saclay have studied the physico-chemical features of the phenomena accompanying the calcination of uranium peroxide or ammonium uranate to give uranium trioxide, and the subsequent reduction of the latter to dioxide as well as the sintering of the powders obtained. This work has made it possible on one hand to prepare powder of known specific surface area, and on the other to show the overriding influence of this factor, all other things being equal, on the behaviour of powders during sintering in a hydrogen atmosphere. The work has led to defining two methods for sintering stoichiometric uranium oxide of high density. The technological study of the preparation of the powder and its industrial production are carried out at the plant of Le Bouchet which produces at the moment powders of known characteristics suitable for sintering in hydrogen at 1650 deg. C without prior grinding. The industrial sintering is carried out by the Compagnie industrielle des Combustibles Atomiques Frittes who has set up a pilot plant having a capacity of 25 metric tons/year, for the Commissariat l'Energie Atomique and has been operating this plant since May 1958. This plant is presented by a film entitled 'uranium oxide'. (author) [French] Les qualites de l'oxyde d'uranium, en particulier son bon comportement en pile et sa resistance a la corrosion par les fluides caloporteurs habituels, font choisir aujourd'hui ce materiau comme combustible de nombreux reacteurs de puissance en construction ou en

Contribution to the study of the sintering mechanisms of uranium powders in the {alpha}, {beta}, and {gamma} phases; Contribution a l'etude des mecanismes de frittage de poudre d'uranium en phases {alpha}, {beta}, et {gamma}

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

1964-06-01

also followed by simple and differential thermal analysis. (author) [French] L'etude des mecanismes de frittage de poudre d'uranium d'origine caliothermique a ete effectuee sous vide par mesure dilatometrique en continu des retraits d'echantillons prealablement comprimes a temperature ordinaire sous atmosphere d'argon purifie. Les essais effectues dans les trois domaines {alpha}, {beta}, {gamma} ont permis de constater que le premier stade de frittoge semble regi par un mecanisme d'autodiffusion en volume; les valeurs des chaleurs d'activation des mecanismes de frittage trouves sont voisines de celles deduites lors des etudes sur l'autodiffusion en volume par la methode directe des radiotraceurs. Par ailleurs, dans le domaine {gamma} on a pu mettre en evidence un second mecanisme de frittage qui interesse des durees de frittage beaucoup plus longues, a chaleur d'activation beaucoup plus faible semblant indiquer qu'il s'agit d'un mecanisme d'elimination des pores par diffusion intergranulaire de lacunes. En outre, les essois dilatometriques permettent de mettre en evidence l'influence simultanee de deux facteurs principaux regissant cette etude: les joints de grains et les coefficients de diffusion. Dans une seconde partie, les echantillons frittes ont ete etudies par diverses methodes afin de determiner leur structure et certaines de leurs proprietes physiques. C'est ainsi que des examens metallographiques effectues apres polissage par bombardement ionique ont permis de determiner l'evolution de la porosite dans les trois phases {alpha}, {beta} et {gamma} ainsi que la structure et la nature des inclusions dans chaque echantillon. Par ailleurs des mesures de densite et de porosite ont ete effectuees. L'evolution des deux series de resultats permet de confirmer les examens dilatometriques et micrographiques precedents. Enfin, une etude dilatometrique detaillee des echantillons frittes en phose {gamma} a permis de montrer l'influence des couches d'oxyde associees a la

Uranium self-diffusion in uranium monocarbide; Determination du coefficient d'autodiffusion de l'uranium dans son monocarbure

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Villaine, P [Commissariat a l' Energie Atomique, 38 - Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-10-01

Uranium self diffusion in near-stoichiometric stabilized uranium monocarbide has been investigated in the temperature range 1450-2000 deg. C. A thin layer of {sup 235}UC was deposited onto the samples and the diffusion profiles were analyzed by both sectioning and alpha-spectrometry techniques. The variation with temperature of the self-diffusion coefficient can be expressed by the equation: D = 7.5 x 10{sup -5} exp [-(81 {+-} 10) kcal/mole / RT] Cm{sup 2} s{sup -1} The coefficient D decreases with increasing carbon content. Autoradiographs and profile analysis have evidenced a preferential grain-boundary diffusion at all temperatures and compositions investigated. This phenomenon was used for a study of grain-boundary migration and for the evaluation of grain-boundary diffusion coefficients. The activation energy thus derived is close to the volume diffusion activation energy. (author) [French] L'autodiffusion de l'uranium dans le monocarbure d'uranium de composition voisine de la stoechiometrie et stabilise par recuit prealable, a ete etudiee entre 1450 et 2000 deg. C par la methode du depot mince de traceur, suivie des techniques d'abrasion comptage et de spectrometrie alpha. La variation avec la temperature du coefficient d'autodiffusion peut s'ecrire: D = 7.5 x 10{sup -5} exp [-(81 {+-} 10) kcal/mole / RT] Cm{sup 2} s{sup -1} Le coefficient D decroit avec une augmentation de la teneur en carbone. L'observation d'autoradiographies et l'analyse de profils de diffusion ont mis en evidence l'importance d'une diffusion intergranulaire preferentielle pour toutes les compositions etudiees et a toutes les temperatures. Cette diffusion a egalement ete utilisee pour l'etude de la migration des joints de grains et pour le calcul approche du coefficient de diffusion mtergranulaire. L'energie d'activation ainsi determinee est voisine de celle correspondant a la diffusion volumique. (auteur)

Isotope Analysis of Uranium by Interferometry; Analyse isotopique de l'uranium par interferometrie

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

1962-07-01

Among the optical methods which may be used to make isotopic measurements of {sup 235}U interferometry gives promising results. An apparatus is described which has a photomultiplier as receiver; the source must therefore have characteristics (intensity, stability, fineness of emitted rays) which have led to the use of electrode-less discharge tubes whose methods of production and excitation are given. An example of calibration is given. (author) [French] Parmi les methodes optiques permettant le dosage isotopique de l'uranium 235, l'interferometrie est une technique qui donne des resultats prometteurs. On decrit ici un appareil ayant un photo-multiplicateur comme recepteur; la source doit donc avoir des caracteristiques (intensite, stabilite, finesse des raies emises) qui ont conduit a utiliser des tubes a decharge sans electrode dont on indique la fabrication et le mode d'excitation. Un exemple d'etalonnage est enfin donne. (auteur)

Contribution to the study of the microstructure of uranium dioxide (1962); Contribution a l'etude de la microstructure du dioxyde d'uranium (1962)

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

1960-05-15

The microstructure of sintered uranium dioxide is studied in relation with several parameters, specially the sintering temperatures and atmospheres. The external surface and the internal microstructure of the sintered are examined, using fractography and ceramography. Various techniques for preparing surfaces (mechanical and electrolytic polishing) and for revealing the structure (chemical and anodic attack, ionic bombardment oxidation) have been experienced and compared. Patterns similar to those revealed in metals and probably related with interactions between dislocations and vacancies have been observed. (author) [French] La microstructure de frittes d'oxyde d'uranium est etudiee en fonction de divers parametres, en particulier de la temperature et de l'atmosphere de frittage, par examen de la surface externe des frittes, puis de leur microstructure interne (fractographie, ceramographie). Differentes techniques de preparation des surfaces (polissage mecanique ou electrolytique) et de revelation de la structure (attaque chimique ou anodique, bombardement ionique, oxydation preferentielle) ont ete experimentees et comparees. Des figures comparables a celles revelees dans les metaux et liees probablement a des interactions entre dislocations et lacunes ont ete observees. (auteur)

Study of niobium isotopes having excess neutrons and a short half-life; Etude des isotopes du niobium excedentaires en neutrons et de courte periode

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

1968-02-01

By irradiating Mo with 14 MeV neutrons isomers have been found for {sup 98}Nb (2.8 s half-life) {sup 99}Nb (9 s) and {sup 100}Nb (2.4 s). No isomer of this type seems to exist for {sup 96}Nb. Rapid separation methods are developed for isolating {sup 98}Zr from fission products, and for separating Zr and Nb. The half-life of {sup 98}Zr is measured (31 s) and the formation of {sup 98}Nb (2.8 s) from {sup 98}Zr (31 s) is shown by milking. Rough {beta} and {gamma} measurements of these nuclei are described. The {gamma} spectrum of {sup 98}Nb (51 mn) is studied with a high-resolution Ge/Li - detector. (authors) [French] Des irradiations des isotopes de molybdene avec des neutrons de 14 MeV ont mis en evidence l'existence des isomeres de {sup 98}Nb (periode 2.8 s) {sup 99}Nb (9 s) et {sup 100}Nb (2.4 s). Pour le {sup 96}Nb un isomere de ce type ne semble pas exister. Des methodes rapides de separation sont mises au point pour isoler le zirconium 98 des produits de fission, et pour separer ensuite le niobium du zirconium. La periode du {sup 98}Zr est de 3l s, et on demontre la formation du {sup 98}Nb (2.8 s) a partir du Zr (31 s). Ces corps sont etudies sommairement en spectroscopie {beta} et {gamma}. Le spectre gamma de {sup 98}Nb (periode 51 mn) est etudie avec un detecteur Ge/Li de haute resolution. (auteurs)

Electron bombardment fusion and continuous casting of uranium carbide. Fundamental study of the metallurgical and thermal processes; Fusion sous bombardement d'electrons et coulee continue de carbure d'uranium. Etude fondamentale des processus metallurgiques et thermiques

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

1968-02-01

During a pilot production run, about 1.200 kg of uranium carbide cylindrical rods were prepared by electron bombardment fusion and continuous casting in an apparatus making it possible to operate in a constant vacuum automatically. In order to make the most of the fusion technique used, it was necessary to resolve a certain number of problems involved in this production. It was found that the energy yield for the electron bombardment heating using accelerating voltages of about 10 kV was 100 per cent; about 40 per cent of the electrons are re-emitted by back-scattering. These electrons leave the surface with practically zero energy. The fusion technique leads to the elimination of the majority of the metallic impurities. In order to explain the variations in the non-metallic impurity contents the different reactions occurring in the molten uranium monocarbide have been determined. A micrographic study of the rods obtained has shown various types of crystallization depending on the rate of casting and, despite the uniaxial symmetry of the cooling, no texture has been observed, whatever the rate of fusion employed. The aspects of the fracture surfaces observed on certain rods can be explained by theory in the domain where the material is elastic. Furthermore it has been shown that a decrease in the brittleness occurs as a result of the formation of fine precipitates of the Wiedmanstatten structure type. (authors) [French] Au cours d'une fabrication pilote, environ 1 200 kg de barreaux cylindriques de carbure d'uranium ont ete prepares par fusion sous bombardement d'electrons et coulee continue dans un appareillage permettant d'operer d'une maniere automatique sous vide constant. Afin de tirer le meilleur parti possible de la technique de fusion utilisee, il importait de repondre a un certain nombre de questions soulevees par cette fabrication. Le rendement energetique du chauffage par bombardement d'electrons pour des tensions acceleratrices de l'ordre de 10 kV a ete

Study of the dry processing of uranium ores; Etude des traitements de minerais d'uranium par voie seche

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Guillet, H

1959-02-01

A description is given of direct fluorination of pre-concentrated uranium ores in order to obtain the hexafluoride. After normal sulfuric acid treatment of the ore to eliminate silica, the uranium is precipitated by a load of lime to obtain: either impure calcium uranate of medium grade, or containing around 10% of uranium. This concentrate is dried in an inert atmosphere and then treated with a current of elementary fluorine. The uranium hexafluoride formed is condensed at the outlet of the reaction vessel and may be used either for reduction to tetrafluoride and the subsequent manufacture of uranium metal or as the initial product in a diffusion plant. (author) [French] Il s'agit d'une description de fluoration directe de preconcentres de minerais d'uranium en vue d'obtention d'hexafluorure. Apres attaque sulfurique normale du minerai, afin d' eliminer la silice, l' uranium est precipite par un toit de chaux pour obtenir: ou uranate de chaux impur de titre moyen, ou uranium de la dizaine du pourcentage. Ce concentre seche en atmosphere inerte est soumis a un courant de fluor elementaire. L'hexafluorure d'uranium forme est condense a la sortie du reacteur et peut etre utilise soit apres reduction en tetrafluorure par l'elaboration d'uranium metal, soit comme produit de base dans le cadre d'une usine de diffusion. (auteur)

Preparation of the pur uranium-metal; La preparation de l'uranium-metal pur

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

1955-07-01

A detailed description of the chemical processes used to prepare in the factory of Bouchet of the CEA (Seine-Et-Oise) pur metal uranium with either relatively rich ores, or extracts coming of physical or chemical treatment of poor ores. The nitric treatment of ores succeeds to the production of uranate of impure sodium carbonate. This last last product is dissolved in nitric acid and the uranyl nitrate is extracted by tributyl-phosphate diluted in an inert solvent. The uranyl nitrate pure is re-extracted and successively transformed in uranium peroxide, in orange oxide then in brown oxide which is transformed in fluoride by the anhydrous hydrofluoric acid. Uranate fluoride is then reduced in metal by the pure calcium with an yield superior to 99%. (authors) [French] Description detaillee des procedes chimiques mis en jeu pour preparer a l'Usine du Bouchet du Commissariat a l'Energie Atomique (Seine-et-Oise) l'uranium metal pur a partir soit de minerais relativement riches, soit de concentres provenant de traitement physique ou chimique de minerais pauvres. Le traitement nitrique des minerais aboutit a la production d'uranate de soude impur. Ce dernier est a son tour dissous dans l'acide nitrique et le nitrate d'uranyle est extrait par du tributyl-phosphate dilue par un solvant inerte. Le nitrate d'uranyle pur reextrait est transforme successivement en peroxyde d'uranium, en oxyde orange puis en oxyde brun qui est transforme en fluorure par l'acide fluorhydrique anhydre. Le fluorure uraneux est reduit en metal par le calcium pur avec un rendement superieur a 99 %. (auteurs)

Application of general methods for the study of porous materials to the determination of the characteristics of barriers; Application des methodes generales d'etudes des corps poreux a la determination des caracteristiques des barrieres

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Plurien, P; Charpin, J; Mommejac, S [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

Barriers foreseen for the separation of uranium isotopes by gaseous diffusion must posses pores of about 100 Angstrom radius and as high an output as possible. They should thus be of small but uniform thickness. In view of these conditions it is necessary to adapt the normal methods available for studying porous materials in order to check the characteristics of the prototypes examined. It has been found that only by cross-comparison of data from various methods can progress in the development of different prototypes be followed. The following account consists of two parts: 1) A review of the main experimental methods we have used: a) various absorption methods, b) electron microscopy, c) X-ray studies, d) mercury porosimetry, e) liquid permeability, f) gas permeability, g) measurement of separation efficiency. 2) Comparison of the results obtained using these various methods and their application with a view to acquiring as complete a knowledge as possible of the structure of the barrier. (author) [French] Les barrieres susceptibles d'etre utilisees pour la separation des isotopes de l'uranium, par diffusion gazeuse, doivent presenter des pores de rayon de l'ordre de 100 Angstrom et un debit aussi grand que possible. Elles doivent donc avoir une epaisseur faible et constante. Ces conditions necessitent une adaptation des methodes usuelles d'etude des corps poreux pour controler les caracteristiques des prototypes etudies. Il est apparu que seul le recoupement entre diverses methodes permet de suivre les progres dans la realisation de differents prototypes. L'expose qui va suivre comprend deux parties: 1) Une revue des principales methodes experimentales que nous utilisons: a) differentes methodes d'absorption, b) microscopie electronique, c) rayons X, d) porosimetrie a mercure, e) permeabilite aux liquides, f) permeabilite aux gaz, g) mesure de l'efficacite de separation. 2) Comparaison des differents resultats obtenus par ces diverses methodes et leur application

An Appraisal of Analytical Methods for Plutonium and their Applications to the Analysis of Nuclear Materials; Evaluation des Methodes Analytiques de Dosage du Plutonium et de Leur Application a l'Analyse des Matieres Nucleaires; Otsenka analiticheskikh metodov opredeleniya plutoniya i ikh primenenie dlya analiza yadernykh materialov; Metodos Analiticos de Determinacion del Plutonio y su Empleo en el Analisis de Materiales Nucleares

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Milner, G. W.C.; Phillips, G. [Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Berks. (United Kingdom)

1966-02-15

programmes for new nuclear fuels. (author) [French] Il existe plusieurs methodes de dosage de la teneur en plutonium des matieres nucleaires. Pour les quantites de l'ordre du milligramme, les methodes utilisables sont la spectro- photometiie differentielle fondee sur la couleur de Pu (III), la gravimetrie fondee sur PuO{sub 2}, le comptage gamma et les methodes de reduction/oxydation comprenant les titrages poientiometriques et amperemetriques et la coulombmetrie a potentiel constant. Pour les quantites de Tordre du microgramme, le comptage alpha, la dilution isotopique et les methodes polarigraphiques sont a utiliser. Certaines methodes conviennent mieux que d'autres a des types determines d'echantillons et l'analyste soucieux d'obtenir les meilleurs resultats se heurte a un choix difficile. Les auteurs exposent les avantages et les inconvenients des methodes citees tels qu'ils se sont degages de l'experience acquise au cours des annees a l'Atomic Energy Research Establishment, et ils discutent l'exactitude, la precision, la sensibilite de ces methodes, et d'autres caracteristiques presentant un interet particulier. Certaines methodes ne peuvent etre utilisees si l'on n'a, dans une certaine mesure, separe le plutonium des autres constituants de l'echantillon et le memoire commente l'experience acquise avec l'echange d'anions et les procedes de chromatographie a phase inversee utilises a cette fin, en insistant surtout sur la mesure dans laquelle cette methode convient aux echantillons radioactifs. Les auteurs etudient en outre les nombreux problemes qui se sont poses lors de l'application (d'ailleurs couronnee de succes) de ces methodes a l'analyse des alliages de plutonium, des ceramiques et des cermets dans differentes combinaisons contenant de l'uranium, du thorium, du fer, du chrome, du molybdene, du cerium et du cobalt. Us exposent les difficultes de la dissolution des echantillons et de la reduction du plutonium a l'etat de valence voulu, ainsi que les avantages

Natural uranium toxicology - evaluation of internal contamination in man; Toxicologie de l'uranium naturel - essai d'evaluation de la contamination interne chez l'homme

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

1968-07-01

After reminding the physical and chemical properties of natural uranium which might affect its toxicology, a comprehensive investigation upon natural uranium metabolism and toxicity and after applying occupational exposure standards to this particular poison, it has been determined, from accident reports and human experience reported in the related literature, a series of formulae obtained by theoretical mathematical development giving principles for internal contamination monitoring and disclosure by determining uranium in the urine of occupationally exposed individuals. An assay is performed to determine individual internal contamination according to the various contamination cases. The outlined purposes, mainly practical, required some options and extrapolations. The proposed formula allows a preliminary approach and also to determine shortly a contamination extent or to discuss the systematical urinalysis results as compared with individual radio-toxicology monitoring professional standards. (author) [French] Apres le rappel des caracteristiques physiques et des proprietes chimiques de l'uranium naturel pouvant avoir une influence sur sa toxicologie, l'etude detaillee de son metabolisme et de sa toxicite, puis l'application des normes professionnelles d'exposition au cas particulier de ce toxique, il est etabli, a partir des comptes rendus d'accidents et de l'experimentation humaine rapportes dans la litterature, une serie de formules obtenues par developpement mathematique theorique qui posent les principes de la surveillance et de la mise en evidence de la contamination interne par la recherche et le dosage de l'uranium dans les urines d'individus professionnellement exposes. Un essai d'evaluation de la contamination interne individuelle suivant les differents cas de contamination est effectue. Le formulaire propose permet de faire une premiere approximation et d'apprecier rapidement l'importance d

Diffusion in the uranium - plutonium system and self-diffusion of plutonium in epsilon phase; Diffusion dans le systeme uranium-plutonium et autodiffusion du plutonium epsilon

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

1967-07-01

A survey of uranium-plutonium phase diagram leads to confirm anglo-saxon results about the plutonium solubility in {alpha} uranium (15 per cent at 565 C) and the uranium one in {zeta} phase (74 per cent at 565 C). Interdiffusion coefficients, for concentration lower than 15 per cent had been determined in a temperature range from 410 C to 640 C. They vary between 0.2 and 6 10{sup 12} cm{sup 2} s{sup -1}, and the activation energy between 13 and 20 kcal/mole. Grain boundary, diffusion of plutonium in a uranium had been pointed out by micrography, X-ray microanalysis and {alpha} autoradiography. Self-diffusion of plutonium in {epsilon} phase (bcc) obeys Arrhenius law: D = 2. 10{sup -2} exp -(18500)/RT. But this activation energy does not follow empirical laws generally accepted for other metals. It has analogies with 'anomalous' bcc metals ({beta}Zr, {beta}Ti, {beta}Hf, U{sub {gamma}}). (author) [French] Une etude du diagramme d'equilibre uranium-plutonium conduit a confirmer les resultats anglo-saxons relatifs a la solubilite du plutonium dans l'uranium {alpha} (15 pour cent a 565 C) et de l'uranium dans la phase {zeta} (74 pour cent a 565 C). Les coefficients de diffusion chimique, pour des concentrations inferieures a 15 pour cent ont ete determines a des temperatures comprises entre 410 et 640 C. Ils se situent entre 0.2 et 6. 10{sup 12} cm{sup 2} s{sup -1}. L'energie d'activation varie entre 13 et 20 kcal/mole. La diffusion intergranulaire du plutonium dans l'uranium a a ete mise en evidence par micrographie, microanalyse X et autoradiographie {alpha}. L' autodiffusion du plutonium {beta} cubique centree obeit a la loi d'Arrhenius D = 2. 10{sup -2} exp - (18500)/RT. Son energie d'activation n'obeit pas aux lois empiriques generalement admises pour les autres metaux. Elle possede des analogies avec les cubiques centres ''anormaux'' (Zr{beta}, Ti{beta}, Hf{beta}, U{gamma}). (auteur)

Contribution to the study of radio toxicity of aromatic and medicinal plants using solid state nuclear track detectors; Contribution a l etude de la radio toxicite des plantes aromatiques et medicinales au moyen des detecteurs solides de traces nucleaires

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Mortassim, A; Misdaq, M A; Naaman, A

2009-07-01

The concentrations of uranium (238 U), thorium (232 Th), radon (222 Rn) and thoron (220 Rn) were measured in twenty aromatic and medicinal plants in {sup f}ind a new method based on using solid state nuclear track detectors type Cr-39 and Rs-115. He emerges from this study that the verbena and salvia have higher levels of uranium (radon) higher than that of other plants while the leaves of olive and saturja have concentrations of thorium (thoron) higher than other plants therefore radio toxicity of these plants is higher than that of others and may pose a radiological hazard if the masses are incorporated by consumers high. [French] Les concentrations en uranium (238U), thorium (232Th), radon (222Rn), et thoron (220Rn) ont ete mesurees dans vingt plantes aromatiques et medicinales en utilsant une nouvelle methode basee sur l utilisation des detecteurs solides de traces nucleaires de types CR-39 et LR-115. Il en sort de cette etude que la verveine et la salvia presentent des teneurs en uranium (radon) superieurs a celle des autres plantes alors que les feuilles d olivier et la saturja presentent des concentrations en thorium (thoron) plus elevee que celles des autres plantes par consequent la radio toxicite de ces plantes est superieure a celles des autres et peuvent presenter un risque radiologique si les masses incorporees par les consommateurs sont elevees.

Waste management in the uranium companies of Niger

International Nuclear Information System (INIS)

Hama, A.

2002-01-01

Two companies produce uranium (yellowcake) in Niger: the 'Societe des Mines de l'Air (SOMAIR)' and the 'Compagnie Miniere d'Akouta (COMINAK)'. The SOMAIR operation uses open pit mining whereas COMINAK employs underground mining. Uranium ores have been treated by SOMAIR and COMINAK since 1971 and 1978 respectively. The wastes produced by the two companies will be managed to reduce health and environment impacts. (author)

Complexation studies of actinides (U, Pu, Am) with linear polyamino-carboxylate ligands and sidero-chelates; Etudes de la chelation d'actinides (U, Pu, Am) par des ligands polyaminocarboxylate lineaires et des siderochelates d'interet environnemental

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Nguyen, L.V.

2010-11-25

As part of our research endeavour aimed at developing and improving decontamination processes of wastewater containing alpha emitters, physico-chemical complexation studies of actinides (U, Pu, Am) with organic open-chain ligands such as poly-aminocarboxylic acids (H{sub 4}EDTA) and sidero-chelates (di-hydroxamic acids and desferrioxamine B) have been carried out. Gaining a clear understanding of the coordination properties of the targeted actinides is an essential step towards the selection of the most appropriate chelating agents that will exhibit high uptake efficiencies. EXAFS (Extended X-ray Absorption Fine Structure) measurements at the ESRF synchrotron enabled to elucidate the coordination scheme of uranium and plutonium complexes. Solution thermodynamic investigations were intended to provide valuable information about the nature and the stability of the uranium(VI) and americium(III) complexes prevailing at a given pH in solution. The set of stability constants determined from potentiometric and UV-visible spectrophotometric titrations, allowed to predict the speciation of the selected actinides in presence of the aforementioned ligands and to determine the pH range required for achieving 'ultimate' decontamination. (author) [French] Dans le cadre du developpement et de l'amelioration des procedes de decontamination d'effluents aqueux contamines par des radioelements emetteurs alpha, des etudes physico-chimiques sur la complexation des actinides (U, Pu, Am) avec des ligands organiques tels que des acides polyaminocarboxyliques lineaires (H{sub 4}EDTA) et des siderochelates (acides dihydroxamiques et desferrioxamine B) ont ete effectuees. La comprehension des proprietes de coordination est une etape essentielle pour selectionner les meilleurs agents chelatants qui se montreront efficaces dans le traitement des effluents. Les schemas de coordination des complexes d'uranium et de plutonium avec ces ligands ont ete determines a l

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

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

1958-07-01

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

Cycle for fuel elements. Uranium production, programs for nuclear power stations and capital expenditure involved; Cycles de combustibles. Production d'uranium, programme de centrales electriques et effort financier correspondant

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

1958-07-01

A number of different possible programs for nuclear power stations of various types are presented in this survey. These programs are established in relation to the use of uranium and thorium in amounts similar to those that shall probably be produced in France during the next fifteen years. As it is possible to draw plans for nuclear power stations in which several processes exist simultaneously, an unlimited number of variations being thinkable, this survey is limited to successive analysis of the results obtained by use of only one of each of the following three systems: - system natural uranium-graphite, - system natural uranium-heavy water, -system enriched uranium-pressurised light water. All schemes are considered as assemblages of these three simple systems. The effects of plutonium recycling are also considered for each system. The electric power installed and the capacity of stations situated up-stream and down-stream have been calculated by this method and an attempt has been made to establish the sum to be invested during the fifteen years necessary for the launching of the programs scheduled. A table of timing for the investments groups the results obtained. Considering the fact that French availabilities in capital shall not be unlimited during the coming years, this way of presenting the results seems to be interesting. (author)Fren. [French] L'etude presentee comporte l'examen d'un certain nombre d'hypotheses de programmes de centrales nucleaires de types differents. Ces programmes correspondent a l'utilisation de tonnages d'uranium et de thorium de l'ordre de grandeur de ceux qui seront probablement produits par la France dans les quinze prochaines annees. Comme il est possible de batir un programme de centrales nucleaires, comportant a la fois plusieurs filieres suivant des variantes en nombre infini, on s'est contente d'examiner successivement les resultats ous si on utilisait exclusivement l

Graphite reactor physics; Physique des piles a graphite

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

1964-07-01

The study of graphite-natural uranium power reactor physics, undertaken ten years ago when the Marcoule piles were built, has continued to keep in step with the development of this type of pile. From 1960 onwards the critical facility Marius has been available for a systematic study of the properties of lattices as a function of their pitch, of fuel geometry and of the diameter of cooling channels. This study has covered a very wide field: lattice pitch varying from 19 to 38 cm. uranium rods and tubes of cross-sections from 6 to 35 cm{sup 2}, channels with diameters between 70 and 140 mm. The lattice calculation methods could thus be checked and where necessary adapted. The running of the Marcoule piles and the experiments carried out on them during the last few years have supplied valuable information on the overall evolution of the neutronic properties of the fuel as a function of irradiation. More detailed experiments have also been performed in Marius with plutonium-containing fuels (irradiated or synthetic fuels), and will be undertaken at the beginning of 1965 at high temperature in the critical facility Cesar, which is just being completed at Cadarache. Spent fuel analyses complement these results and help in their interpretation. The thermalization and spectra theories developed in France can thus be verified over the whole valid temperature range. The efficiency of control rods as a function of their dimensions, the materials of which they are made and the lattices surrounding them has been measured in Marius, and the results compared with calculation on the one hand and with the measurements carried out in EDF 1 on the other. Studies on the control proper of graphite piles were concerned essentially with the risks of spatial instability and the means of detecting and controlling them, and with flux distortions caused by the control rods. (authors) [French] Entreprise il y a dix ans a l'occasion de la construction des piles de Marcoule, l'etude de la

Study of the machining of uranium carbide rods obtained by continuous casting under electronic bombardment; Etude de l'usinage de barreaux de carbure d'uranium obtenus par coulee continue sous bombardement electronique

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

1965-07-01

The authors consider the various methods of machining uranium mono-carbide and compare them critically in the case of their application to uranium carbide obtained by fusion under an electronic bombardment and continuous casting. This study leads them to propose two mechanical machining methods: cylindrical rectification and center-less rectification, preceded by a preliminary roughing out of a cylinder, the latter appearing more suitable. A study of the machining yields as a function of the diameter of the rough bars and of the diameter of the finished rods has shown that an optimum value of the rough bar diameter exists for each value of the finished rod diameter. It is found that the yield increases as the diameter itself increases, this yield rising from 45 per cent to around 70 per cent as the diameter of the rough bars increases from 25-26 mm to 37-38 mm. (authors) [French] Les auteurs envisagent les differentes methodes d'usinage du monocarbure d'uranium et se livrent a une etude critique de celles-ci, dans le cas de leur application a l'usinage de barreaux de carbure d'uranium obtenus par fusion sous bombardement electronique et coulee continue. Cette etude les conduit a proposer deux methodes d'usinage mecanique: la rectification cylindrique et la rectification 'centerless', precedee d'un ebauchage par carottage, la seconde paraissant la plus appropriee. L'etude des rendements d'usinage en fonction du diametre des barreaux bruts et du diametre des barreaux finis, a mis en evidence une valeur optimale du diametre des barreaux bruts pour chaque valeur du diametre des barreaux usines. Elle a montre que le rendement croit lorsque le diametre croit lui-meme, ce rendement passant d'environ 45 pour cent a environ 70 pour cent, lorsque le diametre des barreaux bruts passe de 25-26 mm a 37-38 mm.

Applications of prospecting geochemical techniques to the search for and to the study of uranium deposits in metropolitan France; Applications des techniques geochimiques de prospection a la recherche et a l'etude des gites uraniferes en France metropolitaine

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Grimbert, Arnold

1957-07-01

After having recalled facts which leaded the CEA to use new geochemical techniques for the prospecting of uranium deposits through sampling and analysis of soils and waters, the author describes the organisation and methods implemented for this prospecting activity: team composition for sampling and analysis, role of each engineer and technician in the prospecting stages (preliminary study, routine prospecting, result interpretation), sampling and analysis processes. He also reports campaigns of geochemical prospecting: study of the La Chapelle Largeau deposit (objectives, geological context, preliminary study, routine prospecting, study of geochemical anomalies), tactical research on Verneix indices (study of radioactivity anomaly discovered by radio-prospecting), strategical searches in a non prospected area in the South of Avallon. The author discusses the issues of efficiency and cost price of this geochemical prospecting technique in soils and in waters. Appendices present the equipment and operation modality for soil sampling, and for soil sample preparation, and principles, equipment and products for soil analysis and for water analysis [French] A la suite des resultats satisfaisants obtenus dans la recherche de methodes de dosage adaptees au cas de l'uranium, la Direction des Recherches Minieres du Commissariat a l'Energie atomique a decide, en decembre 1954, d'utiliser, conjointement avec les methodes classiques de prospection, les techniques geochimiques pour la recherche et l'etude des gites uraniferes. Ces applications pratiques ont ete confiees a une Section de Geochimie dont l'organisation, les moyens en personnel et en materiel, ainsi que les methodes de travail, font l'objet d'un expose detaille. Quelques exemples de prospection, en France metropolitaine, montrent la nature des problemes poses (etude d'un gisement connu, recherche tactique sur des indices, recherche strategique dans une region non prospectee), les methodes utilisees pour les

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

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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)

Study of superconductors of the second type in the lead-thallium system; Etude des supraconducteurs de la deuxieme espece du systeme plomb-thallium

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

1965-07-01

The author has shown by magnetization measurements on lead-thallium alloys having from 5 to 70 atom per cent of thallium, that superconductors of the second type definitively exist. The results obtained, in particular on the upper critical field H{sub C2} are in good agreement with the models of Ginzburg, Landau, Abrikosov, Gorkov and Goodman. Finally resistivity measurements have confirmed the occurrence of a fourth upper critical field, the existence of which has been theoretically predicted by St James and de Gennes. (author) [French] L'auteur par des mesures d'aimantation sur les alliages plomb-thallium, de composition variant de 5 pour cent a 70 pour cent At. de thallium, a montre qu'il fallait admettre definitivement l'existence des supraconducteurs de la deuxieme espece. Les resultats obtenus, en particulier sur le champ critique superieur H{sub c2} sont en bon accord avec les modeles de Ginzburg, Landau, Abrikosov, Gorkov et Goodman. Enfin des mesures de resistivite ont confirme l'existence d'un quatrieme champ critique superieur H{sub c3}, existence prevue theoriquement par St James et de Gennes. (auteur)

Chrono-potentiometry in molten chlorides. Application to the study of the electrochemical properties of uranium and plutonium in the LiCl-KCl eutectic; Chronopotentiometrie dans les chlorures fondus. Application a l'etude des proprietes electrochimiques de l'uranium et du plutonium dans l'eutectique LiCl-KCl

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

1969-05-01

Using solutions of cadmium chloride in the eutectic LiCl-KCl, a chrono-potentiometric method has been developed with a view to its application to the study of molten solutions. Particular attention has been paid to the choice of the indicator electrodes. The method makes it possible to analyze molten solutions quantitatively and to determine diffusion coefficients and their activation energies; it yields furthermore information about the nature and the behaviour of ionic species in solution. The method has been applied to the study of solutions of uranium and plutonium chloride in the eutectic LiCl-KCl. Linear chrono-amperometry has been used for studying these solutions quantitatively, but chrono-potentiometry, of which the theory is better developed, is better suited to a quantitative study. The results obtained have made it possible to determine the diffusion coefficients of the ions Cd{sup 2+}, U{sup 3+}, U{sup 4+} and U(IV) in the presence of F{sup -} and Pu{sup 3+} ions, as well as the activation energy of the diffusion coefficients. (author) [French] La mise au point de la chronopotentiometrie comme moyen d'etude des solutions fondues a ete effectuee avec des solutions de chlorure de cadmium dans l'eutectique LiCl-KCl. Le probleme du choix des electrodes indicatrices a ete particulierement etudie. La methode permet l'analyse quantitative des solutions fondues ainsi que la determination des coefficients de diffusion et de leurs energies d'activation: elle donne en outre des renseignements sur la nature et le comportement des especes ioniques en solution. Elle a ete appliquee a l'etude des solutions des chlorures d'uranium et de plutonium dans l'eutectique LiCl-KCl. La chronoamperometrie lineaire a ete utilisee pour l'etude qualitative de ces solutions, mais la chronopotentiometrie, dont la theorie est plus complete, convient mieux pour l'etude quantitative. Les resultats obtenus ont permis de determiner les

Recovery of uranium from liquors from shale attack by ion exchange; Recuperation de l'uranium des liqueurs d'attaque des schistes par echange d'ions

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Parly, B; Pottier, P

1959-04-01

This report deals with the recovery of the uranium from a lot of shale mined at Schaentzel with an U content of 285 ppm. Recovery is realized by alkaline attack with a solution of 25 g/l Na{sub 2}CO{sub 3} at 75 C followed by absorption of the dissolved uranium by an anionic Amberlite resin, IRA 410. Final recovery is done by elution with a solution of M NaNO{sub 3}. These treatment tests determine the capacity of the resin in the case of the above solutions, verify the effects of recycling on this capacity, and finally, provide figures on the consumption of reactive and efficiency of attack and uranium recovery. (author) [French] Il s'agit de la recuperation, de l'uranium d'un lot de schiste- de Schaentzel (puits AO) dont la teneur en U est de 285 ppm. Cette recuperation consiste en une attaque alcaline par une solution de CO{sub 3}Na{sub 2} a 25 g/l et a 75 deg C. L'attaque est suivie de l'adsorption de l'uranium solubilise, sur resine anionique Amberlite IRA 410. On recupere finalement l'uranium par elution a l'aide d'une solution de NO{sub 3}Na M. Cet essai de traitement permit de determiner la capacite de la resine dans le cas de ces solutions, de verifier l'effet du recyclage sur la capacite et enfin de chiffrer la consommation en reactifs ainsi que les rendements d'attaque et de recuperation de l'uranium. (auteur)

Construction of a new plant in Gabon by the Compagnie des Mines d'Uranium de Franceville: Three years' experience of operation

International Nuclear Information System (INIS)

Jug, V.

1987-01-01

As part of a programme to modernize and extend its means of production which had already commenced with the setting up of a solvent extraction unit in 1977, and a sulphuric acid production facility of increased capacity (60 t/d) in 1980, the Compagnie des Mines d'Uranium de Franceville (COMUF) started a new uranium ore treatment plant in 1982. The aim was to replace the older installation built in 1959-60, which had reached the limit of its capacity and whose largest equipment was in need of renewal. The new installations are capable of an annual uranium production of 1500 t of magnesium uranate. The techniques adopted were the most modern, those likely to simplify the process and improve operating costs, namely semi-autogenous grinding and solid-liquid separation using band filters. Three years of operating experience confirm the sound choice of the main options made when designing the installations. The treatment performances, especially those which are independent of the nature of the ore, and the reliability of operation are indeed excellent. Thanks to a training programme started in the late 1980s the staff adapted rapidly to the new technical environment and it has been possible to run the entire plant with almost exclusively Gabonese staff. (author). 1 tab

Contribution to the study of the microstructure of uranium dioxide (1962); Contribution a l'etude de la microstructure du dioxyde d'uranium (1962)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-05-15

The microstructure of sintered uranium dioxide is studied in relation with several parameters, specially the sintering temperatures and atmospheres. The external surface and the internal microstructure of the sintered are examined, using fractography and ceramography. Various techniques for preparing surfaces (mechanical and electrolytic polishing) and for revealing the structure (chemical and anodic attack, ionic bombardment oxidation) have been experienced and compared. Patterns similar to those revealed in metals and probably related with interactions between dislocations and vacancies have been observed. (author) [French] La microstructure de frittes d'oxyde d'uranium est etudiee en fonction de divers parametres, en particulier de la temperature et de l'atmosphere de frittage, par examen de la surface externe des frittes, puis de leur microstructure interne (fractographie, ceramographie). Differentes techniques de preparation des surfaces (polissage mecanique ou electrolytique) et de revelation de la structure (attaque chimique ou anodique, bombardement ionique, oxydation preferentielle) ont ete experimentees et comparees. Des figures comparables a celles revelees dans les metaux et liees probablement a des interactions entre dislocations et lacunes ont ete observees. (auteur)

Studies on uranium ore processing

International Nuclear Information System (INIS)

Kim, C.H.; Park, S.W.; Lim, J.K.; Chung, M.K.

1981-01-01

Chemical and chemical engineering techniques of the uranium ore processing established by France COGEMA (Compagnie Generale des Matieres Nucleaires) have been comprehensively reviewed in preparation for successful test operation of the pilot plant to be completed by the end of 1981. It was found that the amount of sulfuric acid (75 Kg/t, ore) and sodium chlorate (2.5 Kg/t, ore) recommended by COGEMA should be increased up to 100 Kg/t, ore and 10 Kg/t, ore respectively to obtain satisfactory leach of uranium for some ore samples produced at the different pits of Goesan uranium mine. Conditions of the other processes such as solvent extraction, stripping, and precipitation of yellow cake were generally agreed with the results of intensive studies done by this laboratory

The creation of a uranium oxide industry, from the laboratory stage to a pilot plant (1961); Creation d'une industrie de l'oxyde d'uranium du laboratoire a l'usine pilote (1961)

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Caillat, R.; Delange, M.; Sauteron, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Hauser, R. [Compagnie Industrielle des Combustibles atomiques frittes (France)

1961-07-01

The qualities of uranium oxide, in particular its good in-pile characteristics and its resistance to corrosion by the usual heat-exchange fluids, have led to this material being chose at the present time as a nuclear fuel in many power reactors, either planned or under construction. A great effort has been made these last few years in France in studying processes for transforming powdered uranium oxide into a dense material with satisfactory behaviour in a neutron flux. The laboratories at Saclay have studied the physico-chemical features of the phenomena accompanying the calcination of uranium peroxide or ammonium uranate to give uranium trioxide, and the subsequent reduction of the latter to dioxide as well as the sintering of the powders obtained. This work has made it possible on one hand to prepare powder of known specific surface area, and on the other to show the overriding influence of this factor, all other things being equal, on the behaviour of powders during sintering in a hydrogen atmosphere. The work has led to defining two methods for sintering stoichiometric uranium oxide of high density. The technological study of the preparation of the powder and its industrial production are carried out at the plant of Le Bouchet which produces at the moment powders of known characteristics suitable for sintering in hydrogen at 1650 deg. C without prior grinding. The industrial sintering is carried out by the Compagnie industrielle des Combustibles Atomiques Frittes who has set up a pilot plant having a capacity of 25 metric tons/year, for the Commissariat l'Energie Atomique and has been operating this plant since May 1958. This plant is presented by a film entitled 'uranium oxide'. (author) [French] Les qualites de l'oxyde d'uranium, en particulier son bon comportement en pile et sa resistance a la corrosion par les fluides caloporteurs habituels, font choisir aujourd'hui ce materiau comme combustible de nombreux reacteurs de

The uranium bearing shale ore-body at St-Hippolyte (Haut-Rhin). An example of research with statistical methods; Le gisement des schistes uraniferes de St-Hippolyte (Haut-Rhin). Exemple d'etude par calculs statistiques

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

1958-07-01

The uranium bearing shale ore-body at St-Hippolyte was mainly proved by drillings, the results of which were studied through statistical methods. The author gives an account of his conclusions regarding the distribution of mineralization, its origin and, the estimate of reserves. The uranium mineralization is irregularly distributed in shales. On a vertical line, levels could be singled out: they are similar, as far as lithology is concerned, but each of them is characterized by a grade-population, according to a lognormal distribution. Horizontally, a connection is noted between grades and the overlying barren sandstone bed. These considerations, as well as a statistical study of U/Ra ratio, induced the author to consider that the mineralization of the richest level has an hydrothermal origin. It is only through an uranium diffusion from that level that the others are mineralized. The uranium which is contained in poorest beds has a syn-genetic origin. Furthermore, statistical methods bring us to an evaluation of reserves. In such a case, the evaluation is equivalent to the ore obtained by common arithmetical methods. Moreover, we are able to state precisely the upper and lower limits where a true tonnage or a true grade could be given with a definite value of statistical certainty. Then the author has been able to study the separation of reserves in grade-groups and to foresee the effect of sorting in connection with the lower possible grade and with extraction units (wagons, lorries, etc...), on which the sorting will be done. To conclude, the author indicates the value of both classical and statistical methods. These two techniques are completing each other and they solve different problems. (author) [French] Le gisement des schistes uraniferes de St-Hippolyte a ete reconnu essentiellement par sondages, dont les resultats ont ete etudies par les methodes du calcul statistique. L'auteur expose les conclusions auxquelles il a ete amene et qui concernent: la

Lattice Dynamics of Transition Metals; Dynamique de Reseau des Metaux de Transition

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Woods, A. D.B. [Chalk River Nuclear Laboratories, Chalk River, ON (Canada)

1965-04-15

'onde) pour les modes de vibration normaux de plusieurs cristaux de metaux de transition-a structure cubique centree ont fait recemment l'objet de mesures a la temperature ambiante. Les courbes de dispersion relatives au niobium, etablies par Nakagawa et Woods, presentent des particularites tres exceptionnelles et on n'a pu faire concorder les resultats obtenus avec la theorie a l'aide d'un modele Born et von Karman qu'en tenant compte des interactions englobant des voisins tres eloignes (au-dela du huitieme). En procedant ulterieurement a des mesures sur le tantale, Woods a obtenu des resultats tres semblables, ce qui n'est guere surprenant puisque le niobium et le tantale figurent dans la colonne V du tableau de la classification periodique et qu'ils possedent des proprietes electroniques analogues sous de nombreux rapports. Les courbes de dispersion etablies par Woods et Chen pour le molybdene et par Chen et Brockhouse pour le tungstene ont montre que si ces deux metaux qui figurent dans la colonne VI du tableau ont des relations de dispersion semblables l'une a l'autre, ces relations different sensiblement de celles des metaux de la colonne V, niobium et tantale. Les caracteristiques generales de la relation v(q) pour le molybdene et le tungstene peuvent etre decrites avec une grande precision au moyen d'un modele Born et von Karman de forces tenant compte d'une structure a symetrie axiale englobant le troisieme voisin, bien que plusieurs caracteristiques importantes ne soient pas reproduites par ce modele. Pour le molybdene, une de ces caracteristiques est une anomalie frappante de la branche (L) longitudinale [{zeta}{zeta}{zeta}] ou la frequence passe de v 6.3 x 10{sup 12} c/s pour {zeta} = 0.92 to v= 5.5 x 10{sup 12} c/s pour {zeta} = 1.0. Si cette caracteristique et d'autres, qui ont aussi ete observees, sont des anomalies de Kohn, leurs positions sont compatibles avec les dimensions de la surface de Fermi des metaux de la colonne V, proposees par Lomer. On peut donc

Uranium deposits of Zaire

International Nuclear Information System (INIS)

Kitmut, D.; Malu wa Kalenga

1979-01-01

Since April 1960, following the closing of the Shinkolobwe mine, the Republic of Zaire has ceased to be a producer of uranium. Nevertheless, Gecamines (Generale des carrieres et mines du Zaire), a wholly state-owned company, is continuing its research on uranium occurrences which have been discovered in its concession in the course of aerial radiometric prospecting. The most recent campaign was the one carried out in 1969 and 1972 by Hunting Company. On-the-ground verification of these shows has not yet resulted in the discovery of a workable deposit. There are other sectors cutting across Zaire which might well contain uranium deposits: this is true of the sedimentary phosphates of the region of Lower Zaire as well as of the frontier region between Zaire and the Central African Empire. However, no detailed exploration work has yet been carried out. (author)

Study of the dry processing of uranium ores; Etude des traitements de minerais d'uranium par voie seche

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Guillet, H

1959-02-01

A description is given of direct fluorination of pre-concentrated uranium ores in order to obtain the hexafluoride. After normal sulfuric acid treatment of the ore to eliminate silica, the uranium is precipitated by a load of lime to obtain: either impure calcium uranate of medium grade, or containing around 10% of uranium. This concentrate is dried in an inert atmosphere and then treated with a current of elementary fluorine. The uranium hexafluoride formed is condensed at the outlet of the reaction vessel and may be used either for reduction to tetrafluoride and the subsequent manufacture of uranium metal or as the initial product in a diffusion plant. (author) [French] Il s'agit d'une description de fluoration directe de preconcentres de minerais d'uranium en vue d'obtention d'hexafluorure. Apres attaque sulfurique normale du minerai, afin d' eliminer la silice, l' uranium est precipite par un toit de chaux pour obtenir: ou uranate de chaux impur de titre moyen, ou uranium de la dizaine du pourcentage. Ce concentre seche en atmosphere inerte est soumis a un courant de fluor elementaire. L'hexafluorure d'uranium forme est condense a la sortie du reacteur et peut etre utilise soit apres reduction en tetrafluorure par l'elaboration d'uranium metal, soit comme produit de base dans le cadre d'une usine de diffusion. (auteur)

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

Diffusion welding; Soudage par diffusion

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Daniault, J; Gillet, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1969-07-01

After a brief recall of the principle, and of the advantages of the method, we give some examples of metallic bonding in a first part where we describe preliminary trials: Ta-Mo, Zr-Zr, Zr-Nb, Nb-stainless steel, Mo-stainless steel, aluminium-aluminium (A5-A5). The second part of the note is devoted to trials on construction elements: on tubular elements for bonding between Mo or Nb on one hand, and stainless steel on the other hand (We indicate in what conditions the bonding are tight and what are their mechanical strength and their resistance to thermic cycles). We indicate, in this chapter, a method to obtain radiation windows in Be welded on an element made of stainless steel. (authors) [French] pres un bref rappel du principe, et des avantages de la methode, on donne quelques exemples de liaisons metalliques dans une premiere partie qui traite d'essais preliminaires: Ta - Mo, Zr - Zr, Zr - Nb, Nb - acier inoxydable, molybdene - acier inoxydable, aluminium - aluminium (A5-A5). La deuxieme partie de la note est consacree a des essais sur elements de construction: sur des elements tabulaires, pour des liaisons entre molybdene ou niobium d'une part, et acier inoxydable d'autre part. On indique dans quelles conditions les liaisons sont etanches et quelles sont leurs resistances mecaniques et aux chocs thermiques. On indique, dans ce meme chapitre, une methode pour l'obtention de fenetres en beryllium soudees sur un support en acier inoxydable. (auteurs)

Uranium prospecting through radon detection; La prospection de l'uranium par le radon

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1956-07-01

Prospecting rests on the determination of the concentration of ground air in radon. Radon diffusing from deep uranium bearing layers is detected in upper ground layers. (author) [French] La prospection est basee sur l'etude de la concentration en radon dans l'air du sol. Dans les terrains superficiels, on decele le radon qui diffuse a partir des couches profondes uraniferes. (auteur)

General trends in the use of uranium in the nuclear industry; Tendances generales d'emploi de l'uranium dans les industries nucleaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

It can be seen from a consideration of the development of the military and civil needs for uranium that, in the long run, the main outlet for the metal will be provided by its industrial applications. The technical uncertainties concerning the best method of producing atomic energy are still numerous and in fact reflect the hesitation in choosing one of two classes of fuel: that based on the metal and that based on the oxide. Four main factors should influence the choice: - the neutron reactivity and the enrichment of the uranium; - the operating temperature; - the resistance to radiation effects; - the chemical stability; but in actual fact, when the choice for a particular use has to be made, it will be another type of factor, such as the cost price, and weight and space considerations which will determine the choice of either metallic uranium or uranium oxide reactors. (author) [French] D'apres le developpement des besoins militaires ou civils en uranium, on voit que les usages industriels de ce metal constituent, a long terme, le debouche essentiel. Les incertitudes techniques, sur le procede optimum pour faire de l'energie nucleaire, restent nombreuses, et se traduisent finalement par une hesitation entre deux grandes classes de combustibles: ceux a base de metal et ceux a base d'oxyde: la preference a l'une ou l'autre de ces deux categories doit s'inspirer de quatre considerations: - la reactivite neutronique et l'enrichissement de l'uranium; - la temperature de fonctionnement; - la resistance aux effets du rayonnement; - la stabilite chimique; mais en definitive, lorsqu'il s'agira d'une application determinee, ce seront des considerations d'un autre ordre, comme le prix de revient, le poids et l'encombrement, qui determineront le choix entre piles a uranium metallique et piles a oxyde d'uranium. (auteur)

Etude expérimentale du soudage par laser YAG de l'alliage base nickel Hastelloy X Experimental study of YAG laser welding of nickel base alloy Hastelloy X

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Graneix Jérémie

2013-11-01

Full Text Available Le procédé de soudage laser YAG est envisagé pour remplacer le procédé de soudage TIG manuel pour la réalisation de pièces de turboréacteur en alliage nickel-chrome-molybdène Hastelloy X. Cette étude expérimentale a permis de définir un domaine de soudabilité de cet alliage répondant aux critères spécifiques du secteur aéronautique. The YAG laser welding process is contemplated to replace the manual TIG welding process for the production of parts of turbojet in Hastelloy X. This experimental study has identified the field of weldability of this alloy to meet the specific requirements of the aerospace industry.

Polarography applied to the determination of uranium oxide composition; Application de la polarographie a la determination de la composition d'oxydes d'uranium

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Nens, C; Canton, C; Molina, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires, Departement de Chimie, Services d' Etudes Chimiques et d' Analyse, Service d' Etudes Analytiques, Section de Chimie Analytique du Plutonium et d' Electroanalyse

1967-03-01

An analytical method based on conventional polarography has been developed, for the determination of the O/U ratio in uranium oxides. The dissolution of the samples is effected by means of molten ammonium bifluoride. After a transfer to aqueous solution, polarography is used to determine the oxide composition by measurement of both the hexavalent and the total uranium. (author) [French] Une methode d'analyse utilisamt la polarographie conventionnelle a ete mise au point pour la determination du rapport O/U dans les oxydes d'uranium. La mise en solution des echgantillons est realisee en milieu de bifluorure d'ammonium fondu. Apres passage en salution aqueuse, la polarographie permet d'atteindre la composition de l'oxyde par determination de l'uranium hexavalent et de l'uranium total. (auteur)

Reaction of nickel with uranium mononitride; Reaction du nickel avec le nitrure d'uranium

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Anselin, F; Calais, D; Lorenzelli, N; Passefort, J C [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1965-07-01

UN-Ni system has been investigated in solid phase by diffusion couples UN-Ni or by mixed powders pressed and sintered. Studies have been carried out by micrography, X-rays and microanalysis with a CASTAING microprobe. UN-Ni compatibility is quite good up to 600 C; beyond this temperature diffusion zones corresponding to UNi{sub 5} and U{sub 2}N{sub 3} appear in the couples either reaction : 3 U N + 5 Ni {yields} U{sub 2}N{sub 3} + UNi{sub 5}; UN + 5 Ni {yields} UNi{sub 5}+ 1/2 N{sub 2} takes place from 700 C according to nitrogen pressure involved. For temperatures between 800 and 1000 C nickel solubility in uranium nitride is 1500 {+-} 500 wt ppm. (authors) [French] Le systeme UN-Ni a ete etudie par diffusion en phase solide a partir de couples (UN-Ni) ou de melanges pulverulents presses et frittes. Les techniques utilisees sont la micrographie, les rayons X et l'analyse ponctuelle a la microsonde de CASTAING. La compatibilite UN-Ni est bonne jusqu'a 600 C; au-dela il apparait dans les couples de diffusion des zones correspondant a UNi{sub 5} et U{sub 2}N{sub 3}. L'une ou l'autre des deux reactions: 3UN + 5 Ni {yields} U{sub 2}N{sub 3} + UNi{sub 5}; UN + 5 Ni {yields} UNi{sub 5} + 1/2 N{sub 2} se produisant des 700 C suivant la pression d'azote exercee. La solubilite du nickel dans le nitrure d'uranium pour des temperatures comprises entre 800 et 1000 C est de 1500 {+-} 500 ppm en poids. (auteurs)

Preparation of the pur uranium-metal; La preparation de l'uranium-metal pur

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

1955-07-01

A detailed description of the chemical processes used to prepare in the factory of Bouchet of the CEA (Seine-Et-Oise) pur metal uranium with either relatively rich ores, or extracts coming of physical or chemical treatment of poor ores. The nitric treatment of ores succeeds to the production of uranate of impure sodium carbonate. This last last product is dissolved in nitric acid and the uranyl nitrate is extracted by tributyl-phosphate diluted in an inert solvent. The uranyl nitrate pure is re-extracted and successively transformed in uranium peroxide, in orange oxide then in brown oxide which is transformed in fluoride by the anhydrous hydrofluoric acid. Uranate fluoride is then reduced in metal by the pure calcium with an yield superior to 99%. (authors) [French] Description detaillee des procedes chimiques mis en jeu pour preparer a l'Usine du Bouchet du Commissariat a l'Energie Atomique (Seine-et-Oise) l'uranium metal pur a partir soit de minerais relativement riches, soit de concentres provenant de traitement physique ou chimique de minerais pauvres. Le traitement nitrique des minerais aboutit a la production d'uranate de soude impur. Ce dernier est a son tour dissous dans l'acide nitrique et le nitrate d'uranyle est extrait par du tributyl-phosphate dilue par un solvant inerte. Le nitrate d'uranyle pur reextrait est transforme successivement en peroxyde d'uranium, en oxyde orange puis en oxyde brun qui est transforme en fluorure par l'acide fluorhydrique anhydre. Le fluorure uraneux est reduit en metal par le calcium pur avec un rendement superieur a 99 %. (auteurs)

Problems of Uranium Monocarbide and Mononitride Technology; Problemes de la technologie des monocarbures et mononitrures d'uranium; Problemy tekhnologii monokarbida i mononitrida urana; Problemas de la tecnologia del monocarburo y del mononitruro de uranio

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Yakeshova, L. [Institut Yadernykh Issledovanij Chekhoslovatskoj, Czechoslovak Socialist Republic (Czech Republic)

1963-11-15

A critical account of published data is given, and the over-all demands made on ceramic nuclear fuel of the uranium monocarbide and mononitride type are examined. The paper also refers to a number of still unsolved problems, either at the research level or at that of practical application. A short account is given of methods of obtaining monocarbide and preparing compacted products. (author) [French] Le memoire donne un apercu critique de la documentation publiee. Il examine les criteres generaux auxquels doit repondre le combustible nucleaire ceramique du type monocarbure et mononitrure d'uranium. Il indique les problemes qui se posent encore en ce qui concerne les travaux de recherche ou l'utilisation pratique des matieres. Les methodes de preparation des monocarbures et les questions relatives a la fabrication de produits compacts font l'objet d'un bref examen. (author) [Spanish] La memoria examina criticamente los datos publicados. Se exponen los requisitos generales de los combustibles nucleares ceramicos del tipo monocarburo y mononitruio de uranio. Se senalan los problemas aun no resueltos en lo relativo a los trabajos de investigacion o a las aplicaciones practicas de esos materiales. Se describen brevemente los metodos de preparacion de los monocarburos y los problemas que plantean la elaboracion de productos compactos. (author) [Russian] Daetsya kriticheskoe obsuzhdenie literaturnykh dannykh. Razbirayutsya obshchie trebovaniya k keramicheskomu yadernomu toplivu tipa monokarbida i mononitrida urana. Otmechayutsya problemy, kotorye s tochki zreniya issledovatel'skikh rabot ili prakticheskogo primeneniya materialov, ostayutsya eshche ne reshennymi. Kratko obsuzhdayutsya metoda polucheniya monokargida i voprosy prigotovleniya kompaktnykh izdelij. (author)

Contribution to the study of luminous sources for uranium isotope measurements by emission spectrometry; Contribution a l'etude de sources lumineuses destinees au dosage isotopique de l'uranium par spectrometrie d'emission

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

1964-07-01

After a brief summary of results obtained with different hollow cathode luminous sources, the reasons for which they cannot be more widely used are given: an insufficient luminosity when uranium oxides are used in the cathode hollow; the large amount of sample required when it is metallic; the impossibility of effecting a chemical purification of the sample. Electrode-less discharge tubes excited by high frequency whose qualities (luminosity, stability, rapidity of preparation starting from small amounts of sample in various chemical forms, in particular iron) satisfy the conditions laid down for the measurement of uranium 235 by interferometry are used. Tho production process for such lamps is given together with the method of excitation. Examples of recordings obtained with an interferometer of the 'HYPEAC' type and a small grating spectrometer give an idea of the spectral qualities of these sources. (authors) [French] Apres avoir rappele les resultats obtenus avec differentes sources de lumiere a cathode creuse, on explique les raisons qui limitent leur emploi: brillance trop faible lorsque les oxydes d'uranium sont utilises dans le trou cathodique; trop grande quantite d'echantillon necessaire lorsque celui-ci est sous forme metallique; impossibilite de purifier chimiquement l'echantillon. On a employe des tubes a decharge sans electrode excitee par haute frequence, dont les qualites (brillance, stabilite, rapidite de preparation a partir de faibles quantites d'echantillon se presentant sous des formes chimiques diverses, elimination des impuretes chimiques, en particulier du fer) repondent aux conditions imposees pour le dosage isotopique de l'uranium 235 par interferometrie. On decrit le mode operatoire de fabrication de telles lampes et on rappelle le systeme d'excitation. Des exemples d'enregistrement, obtenus avec un appareil interferometrique 'HYPEAC' et un petit spectrometre a reseau, donnent une idee des qualites spectrales de ces sources. (auteurs)

Protection of uranium by electrodeposition of nickel and diffusion; Protection de l'uranium par nickelage electrolytique et diffusion

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Chauvin, G; Coriou, H; Hure, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1959-07-01

diffusion, that which is richest in nickel UNi{sub 5}, is the hardest and most brittle. This brittleness results in the systematic appearance of fractures at the Ni-UNi{sub 5} interface; all the diffusion layers remain fixed to the uranium. (author) [French] Ce travail s'integre dans le cadre tres general du probleme de gainage de l'uranium dans les reacteurs nucleaires. En effet il convient notamment: - D'assurer une protection du combustible (uranium) contre la corrosion par le refrigerant (eau lourde, CO, etc.) dans le cas d'une rupture de gaine (Al, Zr, etc.); - D'eviter la diffusion prohibitive U-Al (cas d'une gaine en aluminium) par l'emploi d'une couche intermediaire d'un metal dont la cinetique de diffusion avec l'uranium soit, dans les memes conditions, considerablement plus faible que celle de l'aluminium. De la presente etude, basee sur l'utilisation eventuelle du nickel comme couche intermediaire, on peut degager les principaux points suivants: 1) Apres lui avoir fait subir un traitement de surface chimique determine, on peut realiser sur l'uranium des depots electrolytiques de nickel d'une adherence telle que, apres un recuit sans l'application d'aucune pression, ces depots donnent lieu a une bonne diffusion intermetallique U-Ni. Tout en restant tres inferieure a celle du systeme U-Al, cette diffusion permet de renforcer la protection, donc d'accroitre la resistance du combustible a la corrosion. 2) Toutes autres conditions egales par ailleurs, l'experience montre que la qualite des zones de diffusion obtenues depend de la nature du bain de nickelage. 3) Les bains classiques de nickelage utilises jusqu'a present dans ce domaine d'etude contiennent 20 a 40 g/l d'acide borique a titre de tampon electrolytique. Il en resulte une contamination extremement elevee des depots de nickel par 400 a 500 ppm de bore. Nous montrons qu'avec au moins un bain exempt de poisons nucleaires, on peut obtenir des zones de diffusion U-Ni tres saines. 4) Apres un recuit de 100 heures

Study of {gamma}'s in Naiade; Etude des gamma de Naiade

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

1958-07-01

Following a study of the gamma sources, the flux of gamma of different energies in the swimming pool is investigated. The biological dose can thus be obtained by calculation, and compared with the results given by photographic plates. The influence of photoneutrons is estimated by calculation, and research is being carried out on their influence on the thermal neutron flux curve on the axis of the uranium plate, with the plate emitting neutrons and with the plate protected by boral. (author) [French] Apres l'etude des sources de gamma, l'on etudie le flux de gamma de differentes energies dans la piscine. La dose biologique peut etre obtenue ainsi par le calcul et comparee avec les resultats donnes par les plaques photographiques. L'influence des photoneutrons est estimee par le calcul et l'on recherche leur influence sur la courbe de flux de neutrons thermiques sur l'axe de la plaque d'uranium, la plaque emettant des neutrons et la plaque protegee par du boral. (auteur)

Development of uranium mining in France and the French Union; Developpement de l'industrie miniere de l'uranium en France et dans l'Union francaise

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

1958-07-01

The decision taken by the French government as early as 1946 to pursue an extensive atomic energy development program laid immediate stress on the importance of finding adequate raw materials sources. The effort expended in this direction, as it is known through various publications on the subject, has culminated in very definite success: by the end of the present mining program, that is to say in 1961, France will occupy a significant position amongst world producers of uranium, and will be entirely independent in satisfying her requirements in uranium and thorium. Most of the uranium is mined within her own frontiers, which places the country in a very fortunate position. The types of deposits discovered and the methods of working them will be discussed in further reports. The present report looks back briefly over the discoveries themselves and outlines the situation to data, with an indication of the future development planned for these resources, completely unknown and unsuspected until a few years ago. (author) [French] La volonte de l'Etat fran is affirmee des 1946, de developper un programme notable d'energie atomique mit des cette epoque l'accent sur le probleme de l'approvisionnement en matieres premieres. Des efforts durent donc etre entrepris et l'on sait par diverses publications que ceux-ci ont obtenu un indeniable succes puisque la France se classera a l'achevement de ses proiets miniers actuels, c'est-a-dire vers 1961, a un rang honorable parmi les grands producteurs mondiaux et pourra ainsi s'approvisionner en uranium, et dans la mesure de ses besoins en thorium, sur ses propres mines, sans avoir a recourir a l'importation etrangere. On sait que la majeure partie de cet uranium provient du territoire metropolitain de la France, ce qui incontestablement est une grande chance pour elle. D'autres communications decriront les types de gisement et le detail des methodes employees. Il est propose ici, apres un bref historique sur les decouvertes, de

Determination of tracer quantities of chromium in uranium; Dosage de traces de chrome dans l'uranium

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

1959-07-01

A method is described for the photometric determination of chromium in uranium by absorbency at 540 m{mu} of the Cr(VI) diphenylcarbazide combination. After attack by nitric acid, the solution is made perchloric, and the chromium oxidised at the boiling point by permanganate. Excess oxidant is removed by hydrochloric acid. Study of operating conditions resulted in a method with an accuracy of {+-} 0,5 ppm for 0,5 to 15 ppm chromium in the metal. (author) [French] Le chrome est dose dans l'uranium par photometrie a 540 m{mu} du compose colore Cr(VI) diphenylcarbazide. Apres mise en solution critique et reprise perchlorique a chaud, le chrome est oxyde en milieu acide et a l'ebullition par le permanganate. L'exces d'oxydant est ensuite detruit par l'acide chlorhydrique a l'ebullition. L'etude des conditions experimentales aboutit a un mode operatoire strict. La precision obtenue pour des teneurs comprises entre 0,5 et 15 ppm dans le metal est de 0,5 ppm. (auteur)

Thermal diffusivity measurements between 0 {sup 0}C and 2000 {sup 0}C: application to UO{sub 2}; Mesure de la diffusivite thermique de 0 {sup 0}C et 2000 {sup 0}C application a UO{sub 2}

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Van Craeynest, J C; Weilbacher, J C; Lallement, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1969-07-01

We have built two types of apparatus to measure the thermal diffusivity of ceramic fuels. The first apparatus, based on Angstrom's method, operates between 0 deg. C and 1000 deg. C. Satisfactory results have been obtained for iron, nickel and molybdenum. The other apparatus, based on Cowan's method, operates between 1000 deg. C and 2000 deg. C on thin slabs. The thermal conductivity of UO{sub 2} has been measured from 0 deg. C to 2000 deg. C. There is a good agreement between our results and the well known values for UO{sub 2}. (authors) [French] Afin d'etudier la conductibilite thermique des combustibles ceramiques, nous avons mis au point deux types d'appareils nous permettant de mesurer la diffusivite thermique {alpha}, la conductibilite etant egale au produit de la diffusivite par la densite et la chaleur specifique. Un premier type d'appareil base sur la methode d'Angstroem nous permet d'obtenir des resultats de diffusivite sur echantillon de fabrication courante entre 0 deg.C et 1000 deg. C. Une serie de mesures a ete effectuee sur le fer, le nickel et le molybdene afin de controler le bon fonctionnement des appareils. Un deuxieme type d'appareil base sur la methode de Cowan nous permet d'atteindre la diffusivite thermique d'echantillons minces entre 1000 deg. C et 2000 deg. C. Un controle des resultats obtenus sur l'oxyde d'uranium a moyenne et haute temperature nous permet de conclure a un tres bon accord entre nos resultats et ceux de la litterature. (auteurs)

Study of the machining of uranium carbide rods obtained by continuous casting under electronic bombardment; Etude de l'usinage de barreaux de carbure d'uranium obtenus par coulee continue sous bombardement electronique

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

1965-07-01

The authors consider the various methods of machining uranium mono-carbide and compare them critically in the case of their application to uranium carbide obtained by fusion under an electronic bombardment and continuous casting. This study leads them to propose two mechanical machining methods: cylindrical rectification and center-less rectification, preceded by a preliminary roughing out of a cylinder, the latter appearing more suitable. A study of the machining yields as a function of the diameter of the rough bars and of the diameter of the finished rods has shown that an optimum value of the rough bar diameter exists for each value of the finished rod diameter. It is found that the yield increases as the diameter itself increases, this yield rising from 45 per cent to around 70 per cent as the diameter of the rough bars increases from 25-26 mm to 37-38 mm. (authors) [French] Les auteurs envisagent les differentes methodes d'usinage du monocarbure d'uranium et se livrent a une etude critique de celles-ci, dans le cas de leur application a l'usinage de barreaux de carbure d'uranium obtenus par fusion sous bombardement electronique et coulee continue. Cette etude les conduit a proposer deux methodes d'usinage mecanique: la rectification cylindrique et la rectification 'centerless', precedee d'un ebauchage par carottage, la seconde paraissant la plus appropriee. L'etude des rendements d'usinage en fonction du diametre des barreaux bruts et du diametre des barreaux finis, a mis en evidence une valeur optimale du diametre des barreaux bruts pour chaque valeur du diametre des barreaux usines. Elle a montre que le rendement croit lorsque le diametre croit lui-meme, ce rendement passant d'environ 45 pour cent a environ 70 pour cent, lorsque le diametre des barreaux bruts passe de 25-26 mm a 37-38 mm.

Comparative study of the oxidation of various qualities of uranium in carbon dioxide at high temperatures; Etude comparative de l'oxydation de diverses qualites d'uranium dans l'anhydride carbonique aux temperatures elevees

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

1965-07-01

Uranium samples of six different qualities were subjected, in the temperature range 400 - 1000 C, to the action of carbon dioxide carefully purified to eliminate oxygen and water vapour; the resulting oxidation was followed micro-graphically and also (but only in the range 400 - 700 C) gravimetrically using an Ugine-Eyraud microbalance. A comparison of the results leads to the following 3 observations. First, the oxidation of the six uraniums studied obeys a linear law, (followed at 700 C by an accelerating law). The rates of reaction differ by a maximum of 100 per cent, the higher purity grades being oxidized more slowly except at 700 C when the reverse is true. Secondly, simultaneously with the growth, of an approximately uniform film of uranium dioxide on the metal, there occurs a localized attack in the form of blisters in the immediate neighbourhood of the monocarbide inclusions in the uranium. The relative importance of this attack is greater for lower oxidation temperatures and for a larger size, number and inequality of distribution of the inclusions, that is to say for higher carbon concentrations in the uranium (which have values from 7 to 1000 ppm in our tests). Thirdly, for oxidation temperatures above 600 C blistering is much less pronounced, but at 700 C the beginning of a general deformation of the sample occurs, which, above 750 C, becomes much greater; this leads to an acceleration of the reaction rate with respect to the linear law. In view of the over-heating, the sample must already be in the {gamma}-phase which is particularly easily deformed; furthermore this expansion phenomenon is more pronounced when the sample is more plastic and therefore purer. (authors) [French] Des echantillons de six qualites d'uranium ont ete soumis, dans l'intervalle 400-1000 C, a l'action de l'anhydride carbonique tres soigneusement purifie en oxygene et en vapeur d'eau, et leur oxydation a ete suivie par voie micrographique et egalement (mais seulement entre 400

Use of X-ray fluorescence in a laboratory for the treatment of uranium ores (1960); Utilisation de la fluorescence X dans un laboratoire de traitements de minerais d'uranium (1960)

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

1960-07-01

A brief description will be given of some aspects of the experience gained over a year during which X-ray fluorescence was used at the laboratory or the present Section Autonome d'Etudes, Recherches et Applications Chimiques of the Commissariat a l'Energie Atomique. First part. - Reproducibility of results. A standard is tested daily. The observations made during the months from december 58 to may 59 are described. Second part. - Study of two chemical treatment processes using X-ray fluorescence, without development of a detailed method of analysis. a) Acid lixiviation of uranium ores. The residues are analysed by X-Ray fluorescence directly in powder form. b) Fixation and elution of vanadium on ion exchange resin. Third part. - Method for the quantitative analysis of the uranium in solution. A method of analysis of the uranium in solution is described for concentrations between 30 {gamma}/cc and 600 {gamma}/cc, whatever may be the impurities present (except for the elements between Zn and Rb, and between Ir and Pa). (author) [French] On se propose de decrire brievement quelques aspects de l'experience acquise en une annee d'utilisation de fluorescence X au laboratoire de l'actuelle Section Autonome d'Etudes, Recherches et Applications chimiques du Commissariat a l'Energie Atomique. Premiere Partie. - Etude de la reproductibilite des resultats. Un standard est teste quotidiennement. On donne la description des observations faites durant les mois de decembre 58 a mai 59. Deuxieme Partie. - Etude de deux procedes de traitements chimiques au moyen de la fluorescence X sans mise au point de methode d'analyse elaboree. a) Liziviation acide de minerais d'uranium. Les residus sont analyses par fluorescence X directement sous forme pulverulente. b) Fixation et elution du vanadium sur resine echangeuse d'ions. Troisieme partie. - Methode d'analyse quantitative de l'uranium en solution. On decrit une methode d'analyse de l'uranium en solution pour des concentrations allant

Preparation of Uranium Dioxide by Electrochemical Reduction in Ammonium Carbonate Solutions and Subsequent Precipitation; Preparation de bioxyde d'uranium par reduction electrochimique dans des solutions de carbonate d'ammonium et precipitation; Prigotovlenie dvuokisi urana metodom ehlektrokhimicheskogo vosstanovleniya v rastvore karbonata ammoniya s posleduyushchim osazhdeniem; Preparacion de dioxido de uranio por reduccion electroquimica en soluciones de carbonato amonico u precipitacion subsiguiente

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Pravdic, V.; Branica, M.; Pucar, Z. [Department of Physical Chemistry, Rudjer Boskovic Institute, Zagreb, Yugoslavia (Serbia)

1963-11-15

Experiments in a small scale electrolysis cell on cathodic reduction of uranium (VI) to uranium (IV) show the possibility of an efficient way to obtain uranium (IV) in carbonate solutions. From this solution uranium (IV) hydrous oxide precipitates by merely raising the temperature. To obtain larger quantities of material needed for technological testing, a scale-up of the process was attempted. An electrolysis cell of hard PVC (polyvinylchloride) was constructed with a mercury pool cathode of approximately 2.5 dm{sup 2} and platinum anodes. The catholyte was separated from the anolyte by cationexchange membranes. The catholyte was circulated between two 50-1 reservoirs and streamed toward the vigorously stirred mercury cathode. The working potential of mercury was controlled against an Ag/AgCl/KC1 (sat.) reference electrode, the potential being held constant at -1.5 V. The current efficiency is approximately 90%; the power consumed for the reduction process is about 0.8 kWh/kg of uranium dioxide. After the electrolysis was completed the precipitation was initiated only by heating the deeply green clear solution up to 70 deg. C in a separate all-glass vessel of 60-1 volume. From 50, 1 of the catholyte solution 1 kg of a centrifuged product (containing about 20% of water) was obtained. The coulometric analysis of the oxygen-uranium ratio always gave results in the range of 2.04 to 2.09. By the procedure described uranium (IV) hydrous oxide is selectively precipitated, and the oxygen-uranium ratio in the precipitate was found to be independent of the degree of completion of the reduction. The product was identified as the alpha phase of uranium dioxide by the X-ray powder diffraction. Experiments in sintering and characterization of uranium dioxide thus obtained for the ceramic nuclear fuel requirements are under way. (author) [French] Des experiences faites dans une petite cellule d'electrolyse sur la reduction cathodique d'uranium (VI) en uranium (IV) montrent qu

Study of reactions between uranium-plutonium mixed oxide and uranium nitride and between uranium oxide and uranium nitride; Etude des reactions entre l`oxyde mixte d`uranium-plutonium et le nitrure d`uranium et entre l`oxyde d`uranium et le nitrure d`uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Lecraz, C

1993-06-11

A new type of combustible elements which is a mixture of uranium nitride and uranium-plutonium oxide could be used for Quick Neutrons Reactors. Three different studies have been made on the one hand on the reactions between uranium nitride (UN) and uranium-plutonium mixed oxide (U,Pu)O{sub 2}, on the other hand on these between UN and uranium oxide UO{sub 2}. They show a sizeable reaction between nitride and oxide for the studied temperatures range (1573 K to 1973 K). This reaction forms a oxynitride compound, MO{sub x} N{sub y} with M=U or M=(U,Pu), whose crystalline structure is similar to oxide`s. Solubility of nitride in both oxides is studied, as the reaction kinetics. (TEC). 32 refs., 48 figs., 22 tabs.

Uranium in South America with Emphasis on the Brazilian Uranium Province (Summary L'uranium en Amérique du Sud et plus particulièrement dans la province uranifère brésilienne (résumé

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Forman J. M. A.

2006-11-01

Full Text Available The search for uranium hos been going on in South America for the last 30 years and has led to discoveries of deposits in the following countries: Brazil, Argentine, Venezuela, Peru, Chile, Colombia and Ecuador. - In addition to the already known deposits in Brazil at Pocas de Caldas (Minas Gerais, Figueira (Parana and Quadrilatère Ferrifère (Minas Gerais, other deposits have been discovered at Itatiaia where the uranium is associated with phosphates, in the Lagoa Real region where the uranium is in microclinal gneiss, and in the Rio Preto region. Nearly 100 ore shows have been found in Lower Precarnbrian shales covered by Middle Precambrion quartzose sandstore. The industrial complexes of Pocas de Caldas and Fiqueira will start production respectively in 1980 and 1983. - In Argentina the mains deposits are in the Serra Pintada (Mendoza Province, at Los Adobes and Cerro Condor (Chubut Province and at Don Otto in the northern part of the country. Reserves now known and those being developed are very promising for the future. Pendant les 30 dernières années la recherche de l'uranium s'est poursuivie en Amérique du Sud et a abouti à la découverte de gisements dans les pays suivants : Brésil, Argentine, Venezuela, Pérou, Chili, Colombie et Équateur. . - Au Brésil, outre les gisements déjà connus de Poças de Caldas (Minas Gerais de Figueira (Parana et du Quadrilatère Ferrifère des Minas Gerais, d'autres gisements ont été découverts à Itatiaia où l'uranium est associé à des phosphates, dans la zone de Lagoa Real où l'uranium se trouve dans des gneiss à microcline et dans la région de Rio Preto. Près de 100 indices minéralisés sont reconnus dans les schistes du Précambrien inférieur recouverts par des grès quartzeux d'âge précambrien moyen. Les complexes industriels de Pocas de Caldas et de Figueira entreront en production respectivement en 1980 et 1983. - En Argentine, les principaux gisements se trouvent dans la

Influence of the anisotropy of expansion coefficients on the elastic properties of uranium of zirconium and of zinc

International Nuclear Information System (INIS)

Calais, Daniel; Saada, Georges; Simenel, Nicole

1959-01-01

The anisotropy of the expansion coefficients of uranium, zirconium and zinc provoke internal tensions in the course of cooling these metals. These tensions are eliminated in the case of zinc by restoration to room temperature, but persist in uranium and zirconium and are responsible for the absence of an elastic limit in these two metals. Reprint of a paper published in Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 249, p. 1225-1227, sitting of 5 October 1959 [fr

Electromagnetic Gauge Study of Laser-Induced Shock Waves in Aluminium Alloys

Science.gov (United States)

Peyre, P.; Fabbro, R.

1995-12-01

The laser-shock behaviour of three industrial aluminum alloys has been analyzed with an Electromagnetic Gauge Method (EMV) for measuring the velocity of the back free surface of thin foils submitted to plane laser irradiation. Surface pressure, shock decay in depth and Hugoniot Elastic Limits (HEL) of the materials were investigated with increasing thicknesses of foils to be shocked. First, surface peak pressures values as a function of laser power density gave a good agreement with conventional piezoelectric quartz measurements. Therefore, comparison of experimental results with computer simulations, using a 1D hydrodynamic Lagrangian finite difference code, were also in good accordance. Lastly, HEL values were compared with static and dynamic compressive tests in order to estimate the effects of a very large range of strain rates (10^{-3} s^{-1} to 10^6 s^{-1}) on the mechanical properties of the alloys. Cet article fait la synthèse d'une étude récente sur la caractérisation du comportement sous choc-laser de trois alliages d'aluminium largement utilisés dans l'industrie à travers la méthode dite de la jauge électromagnétique. Cette méthode permet de mesurer les vitesses matérielles induites en face arrière de plaques d'épaisseurs variables par un impact laser. La mise en vitesse de plaques nous a permis, premièrement, de vérifier la validité des pressions d'impact superficielles obtenues en les comparant avec des résultats antérieurs obtenus par des mesures sur capteurs quartz. Sur des plaques d'épaisseurs croissantes, nous avons caractérisé l'atténuation des ondes de choc en profondeur dans les alliages étudiés et mesuré les limites d'élasticité sous choc (pressions d'Hugoniot) des alliages. Les résultats ont été comparés avec succès à des simulations numériques grâce à un code de calcul monodimensionnel Lagrangien. Enfin, les valeurs des pressions d'Hugoniot mesurées ont permis de tracer l'évolution des contraintes d

Contribution to the study of french pitchblendes; Contribution a l'etude des pechblendes francaises

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Geffroy, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Lab. de Mineralogie, Centre de Chatillon (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Sarcia, J A [Commissariat a l' Energie Atomique, Div. de la Crouzille, Haute Vienne (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1955-07-01

The authors first review the characteristics of uraninite-pitchblende, as deduced of present literature. They set apart from typical pitchblende a black oxide aspect, which probably corresponds to neo-formations, and a 'para-pitchblende' aspect, which they relate to deep sur-oxidation of normal pitchblende. They insist on the easy replacement of pitchblende by silica. and give indications as to changes in vein stones (fluorite, quartz, etc...). A detailed study of paragenesis and successions in french uranium districts follows (including discussion of uranium of uranium-bearing coals). The authors attempt to classify french pitchblende veins. They are chiefly epithermal and poor in satellite ores. Three types of deposits are identified: massive - pitchblende type, silica type, fluorite type. These deposits, as those of Portugal, are included in granite, Central-European peri-batholitic types where uranium associates which Ni, Co, Bi and Ag, are in France both rare and poor. Finally, the authors attempt to bring out in the european Hercynian area a particular distribution of paragenetic types. (authors) [French] Les auteurs recapitulent d'abord les caracteres et les occurences de l'uraninite - pechblende, tels qu'ils peuvent etre degages de l'actuelle bibliographie. Ils exposent ensuite les faits qui du point de vue mineralogique seulement ressortent de l'etude mineralogique et chalcographique des pechblendes francaises et de leurs satellites. Ils distinguent de la pechblende-type un facies oxyde noir; correspondant probablement a une neoformation, et un facies parapechblende, qui est rapporte a une sur oxydation hypogene de la pechblende proprement dite. Ils insistent sur le facile remaniement de la pechblende par la slice; et donnent quelques precisions sur les modifications des gangues (fluorine, quartz, etc...). Suit l'etude detaillee des parageneses et des successions dans les districts uraniferes francais: Divisions du Limousin, de Grury, de Lachaux et de

Magnesium and related low alloys

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-07-01

In the first part the authors examine the comparative corrosion of commercial magnesium, of a magnesium-zirconium alloy (0,4 per cent {<=} Zr {<=} 0,7 per cent) of a ternary magnesium-zinc-zirconium alloy (0,8 per cent {<=} Zn {<=} 1,2 per cent) and of english 'Magnox type' alloys, in dry carbon dioxide-free air, in damp carbon dioxide-free air, and in dry and damp carbon dioxide, at temperatures from 300 to 600 deg. C. In the second part the structural stability of these materials is studied after annealings, of 10 to 1000 hours at 300 to 450 deg. C. Variations in grain after these heat treatments and mechanical stretching properties at room temperature are presented. Finally various creep rate and life time diagrams are given for these materials, for temperatures ranging from 300 to 450 deg. C. (author) [French] Dans une premiere partie les auteurs etudient la corrosion comparee du magnesium commercial, d'un alliage magnesium-zirconium (0,4 pour cent {<=} Zr {<=} 0,7 pour cent), d'un alliage ternaire magnesium-zinc-zirconium (0,8 pour cent {<=} Zn {<=} 1,2 pour cent), et d'alliages anglais 'type Magnox', dans l'air sec decarbonate, l'air humide decarbonate, le gaz carbonique sec et humide a des temperatures de 300 a 600 deg. C. Dans une seconde partie, est etudiee la stabilite structurale de ces materiaux apres des recuits de 300 a 450 deg. C, et de 10 a 1000 heures. Sont presentees les variations, apres ces traitements thermiques, de la grosseur du grain, et des caracteristiques mecaniques de traction a la temperature ambiante. Enfin, quelques diagrammes de vitesse de fluage et de durees de vie sont presentes sur ces materiaux pour des temperatures variant entre 300 et 450 deg. C. (auteur)

New micrographic examination methods for nuclear metals and alloys; Methodes micrographiques originales pour l'examen de differents metaux et alliages nucleaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Monti, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Compagnie Saint Gobain, Services Nucleaires (France)

1959-07-01

The report describes several methods of preparation of specimens (polishing and pickling) and the results obtained on metals: Pu, U, Th, Nb, Ta, V and alloys: Al-Pu, U-Pu and Th-Nb. (author) [French] On decrit diverses methodes de preparation d'echantillons metallographiques (polissage et attaque) ainsi que les resultats obtenus sur les metaux: Pu, U, Th, Nb, Ta, V et les alliages: Al-Pu, U-Pu et Th-Nb. (auteur)

Precipitation of uranium oxide by reduction in alkaline solution; Precipitation d'oxyde d'uranium par reduction en milieu alcalin

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Pottier, P; Claus, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

In the first part of the report the authors study the reaction mechanism for this reduction which makes it possible to precipitate a hydrated uranium oxide from alkaline uranyl carbonate solutions. The research into the effects of different variables on numerous cycles are then summarized. Optical, X-ray and thermogravimetric examinations then make it possible to predict the properties of this oxide. In the second part the authors carry out calculations for the continuous operation of single cells and cells in series. These calculations give the data required for the construction of 2 cells having capacities of 0.3 and 10 litres. Results obtained from the continuous operation of this latter cell lead to certain conclusions concerning the applicability of this method to the hydrometallurgy of uranium. (authors) [French] Dans une premiere partie, les auteurs etudient le mecanisme de reaction de cette reduction qui permet la precipitation d'un oxyde d'uranium hydrate dans les solutions d'uranyle-carbonates alcalins. Les etudes de diverses variables sur de nombreux cycles sont ensuite resumees. Puis des examens optiques, aux rayons X et par thermogravimetrie, permettent de proposer une hypothese sur les proprietes de l'oxyde obtenu. Dans la deuxieme partie, les auteurs developpent un calcul prevoyant la marche continue de cellules uniques et en cascades. De ces calculs on tire les elements permettant la realisation de deux cellules de 0,3 et 10 litres. Des resultats de marche continue sur cette derniere cellule, on peut conclure a l'applicabilite de cette methode a l'hydrometallurgie de l'uranium. (auteurs)

Different periods of uranium and thorium occurrence in Madagascar (1960); Cycles uraniferes et thoriferes a Madagascar (1960)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

In Madagascar, the first typical occurrences of thorium and uranium are about 500 million years old. Previously thorium and uranium were rather concentrated in the granitic and charnockitic zones, chiefly in minerals such as monazite, apatite and zircon. At the end of the Precambrian period, metasomatic granites occur especially in the anticlinal series (Andriba orthite granite). The granitization is followed by the formation of the main pegmatitic areas in the Island with Th-U niobotantalates, uraninite and beryl. The pegmatites are well developed in the synclinal series with a poor migmatization or no migmatization at all. In the same time a large uranium and thorium province with uranothorianite deposits appears within the calcomagnesian series of the Southern part of Madagascar. Later, large amounts of monazite were carried down to the detritic Karroo sediments during tile erosion of the metamorphic precambrian rocks. Monazite has been concentrated again by frequent marine incursions, till the present time. In the medium Karroo, near Folakara, uranium minerals occur in direct relation with carbonaceous material. Finally we must note the uranium occurrence in the pleistocene carbonaceous shales of Antsirabe basin, in contact with crystalline rocks. (author) [French] A Madagascar, le premier cycle uranifere et thorifere bien caracterise se situe aux alentours de 500 millions d'annees. Auparavant, le thorium et l'uranium sont concentres de preference dans les zones granitiques et charnockites sous forme de monazite, apatite ou zircon. Vers la fin du Precambrien, se produisent des granitisations metasomatiques, surtout dans les zones anticlinales (type Andriba a orthite). La fin de cette granitisation s'accompagne de la formation des principaux champs pegmatitiques de l'Ile a niobotantalates uraniferes, uraninite et beryl, qui se developpent de preference dans les series synclinales peu ou pas migmatisees. A cette meme epoque s'individualise au sein des series

Uranium-Based Cermet Alloys; Cermets a base d'uranium; Metallokeramicheskie splavy na osnove urana; Cermets a base de uranio

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Ivanov, V. E.; Zelenskij, V. F.; Voloshchuk, A. I.; Grishok, V. N. [Fiziko-Tekhnicheskij Institut an USSR, Khar' kov, SSSR (Russian Federation)

1963-11-15

The paper describes certain features of dispersion-hardened uranium-based cermets. As possible hardening materials, consideration was given to UO{sub 2}, UC, Al{sub 2}O{sub 3}, MgO and UBe{sub 13}. Data were obtained on the behaviour of uranium alloys containing the above-mentioned admixtures during creep tests, short-term strength tests and cyclic thermal treatment. The corrosion resistance o f UBe{sub 13}-based uranium alloys was also studied. )author) [French] Les auteurs decrivent certaines proprietes de cermets a base d'uranium, dont la resistance a ete accrue a l'aide de particules dispersees. Les materiaux utilises a cette fin sont notamment: UO{sub 2}, UC, Al{sub 2}O{sub 3}, MgO et UBe{sub 13}. Les auteurs indiquent les donnees obtenues sur le comportement des cermets a l'uranium; durant les essais de fluage, les essais de resistance a court terme et le traitement thermique cyclique, en mentionnant les substances ajoutees. Ils etudient enfin la resistance a la corrosion des cermets d'uranium et UBe{sub 13}. (author) [Spanish] Los autores describen algunas propiedades de los cermets a base de uranio, reforzados por particulas de diversos compuestos en dispersion. En calidad de posibles materiales de refuerzo, ensayaron el UO{sub 2}, el UC, el Al{sub 2}O{sub 3}, el MgO y el UBe{sub 13}. Obtuvieron datos sobre el comportamiento de esas aleaciones en ensayos de fluencia, ensayoe rapidos de resistencia y tratamiento termico ciclico. Por ultimo, estudiaron la resistencia a la corrosion de las aleaciones de uranio a base de UBe{sub 13}. (author) [Russian] Daetsya opisanie nekotorykh svojstv metallokeramicheskikh splavov urana, uprochnennykh dispersionnymi chastitsami. V kachestve vozmozhnykh uprochnyayushchikh materialov izuchalis' UO{sub 2}, UC, Al{sub 2}O{sub 3} , MgO i UBe{sub 13}. Polucheny dannye o povedenii splavov urana s ukazannymi primesyami pri kripovykh ispytaniyakh, pri kratkovremennykh prochnostnykh ispytaniyakh i pri tsiklicheskoj termoobrabotke

Contribution to the study of the desorption of fission gases formed in irradiated uranium oxide; Contribution a l'etude de la desorption des gaz de fission formes dans l'oxyde d'uranium irradie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Berry, J -L; Darras, R; Roger, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France)

1966-09-01

The release of {sup 133}Xe from irradiated UO{sub 2} has been studied in the temperature range 1300 to 1900 deg C, using various monocrystalline or sintered samples. Up to 1600 deg C, this release is proportional to the square root of the time and thus occurs essentially by diffusion. The apparent diffusion constant D' decreases and the activation energy of the corresponding process increases as the integrated neutron flux received by the fuel increases. As the density of the sintered samples decreases however, the activation energy of the release also decreases, so that the difference between D' values for sintered samples of different densities decreases as the temperature rises. Finally, above 1600 deg C, the fission gas release phenomenon is governed by UO{sub 2} evaporation, and all the different types of oxide studied have similar behaviors, characterized by poor retention of these gases. (authors) [French] La desorption du xenon 133 forme dans le bioxyde d'uranium irradie a ete etudiee dans l'intervalle de 1300 a 1900 C, a l'aide de differents echantillons monocristallins ou frittes. Jusqu'a 1600 C, elle s'effectue proportionnellement a la racine carree du temps, donc essentiellement par diffusion. La pseudo-constante de desorption D' decroit et l'energie d'activation du processus correspondant croit lorsque le flux de neutrons integre recu par le combustible augmente. Cependant, lorsque la densite des frittes diminue, l'energie d'activation de desorption diminue egalement, de sorte que l'ecart entre les valeurs de D' relatives a des frittes de densites differentes se restreint lorsque, la temperature s'eleve. Finalement, au-dessus de 1600 C, l'evaporation de l'UO{sub 2} regit le phenomene de liberation des gaz de fission, et toutes les qualites d'oxyde etudiees presentent alors des comportements voisins a cet egard, caracterises par une mediocre retention de ces gaz. (auteurs)

Contribution to the study of french pitchblendes; Contribution a l'etude des pechblendes francaises

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Geffroy, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Lab. de Mineralogie, Centre de Chatillon (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Sarcia, J.A. [Commissariat a l' Energie Atomique, Div. de la Crouzille, Haute Vienne (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1955-07-01

The authors first review the characteristics of uraninite-pitchblende, as deduced of present literature. They set apart from typical pitchblende a black oxide aspect, which probably corresponds to neo-formations, and a 'para-pitchblende' aspect, which they relate to deep sur-oxidation of normal pitchblende. They insist on the easy replacement of pitchblende by silica. and give indications as to changes in vein stones (fluorite, quartz, etc...). A detailed study of paragenesis and successions in french uranium districts follows (including discussion of uranium of uranium-bearing coals). The authors attempt to classify french pitchblende veins. They are chiefly epithermal and poor in satellite ores. Three types of deposits are identified: massive - pitchblende type, silica type, fluorite type. These deposits, as those of Portugal, are included in granite, Central-European peri-batholitic types where uranium associates which Ni, Co, Bi and Ag, are in France both rare and poor. Finally, the authors attempt to bring out in the european Hercynian area a particular distribution of paragenetic types. (authors) [French] Les auteurs recapitulent d'abord les caracteres et les occurences de l'uraninite - pechblende, tels qu'ils peuvent etre degages de l'actuelle bibliographie. Ils exposent ensuite les faits qui du point de vue mineralogique seulement ressortent de l'etude mineralogique et chalcographique des pechblendes francaises et de leurs satellites. Ils distinguent de la pechblende-type un facies oxyde noir; correspondant probablement a une neoformation, et un facies parapechblende, qui est rapporte a une sur oxydation hypogene de la pechblende proprement dite. Ils insistent sur le facile remaniement de la pechblende par la slice; et donnent quelques precisions sur les modifications des gangues (fluorine, quartz, etc...). Suit l'etude detaillee des parageneses et des successions dans les districts uraniferes francais: Divisions du

Chemical treatment of uranium ores in France; Le traitement chimique des minerais d'uranium en France

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

The various processes of chemical treatmenturanium ores, from the oldest to the more recent, are exposed, considering the following conditions: economics, geography, techniques and safety. The interest of obtaining a final concentrate as uranyl nitrate is discussed. (author)Fren. [French] Les differents procedes de traitement chimique des minerais uraniferes sont exposes depuis les premiers jusqu'aux plus recents, en tenant compte des facteurs economiques, geographiques, techniques et de salubrite. L'interet d'obtenir un concentre final a l'etat de nitrate d'uranyle est discute. (auteur)

Aerosols produced by evaporation of a uranium wire; Aerosols produits par evaporation d'un fil d'uranium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1968-03-01

This work is devoted to the study of the aerosols formed when an uranium wire is evaporated in a normal or rarefied atmosphere, either with or without a drying agent. The heating of the wire can be either fast or slow. The first part is a study of aerosol production apparatus and of methods of measuring the aerosol. The second part presents the results obtained with various aerosols: the particles produced by the wire are less than one micron; during rapid heating, the granulometric distribution of the aerosol obeys a log-normal law; during slow heating, the distribution has two modes: one near 0.05 micron, the other close to 0.01 micron. (author) [French] Ce travail est consacre a l'etude des aerosols formes lors de l'evaporation d un fil d'uranium en atmosphere normale ou rarefiee en presence ou non de dessechant. Le chauffage du fil peut etre rapide ou lent. La premiere partie est une etude des appareils de production et des methodes de mesures de l'aerosol. La seconde partie consigne les resultats obtenus sur les differents aerosols: les particules emises par le fil sont inferieures au micron; lors d'un chauffage rapide, la repartition granulometrique de l'aerosol suit une loi log-normale; lors d un chauffage lent, la repartition presente deux modes: l'un voisin de 0.05 micron, l'autre voisin de 0.01 micron. (auteur)

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

Isotopic analysis of uranium hexafluoride highly enriched in U-235; Analyse isotopique de l'hexafluorure d'uranium fortement enrichi en U 235

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Chaussy, L; Boyer, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Pierrelatte (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-07-01

Isotopic analysis of uranium in the form of the hexafluoride by mass-spectrometry gives gross results which are not very accurate. Using a linear interpolation method applied to two standards it is possible to correct for this inaccuracy as long as the isotopic concentrations are less than about 10 per cent in U-235. Above this level, the interpolations formula overestimates the results, especially if the enrichment of the analyzed samples is higher than 1.3 with respect to the standards. A formula is proposed for correcting the interpolation equation and for the extending its field of application to high values of the enrichment ({approx_equal}2) and of the concentration. It is shown that by using this correction the results obtained have an accuracy which depends practically only on that of the standards, taking into account the dispersion in the measurements. (authors) [French] L'analyse isotopique de l'uranium sous forme d'hexafluorure, par spectrometrie de masse, fournit des resultats bruts entaches d'inexactitude. Une methode d'interpolation lineaire entre deux etalons permet de corriger cette inexactitude, tant que les concentrations isotopiques sont inferieures a 10 pour cent en U-235 environ. Au-dessus de cette valeur, la formule d'interpolation surestime les resultats, notamment si l'enrichissement des echantillons analyses par rapport aux etalons est superieur a 1,3. On propose une formule de correction de l'equation d'interpolation qui etend son domaine d'application jusqu'a des valeurs elevees d'enrichissement ({approx_equal}2) et de concentration. On montre experimentalement que par cette correction, les resultats atteignent, a la precision des mesures, une exactitude qui ne depend pratiquement plus que de celles des etalons. (auteurs)

Analytical procedures used by the uranium - radon - radium geochemistry group; Methodes d'analyses utilisees par la section de geochimie uranium, radon, radium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1968-07-01

The analytical methods described are applied to the geochemical prospecting of uranium. The nature of the material under investigation, which may be soil, alluvium, rock, plant or water, and the particular requirements of geochemical exploration, have prompted us to adjust the widely used conventional methods to the demands of large scale operation, without lowering their standards of accuracy and reliability. These procedures are explained in great detail. Though most of this technical information may appear superfluous to the chemical engineer well versed in trace element determination, it will, however, serve a useful purpose both with the operator in charge of routine testing and with the chemist called upon to interpret results. (author) [French] Les methodes d'analyses decrites sont utilisees pour la prospection geochimique de l'uranium. La nature des materiaux: sols, alluvions, roches, vegetaux, eaux, et les exigences propres a la prospection geochimique, nous ont conduit a adapter des methodes classique couramment utilisees pour les rendre aptes a etre executees en grande serie, sans abandonner leurs qualites de precision et de fidelite. Ces methodes sont presentees avec un maximum de details operatoires qui paraitront superflus aux chimistes habitues aux dosages de traces, mais seront utiles aussi bien aux manipulateurs charges des analyses qu'aux geochimistes appeles a exploiter les resultats. (auteur)

Preparation of small uranium hexafluoride samples in view of mass spectrometry analysis; Preparation de petits echantillons d'hexafluorure d'uranium en vue d'analyse spectrometrique de masse

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Severin, Michel

1958-07-01

We have studied the preparation of uranium hexafluoride for the determination of the isotopic ratio {sup 235}U/{sup 238}U by means of a mass spectrometer. UF{sub 6} should be produced from an amount of raw material (metallic uranium or oxide) that should not exceed 0,1 g. Our method has a good yield (we have studied the rate of transformation) and gives samples which present a content of impurities (HF and SiF{sub 4}) low enough to enable correct isotopic measurements. The method which seemed the best uses the cobalt trifluoride as a fluorining agent. It is now in current use in the laboratories of mass spectrometry. (author) [French] Nous avons etudie la preparation de l'hexafluorure d'uranium en vue de la determination au spectrometre de masse du rapport isotopique {sup 235}U/{sup 238}U. L'hexafluorure d'uranium devait etre produit a partir d'une quantite de matiere premiere (uranium metallique ou oxyde) ne devant pas exceder 0,1 g. Nous avons mis au point une methode de preparation presentant un rendement eleve (etude du taux de transformation) et donnant des echantillons dont le taux d'impuretes (HF et SiF{sub 4}) est suffisamment faible pour permettre des mesures isotopiques correctes. La methode ayant donne le plus de satisfaction utilise le trifluorure de cobalt comme agent fluorant. Ce procede est maintenant couramment employe dans les laboratoires de spectrometrie de masse. (auteur)

Routine Isotopic Analysis of {sup 235}U by Emission Spectrometry. 1. Interferometry using electrode-less discharge lamps 2. determination of the {sup 235}U/{sup 238}U ratio using a spectrograph and electrode-less lamps; Contribution a l'analyse isotopique de routine de l'uranium 235 par spectrometrie d'emission. 1. interferometrie avec des lampes a decharge sans electrode. 2. determination du rapport {sup 235}U/{sup 238}U a l'aide d'un spectrographe et avec des lampes sans electrodes

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Capitini, R; Ceccaldi, M; Leicknam, J P; Rabec, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1970-07-01

acceptable accuracy by using a photographic plate spectrograph which has not undergone any modification; the isotopic lines used are located at 4.244 A. By carrying out a certain number of corrections necessitated by the very rich nature of the uranium spectrum, it is shown that it is possible to carry out isotopic analyses with a relative accuracy of about 2.5 to 3.0 per cent in the neighbourhood of the natural abundance; this accuracy can reach and exceed 1 per cent for samples enriched in the 235 isotope. These results, for routine determinations, are close to those which can be obtained with grating or interferometric equipment, which follows the isotopic lines simultaneously. (author) [French] I. Nous avons utilise l'appareil interferometrique ''HYPEAC'' pour le dosage de routine de l'uranium 235. Pour faciliter l'examen des echantillons non metalliques et reduire la duree des analyses, on est conduit a substituer des lampes a decharge sans electrode aux sources de lumiere a cathode creuse habituellement utilisees. La preparation hors de l'appareil de telles lampes contenant du tetrachlorure d'uranium est decrite; elle est aisee et rapide: une heure et demie environ pour chacune, plusieurs sources pouvant etre fabriquees simultanement, ce qui reduit encore la duree totale de chaque analyse. Chaque determination ne necessite que quelques milligrammes d'echantillon. Pour pallier l'effet de dereglages optiques spontanes qui empechent d'appliquer la methode de determination habituelle des abondances isotopiques, on est conduit a comparer les spectres des echantillons a ceux d'etalons, tous ces spectres etant enregistres successivement et alternativement. Une serie d'exemples de determinations portant sur plus de 150 mesures est presentee et discutee. Avec des echantillons dont les abondances sont voisines de celle de l'uranium naturel et jusqu'a 5 pour cent environ en isotope 235, la reproductibilite des mesures est voisine de 2 pour cent, la precision relative etant de

Spectroscopie d'impédance electrochimique locale : caracterisation de la de lamination des peintures et de la corrosion des alliages Al-Cu

OpenAIRE

Jorcin, Jean-Baptiste

2007-01-01

Ce travail est consacré à l'étude, au développement et à différentes applications de la spectroscopie d'impédance électrochimique locale ou SIEL. La première partie de ce mémoire se focalise sur la description et le développement de la SIEL tant d'un point de vue expérimental que théorique. La seconde partie présente trois applications différentes dans lesquelles la SIEL apporte des informations déterminantes. La première application est consacrée à l'étude du CPE (constant phase element). Ce...

Sedimentary uranium deposits in France and French Union; Les gisements uraniferes dans les formations sedimentaires en France et dans l'Union francaise

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

1958-07-01

The author gives the actual state of our knowledge on uranium deposits found in recent years. Till now in precambrian formations only one important deposit has been found, at Mounana (Gabon) in a series of conglomeratic sandstones belonging to the 'Francevillien'. The observed mineralization is of the uranium-vanadium type. To the carboniferous formations corresponds in France a series of deposits, among which the most important ones are located at Saint-Hippolyte. Uranium as carburans, organic-bound complexes, is contained in lacustrine schists of Westphalian or lower Stephanian formations. A number of occurrences are also known in permo-triassic formations, particularly in the Vanoise Alps, in the Maritime Alps and in the Herault, where important occurrences have recently been found not far from Lodeve. The cretaceous and tertiary systems contain uranium deposits in phosphate rocks (Morocco, Senegal, Togo, Middle-Congo). Two sedimentary oligocene deposits are known in France. Lastly, the Vinaninkarena deposit in Madagascar, known for a long time, is the only important one reported in the quaternary series. (author) [French] L'auteur fait le point des connaissances acquises sur les gisements decouverts dans les formations sedimentaires en France et dans l'Union francaise au cours des dernieres annees. Les gisements sont classes selon l'age de la formation dans laquelle on les observe. Les terrains precambriens n'ont pour l'instant fourni qu'un seul gisement notable; situe a Mouana (Gabon). C'est en decembre 1956 que cet important gisement fut decouvert dans une serie de gres conglomeratiques appartenant au Francevillien. La mineralisation observee est du type vanadium-uranium. Au carbonifere correspond en France metropolitaine une serie de gisements d'interet variable. Les plus importants sont ceux de Saint-Hippolyte (Haut-Rhin) ou l'uranium est contenu dans des schistes lacustres du Westphalien ou du Stephanien inferieur. L'uranium n'y existe pas sous forme

{alpha} Spectroscopy by the method of grid ionization grid chamber, application to the case of uranium; Spectrographie {alpha} par la methode de la chambre d'ionisation a grille application a l'uranium

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

1951-06-15

Le present work had for aim the verification of the operating of an equipment: chamber of grid ionization, amplifiers and discriminator with nine channels, constructed by the, Commissariat a l'energie Atomique to serve for the {alpha} spectroscopy. To this occasion, different measurements had been done on a source of uranium: energy of the {alpha} of U{sub 234} and U{sub 235} according to those of them {alpha} of U{sub 238} taken as standard, relative intensities, of the {alpha} radiation of the three isotopes and notably of the low abundant group due to the isotope 235. (author) [French] Le present travail a eu pour objet la verification du fonctionnement d'un appareillage: chambre d'ionisation a grille, amplificateurs et discriminateur a neuf canaux, construit par le Commissariat a l'Energie Atomique pour servir a la spectroscopie {alpha}. A cette occasion, differentes mesures ont ete effectuees sur une source d'uranium: energie des {alpha} de U{sub 234} et de U{sub 235} en fonction de celle des {alpha} de U{sub 238} prise pour etalon, intensites relatives des rayonnement {alpha} des trois isotopes et notamment du groupe peu abondant du a l'isotope 235. (auteur)

Two cases of physical treatment of uranium ore; Deux cas de traitement physique de minerai d'uranium

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

1955-07-01

Until now, all uranium deposits exploited in France are vein type and present a very big variety of mineralization and structure. The process of concentration of these ores requires a study for each of them and, in a lot of cases, only the chemical attack can solve the problem. However, the flotation succeeded to results permitting a very interesting enrichment with lower investments expenses and cost prices. Enrichment by flotation would be foreseeable for poor layers and weak tonnage, permitting to absorb facilities on tonnages three times less important than the acidic treatment, or, to equality of cost price, to treat ores having contents of 2,5 to 4 times weaker. (M.B.) [French] Jusqu'ici, tous les gisements uraniferes exploites en France sont du type filonien et presentent une tres grande variete de mineralisation et de structure. Le procede de concentration de ces minerais necessite une etude pour chacun d'eux et, dans bien des cas, seule l'attaque chimique peut resoudre le probleme. Toutefois, la flottation a abouti a des resultats permettant un enrichissement tres interessant avec les depenses d'investissements et des prix de revient beaucoup plus bas. Un enrichissement par flottation serait envisageable pour des gisements pauvres et de faible tonnage, permettant d'amortir les installations sur des tonnages trois fois moins importants que le traitement acide, ou encore, a egalite de prix de revient, de traiter des minerais ayant des teneurs de 2,5 a 4 fois plus faibles. (M.B.)

Neutron distribution in the central cell and a peripheral cell of the Fontenay-aux-Roses pile; Repartition des neutrons dans la cellule centrale et une cellule peripherique de la pile de Fontenay-aux-Roses

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

1958-07-01

The distribution of the neutron density has been determined in the central cell and a peripheral cell of the pile at Fontenay-aux-Roses. This measurement was carried out by the autoradiographic method with manganese detectors. The neutron density distribution in the uranium rod has already been studied. The measurement was completed by the study of the neutron density in the complete cell by means of detectors placed in the uranium and in the heavy water. (author) [French] La repartition de la densite des neutrons a ete determinee dans la cellule centrale et une cellule peripherique de la pile de Fontenay-aux-Roses. Cette mesure a ete effectuee par la methode d'autoradiographie avec des detecteurs de manganese. La repartition de la densite des neutrons dans la barre d'uranium a deja ete etudiee. La mesure a ete completee par l'etude de la densite des neutrons dans la cellule complete a l'aide de detecteurs places dans l'uranium et dans l'eau lourde. (auteur)

Study of uranium-titanium diffusion; Etude de la diffusion uranium-titane

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Adda, Y; Philibert, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Institut de Recherches de la Siderurgie Francaise (IRSID), 78 - Saint-Germain-en-Laye (France)

1959-07-01

. (author) [French] Dans le cadre de recherches sur la diffusion chimique de l'uranium et des metaux de transition, nous avons etudie le systeme uranium-titane. Les couples de diffusion sont prepares, suivant une technique que avons deja decrite, par soudage sous pression de plaquettes d'uranium et de titane. Apres traitement de diffusion sous vide, les echantillons sont etudies micrographiquement suivant une section polie. Cet examen nous a permis de mettre en evidence une diffusion intergranulaire au-dessous de 650 deg. C; aux temperatures superieures, la diffusion a lieu uniquement en volume, et la zone de diffusion apparait alors comme une succession de bandes qui se distinguent par leur aspect micrographique. L'etude de la cinetique de croissance de ces bandes nous a permis de mesurer les 'coefficients de penetration' correspondants. En outre, nous avons observe, dans la zone de diffusion, des variations importantes de microdurete, que nous avons cherche a relier a la variation de concentration. Celle-ci est mesuree par analyse ponctuelle au moyen de la microsonde de Castaing. Nous avons ainsi etabli avec precision les courbes concentration-penetration pour des temperatures comprises entre 950 et 1075 deg. C. A partir de ces courbes nous avons calcule le coefficient de diffusion D en fonction de la concentration c par la methode de Matano. La coube D(c) presente a toutes les temperatures une forme en U, deja observee pour le systeme U-Zr. L'energie d'activation passe par un maximum de 42 kcal/g pour une concentration atomique 0,5. Bien que nous n'ayons observe que rarement la presence de pores dans la zone de diffusion, nous avons neanmoins observe un effet Kirkendall important en etudiant les deplacements x{sub i} d'un interface repere au moyen de fils de tungstene. Ces deplacements peuvent s'exprimer en fonction du temps t et de la temperature T par la relation x{sub i} = 0,9 t {sup 1/2} exp ( - 14600/(RT)). Enfin, au moyen des equations de Darken nous avons calcule

Contribution to the study of thermal diffusivity of solids; Contribution a l'etude de la diffusivite thermique des solides

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

1967-07-01

Angstroem method has been reviewed for its application to measurements of thermal diffusivity and conductivity on short specimens. An apparatus and a technique have been developed for rapid and precise measurements of a large variety of materials, which might also contain heat sources. This technique allows measurements at both high and low temperatures. Stainless steel, nickel and uranium monocarbide specimens were tested and the results of the thermal diffusivity measurements between 50 deg. C and 700 deg. C are presented. (author) [French] L'application de la methode d'Angstroem pour la mesure de la diffusivite et de la conductivite thermique sur des echantillons courts est examinee. Un appareillage est decrit, qui permet non seulement des mesures sur une grande variete de materiaux, mais qui est aussi concu pour des mesures rapides, precises et ou des sources thermiques peuvent etre introduites au sein de l'echantillon. La methode s'adapte egalement aux mesures a basses et hautes temperatures. Des resultats de mesure sur un echantillon en acier inoxydable, en nickel et en carbure d'uranium pour des temperatures comprises entre 50 et 700 deg. C sont reportes. (auteur)

High vacuum high temperature x-ray camera (1961); Chambre de diffraction de rayons x a haute temperature sous vide pousse (1961)

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

1961-07-01

- This camera makes it possible to carry out X-ray studies on highly oxidisable materials, up to about 900 deg. C. Most of the existing models do not provide sufficient protection against the formation of surface oxide or carbide films on the sample. The present arrangement makes it possible to operate at very low pressures: 5 x 10{sup -8} to 10{sup -7} torr, thanks to an entirely metallic apparatus. The radiation heating system consists of an incandescent lamp, outside the evacuated portion, and a reflector which concentrates the energetic flux into the sample through a silica window. The heated parts have thus only a small thermal inertia. With the apparatus it has been possible to determine the phase parameters of uranium-{alpha} up to 650 deg. C with a precision of {+-} 0.0015 A. A similar study has been carried out on a uranium-chromium alloy in the {beta}-phase up to 740 deg. C. (author) [French] Cette chambre permet l'etude, par diffraction de rayons X, de materiaux tres oxydables, ceci jusqu'a 900 deg. C environ. La plupart des modeles existant a l'heure actuelle n'assurent pas une protection suffisante de l'echantillon contre la formation de films superficiels d'oxydes ou de carbures. La disposition d'ensemble permet d'operer sous des pressions tres basses: 5.10{sup -8} a 10{sup -7} torr, grace a une construction entierement metallique. Le systeme de chauffage par rayonnement associe une lampe a incandescence, exterieure a l'enceinte sous vide, et un reflecteur, qui concentre le flux energetique sur l'echantillon, a travers un hublot de silice. Les pieces echauffees ne presentent ainsi qu'une faible inertie thermique. L'appareil a permis la determination des parametres de l'uranjum en phase a, jusqu'a 650 deg. C, avec une precision de {+-} 0,0015 A. Une etude similaire a ete effectuee sur un alliage uranium-chrome, en phase {beta}, jusqu'a 740 deg. C. (auteur)

Contribution to the study of the textures of uranium rods prepared by sintering-extrusion, and their consequences on the thermal cycling behaviour; Contribution a l'etude des textures de barreaux d'uranium mis en forme par frittage-extrusion et leurs consequences sur le comportement au cyclage thermique

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

1964-11-01

Uranium rods prepared by sintering-extrusion in the {alpha} or {beta} phase (at various extrusion ratios) using slightly oxidised powders have been subjected to the thermal cycling test. At the same time, dilatometric and X-ray techniques have made it possible to determine the structures produced in these materials during their fabrication. A relationship is then proposed linking the texture to the increase in length on thermal cycling. 1. Two types of rods have been studied: Sintered-extruded in the {beta} phase: low density (88 per cent theoretical density), large grain-size and no preferential texture. Sintered-extruded in the {alpha} phase: high density (96 per cent theoretical density), fine grain with pronounced preferential texture. 2. After 1000 thermal cycles between 20 and 550 C, the increases in length are the following: 2 per cent for a uranium sintered-extruded in the {beta} phase (with surface cracking). between 14 and 56 per cent according to the extrusion ratio for on uranium sintered-extruded in the {alpha} phase (with no surface effects). 3. In the case of rods sintered-extruded in the {alpha} phase, determination of the pole figure using the Schulz reflection method showed the existence of two preferential orientations parallel to the direction of extrusion: one close to [100], the other close to [110]. By dilatometry it was then possible to measure quantitatively the proportion of each constituent in the overall texture and to show that an increase in the percentage of [100] occurs with increasing amounts of cold-working. 4. Finally, by comparing 2 and 3 it can be seen that the increases in length due to thermal cycling are connected to the percentage amounts of each component. It seems that the increases in length diminish as the percentage of [100] increases. On the other hand the behaviour of materials containing large amount of [110] is still far from clear. (author) [French] Des barreaux d'uranium realises par frittage-extrusion en phase

Contribution to the study of thermal diffusivity of solids; Contribution a l'etude de la diffusivite thermique des solides

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-07-01

Angstroem method has been reviewed for its application to measurements of thermal diffusivity and conductivity on short specimens. An apparatus and a technique have been developed for rapid and precise measurements of a large variety of materials, which might also contain heat sources. This technique allows measurements at both high and low temperatures. Stainless steel, nickel and uranium monocarbide specimens were tested and the results of the thermal diffusivity measurements between 50 deg. C and 700 deg. C are presented. (author) [French] L'application de la methode d'Angstroem pour la mesure de la diffusivite et de la conductivite thermique sur des echantillons courts est examinee. Un appareillage est decrit, qui permet non seulement des mesures sur une grande variete de materiaux, mais qui est aussi concu pour des mesures rapides, precises et ou des sources thermiques peuvent etre introduites au sein de l'echantillon. La methode s'adapte egalement aux mesures a basses et hautes temperatures. Des resultats de mesure sur un echantillon en acier inoxydable, en nickel et en carbure d'uranium pour des temperatures comprises entre 50 et 700 deg. C sont reportes. (auteur)

Some methods for the detection of fissionable matter; Quelques methodes de detection des corps fissiles

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

1967-03-01

A number of equipments or processes allowing to detect uranium or plutonium in industrial plants, and in particular to measure solution concentrations, are studied here. Each method has its own field of applications and has its own performances, which we have tried to define by calculations and by experiments. The following topics have been treated: {gamma} absorptiometer with an Am source, detection test by neutron multiplication, apparatus for the measurement of the {alpha} activity of a solution, fissionable matter detection by {gamma} emission, fissionable matter detection by neutron emission. (author) [French] On examine ici plusieurs appareils ou procedes qui permettent de detecter l'uranium ou le plutonium dans les installations industrielles, et en particulier de mesurer les concentrations de solutions. Chacune des methodes a son domaine d'application et ses performances, qu'on a tente de definir par le calcul et par des experiences. Les sujets traites sont les suivants: absorptiometre {gamma} a source d'americium, essais de detection par multiplication neutronique, appareil de mesure de l'activite {alpha} d'une solution, detection des matieres fissiles par leur emission {gamma}, detection des matieres fissiles par leur emission neutronique. (auteur)

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

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

1955-07-01

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

Sintering with a chemical reaction as applied to uranium monocarbide; Frittage-reaction dans le cas du monocarbure d'uranium

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

1960-07-01

The present paper provides a survey of different investigations whose aim was the preparation and fabrication of uranium monocarbide for nuclear use. If a chemical reaction takes place in the sample during the sintering operation, it may be expected that the atom rearrangements involved in this reaction should favour the sintering process and thereby lower the temperature needed to yield a body of a given density. With this hypothesis in mind, the following methods have been studied: - Sintering of U-C mixtures; - Sintering of UO{sub 2}-C mixtures; - Hot pressing of U-C mixtures; - Extrusion of U-C mixtures. To generalize our result, it could be said that a chemical reaction does not lead to high densification, if one depends on a simple contact between discrete particles. On the contrary, a chemical reaction can help sintering if, as our hot pressing experiments shows, the densification can be achieved prior to the reaction. (author) [French] Le present article resume les etudes faites pour le compte du Commissariat a l'Energie Atomique dans le but de preparer du monocarbure d'uranium pour usage nucleaire. Si, en meme temps que l'on fritte une poudre, celle-ci est le siege d'une reaction chimique, on peut s'attendre a ce que le rearrangement atomique d'une reaction chimique favorise le frittage et, ainsi abaisse la temperature de travail necessaire pour obtenir une densite donnee. Nous avons etudie les methodes suivantes: - frittage des melanges U-C; - frittage des melanges UO{sub 2}-C; - frittage sous charge des melanges U-C; - filage des melanges U-C. Nos resultats montrent qu'une reaction chimique en cours de frittage ne conduit pas a un produit de haute densite si on opere sur un melange de poudres. Par contre, elle permet d'atteindre de hautes densites si la densification peut etre obtenue avant la reaction chimique. (auteur)

Applications of Composite Materials in Helicopter Construction (Les Applications des Materiaux Composite dans la Construction des Helicopteres),

Science.gov (United States)

1983-11-21

320 47619 a. Fiber density d g/cm 3 b. Rrgallbric c. Dry fabric d. ResinA | e. Specific weight f. Price of pre-impregnated fabric g. Thickness of...pow s bOM & Ab -. ; M~ 3130a .~ IASl Alp. S. -Eyck a#.d 1,W~~ toboOVmAwA CARWAE U ALLIAGE LIEGER IECIDKEVLAR At Fig. 33. Fixed carbon flange for the

Purification by high vacuum fusion and progressive solidification of uranium from electrolytic origin; Purification par fusion sous vide eleve et solidification progressive d'uranium d'origine electrolytique

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

1964-01-15

grain observed, so-called secondary recrystallisation. in appendix, the method for measuring the electrical resistance by induction (with direct current)is studied from the fundamental and experimental point of view. The author applied it to the particular case of uranium for measuring the low-temperature resistance of the bars from the same which solidified first to the least pure ended the ingot. (author) [French] Dans le cadre de recherches generales sur la purification de l'uranium par fusion de zone, on a entrepris de determiner le degre de purification que l'on pourrait atteindre par une simple solidification progressive a vitesse et direction soigneusement controlees d'un uranium de purete nucleaire courante. Cet uranium de purete intermediaire fournirait un materiau de depart approprie au mode de purification ultime qu'est la fusion a zone verticale, dite ''flottante''. Dans ce but, des lingots d'uranium d'origine electrolytique ont ete refondus sous vide (2 a 5 x 10{sup -6} mm) dans une longue nacelle en UO{sub 2} apres une monte lente en temperature pour eliminer le maximum de gaz et d'impuretes volatiles. Ce degazage et cette volatilisation d'impuretes sont completes par maintien prolonge a haute temperature du bais liquide. Celui-ci est ensuite solidifie d'une extremite a l'autre de la nacelle par deplacement a vitesse lente et constante du front de solidification de facon a obtenir une repartition des impuretes selon les lois etablies par PFANN. Differentes methodes experimentales ont permis de montrer que le metal solidifie en premier lieu est nettement plus pur que celui de la partie solidifie a l'extremite opposee du lingot. Le degre de purification du metal en tete du lingot a ete apprecie, soit quantitativement par mesure du rapport des resistivites electriques a la temperature ambiante et a celle de l'azote liquide, soit qualitativement par l'examen de la structure micrographique et par l'etude de la recristallisation du metal. D'une part, le metal

Contribution to the study of the sintering of uranium oxide; Contribution a l'etude du frittage de l'oxyde d'uranium

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Bel, A; Carteret, Y [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

The sintering ofnium oxide has been considered and the following factors have been particularly taken in consideration: - the particle size and the particles in shape of the initial powder, - the specific area of the initial powder, - the chemical composition of the oxide, - and the medium in which the sintering was carried out. A method of sintering uranium oxide on semi-industrial scale is presented. (author)Fren. [French] On xamine l'influence de differents facteurs sur le frittage de l'oxyde d'uranium. Sont particulierement prises en consideration: - la taille et la forme des grains de la poudre initiale, - la surface specifique de la poudre initiale, - la composition chimique de l'oxyde, - ainsi que la nature de l'atmosphere durant le frittage. D'autre part, une technique de frittage de l'oxyde d'uranium a l'echelle semi-industrielle est presentee. (auteur)

Nuclear purity and the production of uranium (1962); La purete nucleaire et la fabrication de l'uranium (1962)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-07-01

When the production of 'nuclear grade' uranium is dealt with, it is difficult, the author of this study points out, to separate its chemical, technical, and economical bearings. While recalling the evolution of chemical processes in various countries and describing the technic of uranium manufacture in the plant of the French 'Commissariat a l'Energie Atomique' at Le Bouchet, the author outlines the effect of economical contingencies on the problems the chemists and engineer are faced with. The question of cost price is also considered here with particular attention. (author) [French] Lorsqu'il s'agit de la production d'uranium de 'qualite nucleaire', il est difficile, souligne l'auteur de cette etude, de separer les aspects chimique, technique et economique. Aussi, en retracant l'evolution des procedes chimiques dans divers pays et decrivant les techniques de fabrication de l'uranium a l'usine du Bouchet du Commissariat a l'Energie Atomique, l'auteur ne manque-t-il pas de rappeler les incidences de la conjoncture economique sur les problemes posees au chimiste et a l'ingenieur. La question du prix de revient, egalement, est traitee ici avec une attention particuliere. (auteur)

Sedimentary uranium deposits in France and French Union; Les gisements uraniferes dans les formations sedimentaires en France et dans l'Union francaise

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

The author gives the actual state of our knowledge on uranium deposits found in recent years. Till now in precambrian formations only one important deposit has been found, at Mounana (Gabon) in a series of conglomeratic sandstones belonging to the 'Francevillien'. The observed mineralization is of the uranium-vanadium type. To the carboniferous formations corresponds in France a series of deposits, among which the most important ones are located at Saint-Hippolyte. Uranium as carburans, organic-bound complexes, is contained in lacustrine schists of Westphalian or lower Stephanian formations. A number of occurrences are also known in permo-triassic formations, particularly in the Vanoise Alps, in the Maritime Alps and in the Herault, where important occurrences have recently been found not far from Lodeve. The cretaceous and tertiary systems contain uranium deposits in phosphate rocks (Morocco, Senegal, Togo, Middle-Congo). Two sedimentary oligocene deposits are known in France. Lastly, the Vinaninkarena deposit in Madagascar, known for a long time, is the only important one reported in the quaternary series. (author) [French] L'auteur fait le point des connaissances acquises sur les gisements decouverts dans les formations sedimentaires en France et dans l'Union francaise au cours des dernieres annees. Les gisements sont classes selon l'age de la formation dans laquelle on les observe. Les terrains precambriens n'ont pour l'instant fourni qu'un seul gisement notable; situe a Mouana (Gabon). C'est en decembre 1956 que cet important gisement fut decouvert dans une serie de gres conglomeratiques appartenant au Francevillien. La mineralisation observee est du type vanadium-uranium. Au carbonifere correspond en France metropolitaine une serie de gisements d'interet variable. Les plus importants sont ceux de Saint-Hippolyte (Haut-Rhin) ou l'uranium est contenu dans des schistes lacustres du Westphalien ou du

Tensile deformations in mono- and polycrystalline uranium between 20 deg. C and -196 deg. C; Deformation par traction de l'uranium mono- et polycristallin entre 20 deg. C et -196 deg. C

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

1965-06-01

Tensile stress tests been carried out at low temperatures (between 20 C and -196 C) on monocrystalline and polycrystalline uranium of various purities. The mechanical properties of the monocrystals have been related, at all temperatures, to plastic flow mechanisms. Below -100 C brittle fracture occurs on the planes making up the twins. A detailed study of the plastic behaviour at -196 C has made it possible to show that all the twin planes except the [176] plane were liable to become privileged planes for brittle fracture. The mechanical properties of the polycrystals, the breaking stress and the elongation at breaking point, decrease as the temperature decreases from 20 to -196 C; they undergo a transition however - not to be confused with the ductile-brittle transition - whose position and strength depend on the grain size and on the purity. It has been verified also that Petch's law is approximately applicable to the plastic flow and rupture stresses; a study has also been made of the influence of temperature and purity on the constants occurring in this equation. Finally, experiments at -196 C on the deformation up to breaking point of polycrystalline samples cold-worked at 20 C have shown the importance of the role played by intergranular cracks in the plastic behaviour of uranium. (author) [French] Des essais de traction ont ete realises a basse temperature (entre 20 C et -196 C, sur des monocristaux et des polycristaux d'uranium de differentes puretes. Les proprietes mecaniques des monocristaux ont ete reliees, a toutes temperatures, aux mecanismes d'ecoulement plastique. Une rupture fragile intervient a partir de -100 C sur les plans de composition de macle. L'etude detaillee du comportement plastique a -196 C a permis de preciser que tous les plans de macle, sauf [176], etaient susceptibles de devenir des plans de rupture fragile privilegies. Les proprietes mecaniques des polycristaux, contrainte de rupture et allongement a la rupture, decroissent quand on

The use aeroplanes and vehicles for prospecting. The technique of the detection radioactivity. The future opened up by the use of the discrimination of energies; Methodes de prospection autoportee et aeroportee. La technique de la detection des rayonnements. Les perspectives offertes par la discrimination des energies

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Guitton, J; Berbezier, J; Blangy, B; Lallemant, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

The idea of installing activity detectors on aeroplanes and vehicles has been widely applied by the CEA since the start of prospecting in the arid and tropical regions of the Communaute Francaise. Three systems of detection have been developed and compared in a systematic manner: a group of 50 G.M. tubes; the sodium iodide scintillator; the plastic scintillator. The sodium iodide scintillator is used as a standard reference; the results are compared by graphical recording. Airborne prospecting is carried out in two stages: the initial flights, which follow a kilometre square network, make possible the discovery of the most likely zones; these likely zones are then examined in greater detail using light aeroplanes or helicopters. The two types of airborne scintillation measuring devices which have been developed by the CEA are described in this article. The practical results obtained during systematic and detailed airborne prospecting campaigns in the Hoggar are described. The difficulty in airborne uranium prospecting is to be able to immediately distinguish while in flight, anomalies caused by uranium from those caused by thorium. (author) [French] L'idee de monter des detecteurs de rayonnements sur des avions ou des vehicules a ete largement appliquee par le CEA des le debut des prospections dans les pays sahariens et tropicaux de la Communaute Fran ise. On a realise et compare d'une maniere systematique trois moyens de detection: groupe de 50 tubes GM; scintillateur d'iodure de sodium, scintillateur plastique. L'appareil de reference sera le scintillateur d'iodure de sodium; les resultats sont compares par enregistrement graphique. La prospection aeroportee se fait en deux etapes; les premiers vols systematiques suivant un quadrillage kilometrique permettent de reperer les zones interessantes; ces dernieres font l'objet d'examens plus detailles effectues en avion leger ou en helicoptere. Dans cet article, on decrit les deux types de scintillometres aeroportes

Contribution to the crystallographic study of the uranium-oxygenated system; Contribution a l'etude cristallographique du systeme uranium-oxygene

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

1955-04-15

Three uranium oxides, UO{sub 2}, U{sub 3}O{sub 8} and UO{sub 3} are known since a long time. The existence of a fourth, U{sub 2}O{sub 5}, is discussed. The mechanisms of decomposition between UO{sub 3} and U{sub 3}O{sub 8} have even some shadow zones. The aim of this report is the study of the phase relations in an uranium - oxygen system, from the metal until UO{sub 3}. We considered, on the one hand, the equilibrium relations, what should result in a diagram of phases in pressures and temperatures, on the other hand, the transformations bringing one oxide to the other, often by a continuous way and through intermediate of metastable phases. The introduction of the temperature and the consideration of the kinetics effects have permitted to raise the ambiguities. We adopted, to facilitate the presentation of the results, a partition a few arbitrary but convenient, in three chapters,: I - experimental Techniques II - Crystallographic species between U and UO{sub 3}. III - Kinetic of oxidisation of UO{sub 2}. (M.B.) [French] Trois oxydes d'uranium, UO{sub 2}, U{sub 3}O{sub 8} et UO{sub 3} sont connus depuis longtemps. L'existence d'un quatrieme, U{sub 2}O{sub 5}, est en suspend. Les mecanismes de decomposition entre UO{sub 3} et U{sub 3}O{sub 8} possedent encore quelques zones d mbres. Le but propose dans ce memoire est l'etude des relations de phase dans le systeme uranium - oxygene, du metal jusqu'a UO{sub 3}. Nous avons ete amene a considerer, d'une part, les relations a l'equilibre, ce qui devrait se traduire par un diagramme de phases en pressions et temperatures, d'autre part, les transformations amenant, souvent d'une facon continue et par l'intermediaire de phases metastables, d'un oxyde a l'autre. L'introduction de la temperature et la consideration des effets de cinetique ont le plus souvent permis de lever les ambiguites rencontrees. Nous avons adopte, pour faciliter la presentation des resultats, une division un peu arbitraire mais commode, en trois

Heavy water reactors physics; Physique des reacteurs a eau lourde

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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

Kinetic study of the fluorination by fluorine of some uranium and plutonium compounds; Etude cinetique de la fluoration par le fluor de quelques composes de l'uranium et du plutonium

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

1964-12-15

The study of fluorination reactions of uranium and plutonium compounds with elementary fluorine, has been carried out using a thermogravimetric method. These reactions are heterogeneous ones, and of the following type: S(solid) + G{sub 1}(gas) - G{sub 2}(gas). The kinetics of these reactions correspond to a uniform attack of the entire surface of the sample. {alpha}: being the degree of completion of the reaction, k(rel): being the relative rate of penetration of the reaction interface, t: being the time, one have the relation: (1-{alpha}){sup 1/3} = 1 - k(rel)*t. The mechanism of the reaction varies according to the nature of the compound: 1) with uranium tetrafluoride and plutonium tetrafluoride, the reaction proceeds in a single step; 2) with uranium oxides, the reaction proceeds in two steps, uranium oxyfluoride being the intermediate compound; 3) with plutonium oxide, the reaction proceeds in two steps, plutonium tetrafluoride being the intermediate compound; and 4) with uranium trichloride, the mechanism is complex: chlorine trifluoride is formed. (author) [French] L'etude des reactions de fluoration par le fluor, de composes de l'uranium et du plutonium a ete faite par thermogravimetrie. Ce sont des reactions heterogenes du type: S(solide) + G{sub 1}(gaz) - G{sub 2}(gaz). La cinetique de ces reactions est celle correspondant a une attaque uniforme de toute la surface de l'echantillon. Si {alpha}: est le degre d'avancement de la reaction, k(rel): est la vitesse relative d'avancement d'un interface reactionnel, t: le temps. On a la relation: (1-{alpha}){sup 1/3} = 1-k(rel)*t. Le mecanisme de la reaction varie selon la nature du compose: 1) tetrafluorure d'uranium et tetrafluorure de plutonium, la reaction s'effectue en un seul stade; 2) Oxydes d'uranium: la reaction s'effectue en deux stades, l'oxyfluorure d'uranium est le compose intermediaire; 3) oxyde de plutonium, la reaction s'effectue en deux stades, la tetrafluorure de plutonium est le compose

A modification of the method for determining current efficiency of aluminium electrolytic cells; Modification de la methode permettant de determiner le rendement des cuves dans la production d'aluminium par electrolyse; Izmenenie metoda opredeleniya ehffektivnosti toka v alyuminievykh ehlektroliticheskikh bakakh; Modificacion del metodo para determinar el rendimiento de las celdas utilizadas en la produccion de aluminio por electrolisis

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Pradzynski, A [Institute of Basic Technical Problems, Polish Academy of Sciences. Warsaw (Poland); Orman, Z [Institute of Nonferrous Metals, Gliwice (Poland)

1962-01-15

The method for determining the current efficiency of aluminium electrolytic cells described first by REMPEL et al. was improved by BOZOKY et al. by using the radioisotope Au{sup 198}. In that work, master alloys of aluminium with Au{sup 198} were made, and samples of this were measured by means of a G-M tube with a lead absorber inserted between the tube and the sample. In this work the specific activity of the master alloy was reduced by diluting with a known quantity of pure aluminium. In that way samples of diluted master alloy and samples taken from the electrolytic cell were of the same order of specific activity and could be measured without any absorber. Radioactivation analysis was employed in order to facilitate the application of the above method in aluminium plants and to avoid all restrictions and dangers connected with the handling of unsealed radioactive sources outside special radioisotope laboratories. Inactive gold was introduced into the master alloy and into the smelting bath in the electrolytic cell. The concentration of gold in samples of both the master alloy and the smelt was then measured after irradiating the samples in a nuclear reactor. (author) [French] La methode permettant de determiner le rendement des cuves a aluminium, exposee tout d'abord par Rempel et al., a ete perfectionnee par Bozoky et al. qui ont utilise a cet effet le radioisotope or-198. Des alliages types d'aluminium et d'or-198 ont ete prepares et des echantillons mesures au moyen d'un tube Geiger-Muller, un absorbeur en plomb etant insere entre le tube et l'echantillon. Les auteurs du memoire ont mesure l'activite specifique de l'alliage type apres dilution dans une quantite connue d'aluminium pur. Les echantillons d'alliage type ainsi dilue et les echantillons preleves dans la cuve electrolytique ayant alors une activite specifique du meme ordre, il a ete possible de la mesurer sans aucun absorbeur. Les auteurs ont procede a des essais d'analyse par radioactivation afin

Extraction and determination of hydrogen in uranium and zirconium; Extraction et dosage de l'hydrogene dans l'uranium et le zirconium

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Champeix, L; Coblence, G; Darras, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1959-07-01

The method of desorption under vacuum at high temperatures in the solid phase, which gives good results in the case of steels, has been applied to uranium and zirconium. In these two metals hydrogen is found mainly in the form of hydride. It is chiefly a question of determining the most suitable temperature and the heating time necessary to obtain an almost total extraction of hydrogen. Two considerations must be taken into account in the choice of temperature. It should be such that on the one hand the hydride decomposes rapidly and completely at the reduced pressure applied, and on the other hand the diffusion of hydrogen through the metal takes place fairly quickly. The apparatus and the method used are described; systematic tests have led to the adoption of temperatures of 650 deg. C for uranium and 1050 deg. C for zirconium. (author) [French] La methode de desorption sous vide a chaud en phase solide, methode qui donne de bons resultats dans le cas des aciers, a ete appliquee a l'uranium et au zirconium. Dans ces deux metaux, l'hydrogene se trouve surtout a l'etat d'hydrure. Il s'agit essentiellement de determiner la temperature optimum et la duree du chauffage necessaire pour obtenir une extraction d'hydrogene pratiquement complete. Deux considerations interviennent dans le choix de la temperature. Elle doit etre telle que, d'une part la decomposition de l'hydrure se fasse rapidement et completement sous la pression reduite realisee et d'autre part que la diffusion de l'hydrogene a travers le metal soit assez rapide. L'appareil et le mode operatoire utilises sont decrits des essais systematiques ont conduit a adopter une temperature de 650 deg. C pour l'uranium et de 1050 deg. C pour le zirconium. (auteur)

Piles used for the nuclear control of materials; Empilements pour le controle nucleaire des materiaux

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Raievski, V; Sautiez, B; Bailly du Bois, B; Tretiakoff, O; Thome, P; Vidal, R; Koppel Martelly, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

The devices which make it possible to check on the nuclear qualities of the materials used in reactor construction are described. These verifications bear on substantial masses of materials, following the last stage of their machining. The components found in all these are a graphite pile into which the material to be investigated is inserted, a source of neutrons made up of an Ra-Be system, and a proportional BF{sub 3} counter. The devices described here bear on checking graphite, beryllium oxide and uranium absorption, as well as on a verification of the {sup 235}U content of fuel elements. (author)Fren. [French] On decrit des dispositifs permettant de controler les qualites nucleaires de materiaux utilises dans la construction des piles. Ce controle s'effectue sur des masses importantes de materiaux apres la phase finale d'usinage. Ces dispositifs ont en commun un empilement de graphite recevant le materiau a etudier, une source de neutrons de Ra-Be et un compteur proportionnel a BF{sub 3}. Les dispositifs decrits concernent le controle de l'absorption du graphite, de la glucine et de l'uranium, ainsi que le controle de la teneur en {sup 235}U des elements de combustion. (auteur)

Nuclear Materials Management in a Recovery Facility for Unirradiated Enriched Uranium; Gestion des Matieres Nucleaires dans une Installation de Recuperation d'Uranium Enrichi Non Irradie; Administrativno-khozyajstvennyj uchet yadernykh materialov na ustanovke po regeneratsii neobluchennogo obogashchennogo urana; Administracion de Materiales Nucleares en una Planta de Recuperacion para Uranio Enriquecido No Irradiado

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Jasny, G. R. [Union Carbide Corporation, Oak Ridge, TN (United States)

1966-02-15

measurements. Statistical analysis is used extensively in connection with the control of measurements and to minimize the number of chemical analyses. However, the application of statistics to the evaluation of inventory discrepancies has not been successful. This paper will discuss the details of the material control techniques which have been listed and some of the problems associated with them. (author) [French] L'usine Y-12 exploitee par la Commission de l'energie atomique a Oak Ridge, Tennessee, procede depuis plus de 20 ans au traitement et a la recuperation d'uranium enrichi non irradie se presentant sous diverses formes. A l'heure actuelle, les installations de recuperation d'Y-12 executent une serie d'operations distinctes en chaine semi-continue, par exemple, dissolution, combustion, evaporation, extraction, denitrification et hydrofluoration. Les installations de traitement et de stockage ont une geometrie restreinte et leur capacite globale est de plusieurs centaines de kilogrammes d'uranium enrichi par mois. L'uranium entrant provient de l'usine elle-meme ainsi que d'autres installations de la Commission de l'energie atomique, situees aux Etats-Unis. Depuis sa creation, l'usine Y-12 a recu pratiquement toutes les sortes de dechets d'uranium enrichi non irradie. Le controle des operations est assure a l'aide des methodes suivantes: 1. Utilisation du materiel concu de maniere a faciliter le nettoyage et l'echantillonnage ainsi qu'a reduire au minimum le 'piegeage ' de matieres; 2. Controle permanent de tous les rebuts et dechets liquides, en particulier des effluents evacues a l'egout ou dans l'atmosphere et des dechets contamines; 3. Inventaires periodiques des stocks; 4. Echantillonnages et analyses de toutes les matieres entrantes et sortantes; 5. Controle strict de la qualite des mesures analytiques et de l'echantillonnage; 6. Attribution de la responsabilite du controle des matieres au personnel charge des operations plutot qu'a des comptables; 7. Formation

Exposure to uranium and cancer risk: a review of epidemiological studies; Exposition a l'uranium et risque de cancer: une revue des etudes epidemiologiques

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Tirmarche, M.; Baysson, H.; Telle-Lamberton, M. [Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN), Service de Radiobiologie et d' Epidemiologie, Dir. de la Radioprotection de l' Homme, 92 - Clamart (France)

2004-02-01

Objective: At the end of 2000, certain diseases including leukemia were reported among soldiers who participated in the Balkan and in the Gulf wars. Depleted uranium used during these conflicts was considered as a possible cause. Its radiotoxicity is close to that of natural uranium. This paper reviews the epidemiological knowledge of uranium, the means of exposure and the associated risk of cancer. Methods: The only available epidemiological data concerns nuclear workers exposed to uranium. A review of the international literature is proposed by distinguishing between uranium miners and other workers of the nuclear industry. French studies are described in details. Results: In ionizing radiation epidemiology, contamination by uranium is often cited as a risk factor, but the dose-effect relationship is rarely studied. Retrospective assessment of individual exposure is generally insufficient. Moreover, it is difficult to distinguish between uranium radiotoxicity, its chemical toxicity and the radiotoxicity of its progeny. A causal relation between lung cancer and radon exposure, a gas derived from the decay of uranium, has been demonstrated in epidemiological studies of miners. Among other nuclear workers exposed to uranium, there is a mortality deficit from all causes (healthy worker effect). No cancer site appears systematically in excess compared to the national population; very few studies describe a dose-response relationship. Conclusion: Only studies with a precise reconstruction of doses and sufficient numbers of workers will allow a better assessment of risks associated with uranium exposure at levels encountered in industry or during conflicts using depleted uranium weapons. (author)

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

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

1961-07-01

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

Processing of wastewaters of column bases of the C.E.B. uranium-thorianite plant; Traitement des eaux residuaires des pieds de colonne de l'usine d'urano-thorianite du C.E.B.

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Cohen, P.; Wormser, G.

1959-08-12

The authors report, on the one hand, results of tests aimed at determining an optimal chemical treatment for the purification of wastewaters from the column of extraction by solvents of the CEB uranium-thorianite plant, and on the other hand, the measurement problems faced due to the chemical composition of the studied solutions. In a first set of tests, the authors studied the carryover efficiency of barium sulphate and barium carbonate, but due to difficulties created by the presence of barium when recovering radium, other possibilities have been studied which take this possibility of barium recovery without barium into account. The obtained results show the benefit of an intermediate filtration of lead sulphate, followed by an additional purification. The decontamination rate is then multiplied by ten, and radium is recovered in a precipitate free of hydroxides. An operational mode is proposed. In the first part, the authors describe measurement methods used to determine total alpha and radium in highly salted solutions [French] Dans ce rapport sont exposes: - d'une part les resultats des essais de laboratoire en vue de determiner un traitement chimique optimum pour l'epuration des eaux residuaires en provenance de la colonne d'extraction par solvants de l'usine d'urano-thorianite du C.E.B.; - d'autre part les problemes de mesure qui se sont poses du fait de la composition chimique des solutions etudiees. Dans une premiere serie d'essais nous avons etudie l'efficacite de l'entrainement par le sulfate de baryum et le carbonate de baryum. Toutefois, avertis des difficultes posees par la presence de baryum lors d'une eventuelle recuperation du radium, nous avons ete amenes a etudier les deux cas suivants qui tiennent compte de la necessite de recuperer le radium sans baryum: - soit faire une seule filtration d'un precipite de sulfate de plomb + hydroxydes, - soit proceder a une filtration intermediaire du sulfate de plomb. Apres divers essais, il est apparu que la

Dense medium ore concentrates of Bois-Noirs; Minerais des bois noirs, concentres de milieu dense

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Le Bris, J; Leduc, M

1959-01-20

The chemical treatment of uranium concentrates of Bois-Noirs ore obtained by heavy medium are discussed. The first part deals with sulfuric acid attack on the concentrate, and the second part with the separation of the solution from residues by filtration. A third part deals with this separation by decantation. The fourth part deals with the carbonation of the pickling solutions obtained. (author) [French] Le present rapport est relatif a l'etude du traitement chimique de concentres uraniferes de minerais des Bois-Noirs obtenus par milieu dense. Une premiere partie est consacree a l'attaque sulfurique des concentres, une deuxieme partie a Ia separation de Ia solution d'attaque des residus par decantation. Une quatrieme partie a la carbonatation des solutions d'attaque obtenues. (auteur)

Natural uranium lattice in heavy water; Reseaux uranium naturel-eau lourde

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

1959-07-01

all solid bars are considered and n an d the effective integrals are adjusted then a system of transposition of these results to more complex bars is sought. In the second step, one is compelled to improve the system in studying in greater detail each factor of the calculation of the lattice. A satisfactory interpretation of the results leads definitively to methods of calculation applicable to the most varied types of natural uranium-heavy water lattices. Attention has been given to results obtained in other countries, particularly in Canada. (author) [French] Un ensemble de mesures de Laplaciens a ete realise en regime critique dans une pile a eau lourde construite specialement a cette fin, soit sur reseaux complets, soit sur echantillons de reseaux par une methode a deux zones. L'appareillage experimental est brievement decrit: il a ete etudie pour permettre des modifications rapides du chargement. On decrit egalement sommairement les methodes de mesure: on opere soit par cartes de flux, sur des reseaux qui servent ensuite de reference soit par remplacement progressif des barres par couronnes concentriques et mesures de reactivite. Dans ce cas, on cherche a atteindre l'ecart entre le laplacien-matiere du reseau central inconnu et celui du reseau de reference. La methode a fait l'objet d'une mise au point destinee a la rendre precice. On donne les resultats des mesures de laplaciens pour tous ces types de reseaux, ce qui permet de construire un ensemble de courbes en fonction du pas. Divers effets ont ete egalement mesure: equivalent en reactivite du millimetre d'eau - anisotropie - effet de temperature, etc. On a cependant prefere, dans cette premiere campagne de mesures tout au moins, obtenir une grande variete de laplaciens plutot que des mesures fines dans des cas particuliers. C'est dans cet esprit qu'a ete conduite l'interpretation des resultats. Nombre de phenomenes tres complexes echappant encore a nos possibilites de calcul, on estime qu'un certain nombre d

Natural uranium lattice in heavy water; Reseaux uranium naturel-eau lourde

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

1959-07-01

all solid bars are considered and n an d the effective integrals are adjusted then a system of transposition of these results to more complex bars is sought. In the second step, one is compelled to improve the system in studying in greater detail each factor of the calculation of the lattice. A satisfactory interpretation of the results leads definitively to methods of calculation applicable to the most varied types of natural uranium-heavy water lattices. Attention has been given to results obtained in other countries, particularly in Canada. (author) [French] Un ensemble de mesures de Laplaciens a ete realise en regime critique dans une pile a eau lourde construite specialement a cette fin, soit sur reseaux complets, soit sur echantillons de reseaux par une methode a deux zones. L'appareillage experimental est brievement decrit: il a ete etudie pour permettre des modifications rapides du chargement. On decrit egalement sommairement les methodes de mesure: on opere soit par cartes de flux, sur des reseaux qui servent ensuite de reference soit par remplacement progressif des barres par couronnes concentriques et mesures de reactivite. Dans ce cas, on cherche a atteindre l'ecart entre le laplacien-matiere du reseau central inconnu et celui du reseau de reference. La methode a fait l'objet d'une mise au point destinee a la rendre precice. On donne les resultats des mesures de laplaciens pour tous ces types de reseaux, ce qui permet de construire un ensemble de courbes en fonction du pas. Divers effets ont ete egalement mesure: equivalent en reactivite du millimetre d'eau - anisotropie - effet de temperature, etc. On a cependant prefere, dans cette premiere campagne de mesures tout au moins, obtenir une grande variete de laplaciens plutot que des mesures fines dans des cas particuliers. C'est dans cet esprit qu'a ete conduite l'interpretation des resultats. Nombre de phenomenes tres complexes echappant encore a nos possibilites de

Determination of the concentration of {alpha} emitting radioactive aerosols; Mesure de la concentration des aerosols radioactifs emetteurs {alpha}

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

1953-06-15

In the first part of this work the techniques used for the quantitative measurement of the concentrations of aerosols carrying short lived (radon or thoron daughters) or long lived (uranium) {alpha} radioactive emitters are described. In the second part the author investigates the problem of the determination of radon concentration in air by means of activity determinations on airborne dusts. Special reference is made to the measurement of the radon active deposit on two types of dusts (iron oxide (yellow) and uranium oxide) in small chambers (6 liters). In the third part are given data resulting from determinations of radon and thoron concentrations in atmospheric air in the south of Paris area using this method. (author) [French] Dans la premiere partie de ce travail on expose les techniques utilisees pour la mesure quantitative des concentrations d'aerosols contenant des emetteurs radioactifs {alpha}, tant pour ceux a vie courte (derives du radon ou du thoron) que pour ceux a vie longue (uranium). Dans la seconde partie on traite le probleme de la determination de la concentration de l'air en radon par la mesure de l'activite des poussieres ayant sejourne dans cet air. En particulier, on indique pour de petits volumes (6 litres) la proportion de depot actif du radon qui est fixee sur deux types de poussieres (limonite et oxyde d'uranium) en fonction de la concentration de celles-ci. Dans la troisieme partie on donne quelques exemples de mesure par cette methode de la concentration en radon et en thoron de l'atmosphere de la region parisienne. (auteur)

Diffusion of aluminium during the transformation UAl{sub 3} - UAl{sub 4} in the solid state; Diffusion de l'aluminium dans la transformation UAl{sub 3} - UAl{sub 4} a l'etat solide

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

1959-07-01

The alloys studied which contain 40 % uranium, are quenched from the region liquid + UAl{sub 3} so as to obtain pure crystals of UAl{sub 3}. These samples are then heat treated at 600 deg. C (at which point Al and UAl{sub 4} are in equilibrium) for varying durations in order to permit the transformation of UAl{sub 3} to UA{sub 4}. This transformation presumably takes place by the diffusion of aluminium through the UAl{sub 4}. The evolution of the transformation UAl{sub 3} {yields} UAl{sub 4} is followed micro-graphically. The compounds are distinguished by: - colour; - examination under polarised light; - microhardness measurements. The kinetics of the transformation are strongly influenced by the presence of elements such as silicon in relatively small quantities. In the absence of silicon UAl{sub 3}, crystals are transformed to UAl{sub 4} in approximately one hour. For low silicon contents (0,1% by weight) the transformation takes ten times longer. Silicon concentrations of 0,6 practically stop the transformation. After a hundred hours a slight transformation is observed, but this transformation is no further advanced even after 1000 hours. (author) [French] Les alliages etudies, de teneur en uranium egale a 40 % en poids, sont trempes a partir du domaine 'liquide + UAl{sub 3}'; pour obtenir des cristaux UAl{sub 3} purs. Ces echantillons sont ensuite traites a 500 deg. C dans le domaine 'AI + UAl{sub 4}' pendant des temps varies pour transformer UAl{sub 3} en UAl{sub 4}. Cette transformation se fait vraisemblablement par diffusion de l'aluminium a travers UAl{sub 4}. On suit l'evolution UAl{sub 3} {yields} UAl{sub 4} principalement par methode micrographique. L'identification et la distinction des composes se font a l'aide: - de colorations; - d'examens en lumiere polarisee; - de mesures de microduretes. La cinetique de la transformation est fortement influencee par la presence d'elements tels que le silicium - en quantite relativement faible. Sans silicium, les

Influence de la contrainte moyenne sur la tenue en fatigue de l ...

African Journals Online (AJOL)

Dans ce cadre, le présent document montre l\\'influence de la contrainte moyenne sur l\\'amplitude des contraintes de deux alliages d\\'aluminium, le 1200 et le 5005 ... This model is near to experimental reality for the Al alloy1200 but badly estimate the effect of means stress on the stress amplitudes for the Al alloy 5005 H18.

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

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

1959-07-01

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

Comparative study of the creep behaviour of single crystals and polycrystals of alpha uranium; Etude comparee du comportement au fluage de l'uranium alpha mono et polycristallin

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

1964-03-01

In the first chapter, one describes the creep machine developed to study the deformation of uranium at high temperature in vacuum with a continuous recording. The second chapter presents the results concerning the polycrystals of uranium. The application of the DORN method gives an activation energy for creep of 42 {+-} 2 Kc, above 550 Celsius degrees, equal to the activation energy for self-diffusion. The study of the variation of the creep rate with the applied stress and the metallographic observations of the deformation induced polygonization allow to conclude that the deformation is controlled by climb of dislocations. In the third chapter, the deformation above 550 Celsius degrees of single crystals of uranium (obtained by {beta} {yields} {alpha} change) is studied. The major deformation mode is slip. The preexisting polygonization of these single crystals is very stable and the disorientation between adjacent sub-grains increases with the deformation. The activation energy for creep is higher than that for polycrystals. These results show the influence of the polygonization due to the {beta} {yields} {alpha} change on the creep behaviour of {alpha} uranium. (authors) [French] Dans le premier chapitre, on decrit la machine de fluage sous vide a enregistrement continu, mise au point pour etudier le phenomene. Le deuxieme chapitre presente les resultats relatifs aux polycristaux. L'utilisation de la methode de DORN a permis de constater que, au-dessus de 550 degres Celsius, l'energie d'activation pour le fluage avait une valeur constante egale a 42 {+-} 2 Kc, voisine de la chaleur d'autodiffusion. L'etude de l'influence de la contrainte appliquee sur la vitesse de fluage et l'observation micrographique de la polygonisation developpee au cours de la deformation permettent de conclure que le phenomene est controle par la montee des dislocations. Dans le troisieme chapitre, on etudie le comportement au fluage au-dessus de 550 C des monocristaux obtenus par

Niger Republic mineral planning : Part four Second volume : Main mineral substances specific study and their geological context; Plan mineral de la Republique du Niger : Tome IV : 2e Volume : Etude specifique des principales substances minerales et leur contexte geologique

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Franconi, Antoine; Joo' , Julien; Zibo, Idde

1981-07-01

This volume describes Niger Republic mineral substances capable of rising economic interest. After relating minerals occurrence , indices and deposits types, conclusions and recommendations have been made for mineral prospecting. Mineral substances described are : Copper, lead and zinc, molybdena, iron, manganese, titanium, vanadium, nickel and chrome ( cobalt and platinoid ), lithium, lignite, diamond and diverse substances rare earth, beryllium, silver, bismuth arsenic and antimony, barytine, alunite, talc and asbestos ( graphite and diatomite) [French] Ce volume decrit les substances susceptibles de presenter un interet economique au Niger. Apres avoir relate leurs occurrences , indices et types de gisement auxquels elles appartiennent des conclusions et recommendations ont ete faites pour la prospection. Les substances ainsi decrites sont : le cuivre, le plomb et le zinc, le molybdene, le fer, le manganese, le titane et le vanadium, le nickel et le chrome (Cobalt et platinoides), le lithium, le lignite, le diamant et les substances diverses ( terres rares, beryllium), argent, bismuth, arsenic et antimoine, barytine, alunite, talc et amiante (graphite et diatomite)

Energy of solution of rare gases in metals; Energie de dissolution des gaz rares dans les metaux

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

1959-07-01

In order to calculate the energy of solution of rare gases in metals, a method which has given good results in the case of solid solutions in metals has been applied. Nevertheless, it was necessary for this, to know the compressibility of gases under conditions which are not feasible in a laboratory. H. Jensen has studied this compressibility in a precise way for the rare gases Ar, Kr, Xe. It has thus been possible to calculate the energy of solution of these gases in different metals. These calculations have been carried out most thoroughly for the case of uranium. (author) [French] Nous avons applique au calcul de l'energie de dissolution des gaz rares dans les metaux, une methode qui a donne de bons resultats dans le cas des solutions solides metalliques. Il fallait pour cela connaitre la compressibilite des gaz rares dans des conditions impossibles a realiser en laboratoire. Cette compressibilite a ete etudiee par H. Jensen de facon precise pour les gaz rares A, Kr, Xe. Nous avons pu, de ce fait, calculer les energies de dissolution de ces gaz dans les differents metaux. Les calculs ont ete faits plus completement dans le cas de l'uranium. (auteur)

Energy of solution of rare gases in metals; Energie de dissolution des gaz rares dans les metaux

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

1959-07-01

In order to calculate the energy of solution of rare gases in metals, a method which has given good results in the case of solid solutions in metals has been applied. Nevertheless, it was necessary for this, to know the compressibility of gases under conditions which are not feasible in a laboratory. H. Jensen has studied this compressibility in a precise way for the rare gases Ar, Kr, Xe. It has thus been possible to calculate the energy of solution of these gases in different metals. These calculations have been carried out most thoroughly for the case of uranium. (author) [French] Nous avons applique au calcul de l'energie de dissolution des gaz rares dans les metaux, une methode qui a donne de bons resultats dans le cas des solutions solides metalliques. Il fallait pour cela connaitre la compressibilite des gaz rares dans des conditions impossibles a realiser en laboratoire. Cette compressibilite a ete etudiee par H. Jensen de facon precise pour les gaz rares A, Kr, Xe. Nous avons pu, de ce fait, calculer les energies de dissolution de ces gaz dans les differents metaux. Les calculs ont ete faits plus completement dans le cas de l'uranium. (auteur)

Uranium deposits in France and in French overseas territories; Les gisements d'uranium de la France metropolitaine et des territoires francais d'Outre-Mer

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

1955-07-01

The discover of radium element by Pierre and Marie Curie in 1898 activated the uranium ores prospecting in France and its overseas territories. Before 1945, rare and poor deposits were found with only one being operated in Madagascar and the production of nobiantalates from washing of pegmatitic eluvium. Since the setting up of the Research and Mines Department in the C.E.A. and the training of specialized exploration teams as well as the use of Geiger counters, the uranium ores prospecting has been largely developed in France. The mineralogical data resulting from studies during the pre-war period led to the discover of four main uranium ores content areas: La Crouzille deposit in Limousin characterized by large presence of pitchblende, the Bauzot deposit with massive presence of pitchblende as well, discover of mineralization traces in the Bois Noirs area where a rich uranium ore lodes were discovered afterwards and finally the madagascar deposit. Few other areas have been prospected and have got good evidences of uranium ores presence. The majority of French uranium deposits have got an 'hydrothermal' vein type with localized pitchblende or a secondary mineralization type. It described the different deposits by region and in chronological order of discover. The structural aspect and petrographic studies are discussed. The metallogenic study shows the presence of large mineralization in the French Hercynian massif. After ten years of uranium ores prospecting and mines work, it shows that France possesses numerous uranium deposits which can be qualified as large deposits and the minerals ores prospecting revealed that many deposits sites would be payable in the near future. (M.P.)

Kinetic study of the reaction of uranium with various carbon-containing gases; Etude cinetique de la reaction sur l'uranium de differents gaz carbones

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

1963-09-15

The kinetic study of the reaction U + CO{sub 2} and U + CO has been performed by a thermogravimetric method on a spherical uranium powder, in temperature ranges respectively from 460 to 690 deg. C and from 570 to 850 deg. C. The reaction with carbon dioxide leads to uranium dioxide. A carbon deposition takes place at the same time. The global reactions is the result of two reactions: U + 2 CO{sub 2} {yields} UO{sub 2} + 2 CO U + CO{sub 2} {yields} UO{sub 2} + C The reaction with carbon monoxide leads to a mixture of dioxide UO{sub 2}, dicarbide UC{sub 2} and free carbon. The main reaction can be written. U + CO {yields} 1/2 UO{sub 2} + 1/2 UC{sub 2} The free carbon results of the disproportionation of the carbon monoxide. A remarkable separation of the two phases UO{sub 2} and UC{sub 2} can be observed. A mechanism accounting for the phenomenon has been proposed. The two reactions U + CO{sub 2} and U + CO begin with a long germination period, after which, the reaction velocity seems to be limited in both cases by the ionic diffusion of oxygen through the uranium dioxide. (author) [French] L'etude cinetique des reactions U sol + CO{sub 2} gaz et U sol + CO gaz a ete effectuee par thermogravirnetrie sur une poudre d'uranium a grains spheriques, les domaines de temperature etudies s'etendant respectivement de 460 a 690 deg. C et de 570 a 850 deg. C. L'action du dioxyde de carbone conduit au dioxyde d'uranium UO{sub 2}; il se produit en meme temps un depot de carbone. La reaction globale resulte des deux reactions: U + 2 CO{sub 2} {yields} UO{sub 2} + 2 CO U + CO{sub 2} {yields} UO{sub 2} + C Le mono-oxyde de carbone conduit a un melange de dioxyde UO{sub 2}, de dicarbure UC{sub 2} et de carbone libre. La reaction principale s'ecrit: U + CO {yields} 1/2 UO{sub 2} + 1/2 UC{sub 2} Le carbone libre provient de la dismutation du mono-oxyde de carbone. On observe une separation remarquable des deux phases UO{sub 2} et UC{sub 2}; un mecanisme rendant compte de ce phenomene a

The pretreatment of uranium ores by physical processing; Les problemes de la preconcentration des minerais d'uranium par voie physique

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Vuchot, L; Ginocchio, A; Hubert, G; Roques, E; Sandier, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

After giving an outline of the classical means of physical processing - granulometry, gravimetry, flotation, magnetism, electrostatics, the authors study the methods peculiar to radioactive ores: pretreatment in batches (counting cylinders) or stone by stone (electronic sorting belt). The three factors to be considered in any treatment operation are studied (cost of the operation, metal recovery, ratio of concentration), as well as their bearing on the cost and the productivity of the following operations. Making use of radioactivity in order to find out instantaneously the approximate grade of the obtained product makes it possible to reduce costs and improve results by setting up total automation. (author) [French] Apres un apercu des procedes classiques de concentration physique des minerais - granulometrie, gravimetrie, flottation, magnetisme et electrostatique, les auteurs s'attachent aux methodes propres aux minerais radioactifs: preconcentration par lots (cylindre de comptage) ou caillou par caillou (bande de triage electronique). Les trois facteurs a considerer lors de toute operation de traitement sont etudies (prix de revient de l'operation, rendement metal et rendement poids), ainsi que leurs repercussions sur les prix de revient et rendements des traitements ulterieurs. L'utilisation de la radioactivite pour determiner instantanement la teneur approximative des produits obtenus permet d'envisager de reduire les prix de revient et d'ameliorer les resultats par une automatisation totale. (auteur)

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}

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

1952-07-01

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

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

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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

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

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

1967-07-01

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

Polarographic determination of uranium dioxide stoichiometry; La determination polarographique de la stoechiometrie du dioxyde d'uranium

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Viguie, J.; Uny, G. [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Grenoble, 38 (France)

1966-10-01

The method described allows the determination of small deviations from stoichiometry for uranium dioxide. It was applied to the study of surface oxidation of bulk samples. The sample is dissolved in phosphoric acid under an argon atmosphere; U(VI) is determined by polarography in PO{sub 4}H{sub 3} 4.5 N - H{sub 2}SO{sub 4} 4 N. U(IV) is determined by potentiometry. The detection limit is UO{sub 2,0002}. The accuracy for a single determination at the 95% confidence level is {+-}20 per cent for samples with composition included between UO{sub 2,001} and UO{sub 2,01}. (authors) [French] La methode decrite permet de determiner les faibles ecarts a la stoechiometrie du dioxyde d'uranium. Elle a ete appliquee a l'etude de l'oxydation superficielle des echantillons. La mise en solution s'effectue dans l'acide phosphorique concentre sous atmosphere d'argon; U(VI) est dose par polarographie dans le milieu PO{sub 4}H{sub 3} 4,5 N et H{sub 2}SO{sub 4} 4 N; U(IV) est dose par potentiometrie. La limite de detection est UO{sub 2,0002}. La precision obtenue pour une determination au taux de certitude 0,95 est de l'ordre de 20 pour cent pour des echantillons dont la teneur est comprise entre UO{sub 2,001} et UO{sub 2,01}. (auteurs)

Integral measurements of lattice properties in the natural uranium-graphite critical facility Marius; Mesures globales de reseaux a graphite dans l'empilement critique marius

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

1964-07-01

A systematic study of natural uranium-graphite lattices has been undertaken in the critical facility MARIUS, which was built in 1959 in Marcoule. Integral measurement of lattice properties are carried out by the progressive replacement method. This report describes the experimental methods, the analysis of the experiments and the results obtained for lattices with pitches ranging from 192 to 317 mm and fuel elements with cross sections ranging from 6 to 20 cm{sup 2}. The principles of correlation of the results are also outlined. Additional experimental results are also given, pertaining to the determination of the anisotropy, of both the axial and the radial migration areas, and of the age in graphite. (author) [French] L'empilement critique MARIUS, construit en 1959 a Marcoule, a ete utilise pour l'etude systematique des reseaux a graphite-uranium naturel. Les mesures globales de reseaux sont faites par la methode de remplacement progressif. On decrit ici les methodes experimentales utilisees pour ces mesures globales, les principes du depouillement et les resultats obtenus pour des pas de 192 a 317 mm et des combustibles de 6 a 20 cm{sup 2} d'uranium naturel. On donne d'autre part le principe de correlation des mesures. Un certain nombre de resultats experimentaux complementaires sont donnes, en permettant de determiner l'anisotropie, les aires de migration axiale et radiale, l'age dans le graphite. (auteur)

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

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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)

Meeting of the French geological society - Uranium: geology, geophysics, chemistry. Book of abstracts; Reunion de la Societe Geologique de France - Uranium: geologie, geophysique, chimie. Recueil des resumes

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Zakari, A.A.; Mima, S.; Bidaud, A.; Criqui, P.; Menanteau, P.; David, S.; Pagel, M.; Chagnes, A.; Cote, G.; Courtaud, B.; Thiry, J.; Miehe, J.M.; Gilbert, F.; Cuney, M.; Bruneton, P.; Ewington, D.; Vautrin-Ul, C.; Cannizzo, C.; Betelu, S.; Chausse, A.; Ly, J.; Bourgeois, D.; Maynadie, J.; Meyer, D.; Clavier, N.; Costin, D.T.; Cretaz, F.; Szenknect, S.; Ravaux, J.; Poinssot, C.; Dacheux, N.; Durupt, N.; Blanvillain, J.J.; Geffroy, F.; Aparicio, B.; Dubessy, J.; Nguyen-Trung, C.; Robert, P.; Uri, F.; Beaufort, D.; Lescuyer, J.L.; Morichon, E.; Allard, T.; Milesi, J.P.; Richard, A.; Rozsypal, C.; Mercadier, J.; Banks, D.A.; Boiron, M.C.; Cathelineau, M.; Dardel, J.; Billon, S.; Patrier, P.; Wattinne, A.; Vanderhaeghe, O.; Fabre, C.; Castillo, M.; Salvi, S.; Beziat, D.; Williams-Jones, A.E.; Trap, P.; Durand, C.; Goncalves, P.; Marquer, D.; Feybesse, J.L.; Richard, Y.; Orberger, B.; Hofmann, A.; Megneng, M.; Orberger, B.; Bouttemy, M.; Vigneron, J.; Etcheberry, A.; Perdicakis, M.; Prignon, N.; Toe, W.; Andre-Mayer, A.S.; Eglinger, A.; Jordaan, T.; Hocquet, S.; Ledru, P.; Selezneva, V.; Vendryes, G.; Lach, P.; Cuney, M.; Mercadier, J.; Brouand, M.; Duran, C.; Seydoux-Guillaume, A.M.; Bingen, B.; Parseval, P. de; Guillaume, D.; Bosse, V.; Paquette, J.L.; Ingrin, J.; Montel, J.M.; Giot, R.; Maucotel, F.; Hubert, S.; Gautheron, C.; Tassan-Got, L.; Pagel, M.; Barbarand, J.; Cuney, M.; Lach, P.; Bonhoure, J.; Leisen, M.; Kister, P.; Salaun, A.; Villemant, B.; Gerard, M.; Komorowski, J.C.; Michel, A.; Riegler, T.; Tartese, R.; Boulvais, P.; Poujols, M.; Gloaguen, E.; Mazzanti, M.; Mougel, V.; Nocton, G.; Biswas, B.; Pecaut, J.; Othmane, G.; Menguy, N.; Vercouter, T.; Morin, G.; Galoisy, L.; Calas, G.; Fayek, M.

2010-11-15

This document brings together the abstracts of the 39 presentations given at this meeting days on uranium, organized by the French geological society, and dealing with: 1 - Prospective study of the electronuclear technological transition; 2 - The front-end of the nuclear cycle: from the molecule to the process; 3 - Geophysics: recent changes; 4 - Use of well logging in uranium exploration; 5 - Genetical classification of thorium deposits; 6 - Genetical nomenclature of uranium sources; 7 - Uranium deposits linked to a Proterozoic discordance - retrospective; 8 - The use of spectral analysis techniques in uranium exploration: real-time mapping of clay alteration features; 9 - Development of functionalized silk-screened carbon electrodes for the analysis of uranium trace amounts; 10 - Study of the actinides solvation sphere in organic environment; 11 - Thermodynamic of uraniferous phases of interest for the nuclear cycle; 12 - Heap leaching of marginal minerals at Somair: from lab studies to the production of 700 t of uranium/year; 13 - Agglomeration phenomenology and role of iron in uranium heap leaching; 14 - Chloride uranyl complexes up to 300 deg. C along the saturation vapour curve: Raman spectroscopy analysis and metallogenic consequences; 15 - Weathering systems in the Shea Creek deposit (Athabasca, Canada): vertical variability of argillaceous weathering; 16 - Weathering systems in the Shea Creek deposit (Athabasca, Canada): contribution of irradiation defects in clays to the tracing of past uranium migrations; 17 - Uranium concentrations in mineralizing fluids of the Athabasca basin: analytical and experimental approach; 18 - Paleo-surfaces and metallic rooting: the autochthonous uranium of pre-Athabasca paleo-alterites, Canada; 19 - Distribution of argillaceous parageneses in the Imouraren deposit - Niger; 20 - Heat flux and radioelements concentration (U, Th, K) of precambrian basements: implications in terms of crust growth mechanisms, paleo

Re-enrichment of depleted uranium by passage through a gaseous diffusion installation; Reenrichissement de l'uranium appauvri par passage dans une installation de diffusion gazeuse

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Lagrange, P; Billous, O [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

The reader will find in this paper an economic study of the re-utilization of depleted uranium from nuclear reactors, whether its content be above or under natural proportions. Re-utilization is possible either through bringing the depleted product up to its initial content of {sup 235}U by mixture with a richer concentrate, or else by passing it through a gaseous diffusion plant. The economic area of such re-utilization depends on a number of considerations. We give a general study of it, with reference to some typical gaseous diffusion facilities. (author)Fren. [French] Ce rapport examine au point de vue economique la reutilisation de l'uranium appauvri provenant des reacteurs nucleaires, qu'il soit indifferemment en dessus ou en dessous de la teneur naturelle. Cette reutilisation peut se faire soit en ramenant le produit a sa teneur initiale en isotope 235 par un melange convenable avec un concentre plus riche, soit en le faisant passer dans une usine de Diffusion Gazeuse. La zone de rentabilite de cette reutilisation depend de diverses conditions economiques. Elle est etudiee ci-dessous d'une maniere generale, puis en se referant a des installations-type de diffusion gazeuse. (auteur)

The EL 3 project; Projet EL 3

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

1959-07-01

ensuite les problemes de radioactivite: activite du circuit d'eau lourde, tenue des joints, activite du circuit d'air, doses au voisinage de la cheminee d'evacuation. On decrit le dispositif de controle et les raisons qui ont conduit au choix de leurs caracteristiques, l'utilisation des neutrons absorbes par les barres de controle pour obtenir des isotopes utiles a ete envisagee. On etudie ensuite le probleme du transfert de chaleur entre la gaine et le fluide de refroidissement, ce probleme est essentiel dans une pile froide a haut flux, sa resolution a necessite des experiences sur des elements chauffes electriquement. Enfin, les problemes de securite sont evoques, en particulier le choix pendant une excursion accidentelle de la puissance provoquant une rupture de la cuve. La charge initialement prevue etait realisee avec de l'uranium enrichi a 1,4 pour cent et alliee a 5/1000 en poids d'aluminium. La premiere charge utilisee etait constituee par de l'uranium enrichi a 1,35 pour cent et alliee a 1,5 pour cent en poids de molybdene, ce qui conduit a augmenter les masses critiques calculees dans ce projet. (auteur)

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

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

1964-07-01

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

Recent Developments in the Chemical Thermodynamics of the Uranium Chalcogenides; Progres Accomplis Recemment dans la Thermodynamique Chimique des Chalcogenures d'Uranium; Poslednie dostizheniya v khimicheskoj termodinamike khal'kogenidov Urana; Recientes Progresos en la Termodinamica Quimica de los Calcogenidos de Uranio

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Westrum, Jr., E. F. [University of Michigan, Ann Arbor, MI (United States)

1966-02-15

Extension of the cryothermal data on tetrauranium enneaoxide to higher temperatures has revealed the thermophysical aspects of the (suspected) gradual, {lambda}-type, structural transition at 348 Degree-Sign K with an associated entropy increment of 1.84 cal/gfm Degree-Sign K involved in the displacement of interstitial oxygen atoms. Measurements of both heat capacity and magnetic susceptibility on Mallinckrodt sintered uranium dioxide have confirmed that the antiferromagnetic-paramagnetic transition occurs at 30.4 Degree-Sign K with a heat capacity of 400 cal/gfm Degree-Sign K rather than at 28.7 Degree-Sign K with 9 cal/gfm Degree-Sign K as reported in the literature. This now permits interpretation of the thermal anomaly found in {beta}-triuranium heptaoxide. Cryogenic heat capacities on well-characterized samples of {alpha}-, {beta}- and {gamma}-uranium trioxide prepared by Dr. E.H.P. Cordfunke of Reactor Centrum Nederland are combined with his higher temperature heat capacities, enthalpies of formation and other thermodynamic data to yield relative stability data for these important nuclear materials. Both uranium monoselenide and Uranium diselenide are found to have lambda-type anomalies associated with magnetic disordering. That in uranium diselenide occurs at 13.1 Degree-Sign K with an associated entropy increment of 0.16 cal/gfm Degree-Sign K. The 160 Degree-Sign K anomaly in the monoselenide has an entropy increment of 1.0 cal/gfm Degree-Sign K, which may be compared with the value of 1.17 found for the monosulfide near 180 Degree-Sign K. Both thermal anomalies in the monochalcogenides arise as a consequence of disordering the ferromagnetic state and contrast with the antiferromagnetic anomaly found in the isostructural mononitride at 52 Degree-Sign K. The new thermodynamic data accord well with the entropy estimation scheme of Gronvold and Westrum. (author) [French] L'extension de la temperature plus elevee des valeurs aux basses temperatures des

The pretreatment of uranium ores by physical processing; Les problemes de la preconcentration des minerais d'uranium par voie physique

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Vuchot, L.; Ginocchio, A.; Hubert, G.; Roques, E.; Sandier, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires