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Sample records for du reacteur cabri

  1. The reactor Cabri; La pile cabri

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    circumstances... - experimental investigations on power excursions linked with precise initial conditions: the aim of this work is to define the basis for theoretical research, and the limits beyond which the risks of explosion cease to be negligible. The research work will be done so as to enable checking with outside reactor experiments and to continue them in the explosion field. - studies of the behaviour of the reactor control-instrumentation. - experimental investigations related with transient operation with initial short life (study of boiling, temperature measurements, vacuum pressure and fraction...) with the aim of defining the hypotheses of a theory on swimming-pool reactor kinetics related to heat transfer phenomena, - investigations of the behaviour of fuels in reactors (these experiments are planned to be carried out in loops) Preliminary experimental results. CABRI went critical on the 21 December 1963. The first transient experiments are expected for March 1964. (authors) [French] II devenait necessaire de construire en France une pile qui permette d'etudier les conditions de fonctionnement des installations futures, de choisir, tester et mettre au point les dispositifs de securite a adopter. On a choisi une pile a eau, type de pile qui correspond aux constructions les plus nouvelles du CEA en matiere de piles laboratoire ou d'universite; il importe en effet de pouvoir evaluer les risques presentes et d'etudier les possibilites d'augmentation de puissance constamment demandees par les utilisateurs: il est particulierement interessant d'eclaircir les phenomenes d'oscillation de puissance et les risques de calefaction (burn out). Les programmes de travaux sur CABRI seront harmonises avec les travaux effectues sur les Spert americains de meme type; lors de sa construction des contacts fructueux ont ete etablis avec les specialistes americains qui ont defini les premiers de ces reacteurs. La communication donne une description sommaire de la pile et decrit le

  2. The reactor Cabri; La pile cabri

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    exceptional circumstances... - experimental investigations on power excursions linked with precise initial conditions: the aim of this work is to define the basis for theoretical research, and the limits beyond which the risks of explosion cease to be negligible. The research work will be done so as to enable checking with outside reactor experiments and to continue them in the explosion field. - studies of the behaviour of the reactor control-instrumentation. - experimental investigations related with transient operation with initial short life (study of boiling, temperature measurements, vacuum pressure and fraction...) with the aim of defining the hypotheses of a theory on swimming-pool reactor kinetics related to heat transfer phenomena, - investigations of the behaviour of fuels in reactors (these experiments are planned to be carried out in loops) Preliminary experimental results. CABRI went critical on the 21 December 1963. The first transient experiments are expected for March 1964. (authors) [French] II devenait necessaire de construire en France une pile qui permette d'etudier les conditions de fonctionnement des installations futures, de choisir, tester et mettre au point les dispositifs de securite a adopter. On a choisi une pile a eau, type de pile qui correspond aux constructions les plus nouvelles du CEA en matiere de piles laboratoire ou d'universite; il importe en effet de pouvoir evaluer les risques presentes et d'etudier les possibilites d'augmentation de puissance constamment demandees par les utilisateurs: il est particulierement interessant d'eclaircir les phenomenes d'oscillation de puissance et les risques de calefaction (burn out). Les programmes de travaux sur CABRI seront harmonises avec les travaux effectues sur les Spert americains de meme type; lors de sa construction des contacts fructueux ont ete etablis avec les specialistes americains qui ont defini les premiers de ces reacteurs. La communication donne une

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

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

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

    Science.gov (United States)

    Mahjoub, Mehdi

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  11. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Berger, F; Bertrand, J

    1958-12-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  16. Use of cadmium in solution in the EL 4 reactor moderator irreversible fixing of cadmium on the metallic surfaces; Utilisation du cadmium en solution dans le moderateur du reacteur EL 4 - fixation irreversible du cadmium sur les surfaces metalliques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Croix, O; Paoli, O; Lecomte, J; Dolle, L; Gallic, Y [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    In the framework of research into the poisoning of the EL-4 reactor by cadmium sulphate, measurements have been made by two different methods of the residual amounts of cadmium liable to be fixed irreversibly on the surfaces in contact with the heavy water. A marked influence of the pH has been noticed. The mechanism of the irreversible fixing is compatible with the hypothesis of an ion-exchange in the surface oxide layer. In a sufficiently wide range of pH the cadmium thus fixed causes very little residual poisoning. The stability of the cadmium sulphate solutions is however rather low in the conditions of poisoning. (authors) [French] Dans le cadre des etudes sur l'empoisonnement du reacteur EL-4 par le sulfate de cadmium, les quantites residuelles de cadmium susceptibles de se fixer irreversiblement sur les parois que mouillerait l'eau lourde, ont ete mesurees experimentalement par deux methodes differentes. On observe une influence nette du pH. Le mecanisme de la fixation irreversible est compatible avec l'hypothese d'un echange d'ions dans la pellicule d'oxyde superficielle. Dans des limites suffisamment larges de pH, la cadmium ainsi fixe n'occasionne pas d'empoisonnement residuel important. La stabilite des solutions de sulfate de cadmium dans les conditions de l'empoisonnement est cependant mediocre. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-06-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-06-15

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

  20. The reactor Cabri

    International Nuclear Information System (INIS)

    Ailloud, J.; Millot, J.P.

    1964-01-01

    It has become necessary to construct in France a reactor which would permit the investigation of the conditions of functioning of future installations, the choice, the testing and the development of safety devices to be adopted. A water reactor of a type corresponding to the latest CEA constructions in the field of laboratory or university reactors was decided upon: it appeared important to be able to evaluate the risks entailed and to study the possibilities of increasing the power, always demanded by the users; on the other hand, it is particularly interesting to clarify the phenomena of power oscillation and the risks of burn out. The work programme for CABRI will be associated with the work carried out on the American Sperts of the same type, during its construction, very useful contacts were made with the American specialists who designed the se reactors. A brief description of the reactor is given in the communication as well as the work programme for the first years with respect to the objectives up to now envisaged. Rough description of the reactor. CABRI is an open core swimming-pool reactor without any lateral protection, housed in a reinforced building with controlled leakage, in the Centre d'Etudes Nucleaires de Cadarache. It lies alone in the middle of an area whose radius is 300 meters long. Control and measurements equipment stand out on the edge of that zone. It consumes MTR fuel elements. The control-safety rods are propelled by compressed air. The maximum flow rate of cooling circuit is 1500 m 3 /h. Transient measurements are recorded in a RW330 unit. Aims and work programme. CABRI is meant for: - studies on the safety of water reactors - for the definition of the safety margins under working conditions: research of maximum power at which a swimming-pool reactor may operate with respect to a cooling accident, of local boiling effect on the nuclear behaviour of the reactor, performances of the control and safety instruments under exceptional

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    organic liquids under irradiation. The equipments of Melusine are now being modernized. Siloe, another swimming-pool reactor, has been operating at 15 MW since the end of 1963. The performances achieved constitute a considerable progress in the field of swimming-pool reactors, since the fluxes obtained with Siloe are in the same order of magnitude than those which needed till now a tank type structure, whose numerous disadvantages in the fitting of experiments are well known. Siloe will be used mostly in the study of structural materials, graphites, refractory fissile materials, and for solid state physics. The reactor Pegase, in service in the Cadarache Nuclear Centre since 1963, is intended solely for testing full-scale fuel elements of EDF and EL 4 types. The current programme, for the eight loops of the reactor, covers the elements for the reactors EDF 2, EDF 3 and EL 4. New loops are in the course of being studied for the fuel elements of the EDF 4 and EDF 5 reactors. The general line of the CEA programmes has shown up the considerable need for fast neutron irradiations. The reactor Osiris which is in the course of being constructed will serve to complement the CEA's equipment in this field and at the same time fill the gap which will be left in the near future in the Centre de Saclay by the closing down of EL 2. Osiris is a light water reactor whose special structure will allow it to function at 50 MW without the disadvantages usually associated with the presence of a heavy waterproof tank. This reactor, which should be put into service in 1966, is mainly intended for the investigation of structural materials, graphite and refractory fuels; it will also serve to increase the production of high specific activity isotopes, and to develop activation analysis techniques. (authors) [French] Les auteurs examinent successivement les differents reacteurs de recherche en service dans les Centres du Commissariat a l'Energie Atomique. Ils retracent brievement l'histoire de ces

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  8. Main lessons for FBR safety study from the CABRI experiments

    International Nuclear Information System (INIS)

    Sato, Ikken

    2006-01-01

    CABRI project has been carried out FBR safety study with international cooperation of five nations since 1978. The project consists of four periods such as CABRI-1, CABRI-2, CABRI-FAST and CABRI-RAFT. The objects and the main information for hypothetical core decay accident and safety study of fuel are described. The behavior of core decay accident was studied in the first period (CABRI-1), the safety study of fuel was investigated after the second period (CABRI-2). Change of phenomena at the initial process of core decay accident, comparison between analysis and data of fuel diffusion behavior of neutron horoscope by CABRI-2 experiment, representative in-core experiment under slow TOP conditions, the damaged and undamaged pin under slow TOP conditions, the exterior of CABRI and TREAT and the upper part of CABRI and TREAT reactor are shown. CABRI experiments changed to LWR safety study and a part of TREAT is stated. (S.Y.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-10-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  13. A fly-wheel drive with controlled-torque clutch for a reactors cooling circuit pumps; Entrainement des pompes du circuit de refrigeration d'un reacteur par volant a embrayage sous couple controle

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-10-15

    After a theoretical study on the slowing down of a centrifugal pump, the motion equations have been checked by means of experimental tests. In order to have important slowing down times (which is the case of the cooling pumps of a research reactor) it is necessary to add a fly-wheel. To prevent troubles when starting, a block pump-fly-wheel with clutch under controlled torque was developed. It is so possible to start the fly-wheel progressively without increasing too much power of the driving motor. (author) [French] Apres une etude theorique sur le mouvement de ralentissement d'une pompe centrifuge, les equations du mouvement ont ete verifiees par des essais pratiques. Pour obtenir des temps de ralentissement importants (cas des pompes de refrigeration d'un reacteur de recherche) il est necessaire d'y adjoindre un volant d'inertie. Pour eviter les inconvenients au demarrage, on a etudie un ensemble pompe-volant avec embrayage sous couple controle. Cette solution permet de lancer progressivement le volant sans augmentation appreciable de la puissance du moteur d'entrainement. (auteur)

  14. Recent activities of the CABRI hodoscope

    International Nuclear Information System (INIS)

    Helmick, H.H.; Baumung, K.; Boehnel, K.

    1982-01-01

    The present status of the CABRI hodoscope capability and how it serves as a diagnostic aid in the CABRI Fast Reactor Safety Research Project at Cadarache, France, is reported. A brief description of the 51-channel-high by 3-channel-wide neutron hodoscope is given and data reduction methods are described. Calibration requirements and counting system deadtime measurement techniques are discussed. Examples are given showing the results of single fuel pin experiments where fuel pin failure occurred and subsequent fuel motion is observed. Computer-generated graphic displays show the evolution of fuel motion in time in both two- and three-dimensional perspective illustrations. Results from several experiments are presented

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  16. Colombo cabri or vegetarian meal: wherein lies the power?

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Meritxell Martín-i-Pardo

    2006-05-01

    Full Text Available “Colombo Cabri or Vegetarian Meal” montre que certains aliments sont utilisés pour définir deux sectes Hindouistes concurrentes en Guadeloupe, dans les Antilles françaises. Ces groupes expriment des identités différentes concurrentes en termes de visibilité et de revendication de pouvoir pour contrôler l’avenir de l’Hindouisme sur l’île. Ces deux entités, identifiées à juste titre comme Hindouistes « traditionalistes » d’une part et « globalistes » d’autre part, mettent en œuvre une rhétorique pour légitimer leurs différentes revendications qui passe par l’adoption ou le rejet du « colombo », un curry de viandes marinées dans cette sauce, comme repas rituel de la secte dont le discours vise à dicter le droit chemin de la communauté Hindouiste de l’île.“Colombo Cabri or Vegetarian Meal” argues that certain foods are used to configure two competing sectarian Hindu groups in Guadeloupe, French West Indies. These groups configure different identities to compete for the attention and claim effective power to control the future of Hinduism on the island. What are appropriately identified as “traditionalist” and “globalist” Hindus define a rhetoric for legitimating their different claims by appropriating or rejecting “colombo,” a curry of meats simmered in this sauce, as the ritual meal for the sect whose narrative rightly claims to define the correct path for the Hindu community on the island.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  18. RIA tests in CABRI with MOX fuel

    International Nuclear Information System (INIS)

    Schmitz, F.; Papin, J.; Gonnier, C.

    2000-01-01

    Three MOX-fuel tests have been successfully performed within the framework of the CABRI REP-Na test program. From the experimental findings which are presently available, no evidence for thermal effects resulting from the heterogeneous nature of the fuel can be given. There are very clear hints however that fission gas effects are enhanced with regard to the behaviour of UO 2 . The clad rupture observed in REP-Na 7 is of different nature than the failures observed in Cabri tests with UO 2 fuel. Failures of UO 2 fuel rods only occurred when the clad mechanical properties were severely affected by the presence of hydride blisters, while in REP-Na 7 a clear indication is made that the loading potential of the MOX fuel pellets was high enough to break a sound cladding. Concerning the transient fuel behaviour after reaching the critical heat-flux under reactor typical conditions (pressure, temperature and flow), no data base could be provided by the tests in the present sodium test loop (as for the UO 2 fuel behaviour). The IPSN project to implement into the Cabri reactor a pressurised water loop which will allow to simulate the complete RIA accident sequence under PWR reactor typical conditions, aims at providing this missing data base. (author)

  19. Startup measurements on the CABRI reactor

    International Nuclear Information System (INIS)

    Kussmaul, G.; Bensoussan, P.; Dadillon, J.; Golinelli, C.; Tonolli, J.

    1979-08-01

    The CABRI reactor will be used for the investigation of the behavior of fresh and irradiated fast reactor fuel pins under TOP conditions. A startup programme has been carried out to measure fundamental data determining steady state and transient behavior of the driver core as well as data ensuring safe operation of the reactor. Special emphasis was laid on quantities not well known from previous neutronics calculations, e.g. prompt-neutron generation time, Doppler feedback and time-dependent reactivity injection. Utilizing the data inferred from measurements in the dynamic code DULCINEE good agreement between calculated and observed transient behavior of the driver core has been found

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1953-12-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  7. Pin failure modeling of the A series CABRI tests

    International Nuclear Information System (INIS)

    Young, M.F.; Portugal, J.L.

    1978-01-01

    The EXPAND pin fialure model, a research tool designed to model pin failure under prompt burst conditions, has been used to predict failure conditions for several of the A series CABRI tests as part of the United States participation in the CABRI Joint Project. The Project is an international program involving France, Germany, England, Japan, and the United States and has the goal of obtaining experimental data relating to the safety of LMFBR's. The A series, designed to simulate high ramp rate TOP conditions, initially utilizes single, fresh UO 2 pins of the PHENIX type in a flowing sodium loop. The pins are preheated at constant power in the CABRI reactor to establish steady state conditions (480 w/cm at the axial peak) and then subjected to a power pulse of 14 ms to 24 ms duration

  8. Quantitative fuel motion determination with the CABRI fast neutron hodoscope

    International Nuclear Information System (INIS)

    Baumung, K.; Augier, G.

    1991-01-01

    The fast neutron hodoscope installed at the CABRI reactor in Cadarache, France, is employed to provide quantitative fuel motion data during experiments in which single liquid-metal fast breeder reactor test pins are subjected to simulated accident conditions. Instrument design and performance are reviewed, the methods for the quantitative evaluation are presented, and error sources are discussed. The most important findings are the axial expansion as a function of time, phenomena related to pin failure (such as time, location, pin failure mode, and fuel mass ejected after failure), and linear fuel mass distributions with a 2-cm axial resolution. In this paper the hodoscope results of the CABRI-1 program are summarized

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

  12. Neutron Tests at the Start-Up of EDF1; Les essais neutroniques au demarrage du reacteur EDF1; Nejtronnye izmereniya pri puske reaktora EDF1; Ensayos neutronicos efectuados durante la puesta en marcha del reactor EDF1

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Teste du Bailler, A. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France); Janin, R. [Electricite de France, Paris (France)

    1963-10-15

    A series of neutron measurements, for which the principal experimental methods perfected at the Marcoule reactors were used, was carried out at the start-up of EDF1. The measurements were designed mainly to determine the efficiency of the control rods at different depths of insertion. From them a rod-withdrawal configuration was derived which allowed full-power operation without infringing certain limitations on cladding and gas temperatures. At the same time flux measurements were made for different shim-rod positions and different absorber loadings in certain channels. These measurements based on preliminary two-dimensional calculations, were obtained by activation of point detectors,using the standard technique of air poisoning. At certain temperature plateaus (up to 140{sup o}C), measurements of temperature coefficients and control-rod efficiency were made. Spectrum index measurements were carried out at the same time by activation of appropriate detectors (U, Pu, Lu, Mn, In, Au). The oscillation technique was used to measure the efficiency of certain shim rods. Finally, fast-neutron measurements were made in connection with studies of shielding and graphite damage. (author) [French] Une serie de mesures neutroniques utilisant les principales methodes experimentales mises au point sur les reacteurs de Marcoule a ete effectuee au cours du demarrage d'EDF1. Les mesures portent essentiellement sur l 'efficacite des barres de controle a differents enfoncements. On en deduit une configuration de montee des barres permettant d'obtenir la pleine puissance en respectant certaines limitations sur les temperatures de gaines et de gaz. Parallelement des mesures de flux ont ete faites pour differentes positions des barres de compensation et pour divers chargements d'absorbants dans certains canaux, suivant des calculs previsionnels a deux dimensions. Ces mesures sont obtenues par activation de detecteurs ponctuels, au moyen de la technique classique par empoisonnement a l

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Yiftah, S [Israel Atomic Energy Commission (Israel)

    1962-03-15

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

  15. The CABRI fast neutron Hodoscope: Renovation, qualification program and first results following the experimental reactor restart

    Science.gov (United States)

    Chevalier, V.; Mirotta, S.; Guillot, J.; Biard, B.

    2018-01-01

    The CABRI experimental pulse reactor, located at the Cadarache nuclear research center, southern France, is devoted to the study of Reactivity Initiated Accidents (RIA). For the purpose of the CABRI International Program (CIP), managed and funded by IRSN, in the framework of an OECD/NEA agreement, a huge renovation of the facility has been conducted since 2003. The Cabri Water Loop was then installed to ensure prototypical Pressurized Water Reactor (PWR) conditions for testing irradiated fuel rods. The hodoscope installed in the CABRI reactor is a unique online fuel motion monitoring system, operated by IRSN and dedicated to the measurement of the fast neutrons emitted by the tested rod during the power pulse. It is one of the distinctive features of the CABRI reactor facility, which is operated by CEA. The system is able to determine the fuel motion, if any, with a time resolution of 1 ms and a spatial resolution of 3 mm. The hodoscope equipment has been upgraded as well during the CABRI facility renovation. This paper presents the main outcomes achieved with the hodoscope since October 2015, date of the first criticality of the CABRI reactor in its new Cabri Water Loop configuration. Results obtained during reactor commissioning phase functioning, either in steady-state mode (at low and high power, up to 23 MW) or in transient mode (start-up, possibly beyond 20 GW), are discussed.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Andreoni, Daniel

    1975-11-28

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

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

    CERN Multimedia

    2003-01-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1953-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  3. Overview on phenomena of mechanical energy release in the CABRI-experiments

    International Nuclear Information System (INIS)

    Wolff, J.

    1989-01-01

    Mechanical energy release phenomena observed in the CABRI-experiments are overviewed and discussed. Intensifying and mitigating effects are identified. They are caused by fission gases, inertia effects, pressure dissipation and fissile power

  4. Mechanical energy release in CABRI-2 experiments with Viggen-4 fuel pins

    International Nuclear Information System (INIS)

    Wolff, J.

    1993-07-01

    The results of mechanical energy release evaluations in CABRI-2 experiments with Viggen-4 fuel pins (12 atom % burnup) are described. In general the experience gained by the CABRI-1 experiments is confirmed. Those physical phenomena are enhanced which are influenced by the release of fission products. Especially the late blow-out of pressurized fission gases from the lower test pin plenum led to large flow variations. The corresponding mechanical power releases are low

  5. Results of CABRI start-up measurements with the Zircaloy loop

    International Nuclear Information System (INIS)

    Kussmaul, G.; Rongier, P.

    1983-02-01

    After the change of the test loop in the CABRI core a start-up programme has been performed to determine the gain of coupling and the He-3 pressure-dependent driver core energy release for transients from different initial power levels and modified injection rates. This report gives the results of thirty tests and the means to adjust the experimental conditions of future CABRI tests

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-06-15

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

  7. Cabri 3D - assisted collaborative learning to enhance junior high school students’ spatial ability

    Science.gov (United States)

    Muntazhimah; Miatun, A.

    2018-01-01

    The main purpose of this quasi-experimental study was to determine the enhancement of spatial ability of junior high school students who learned through Cabri-3D assisted collaborative learning. The methodology of this study was the nonequivalent group that was conducted to students of the eighth grade in a junior high school as a population. Samples consisted one class of the experimental group who studied with Cabri-3D assisted collaborative learning and one class as a control group who got regular learning activity. The instrument used in this study was a spatial ability test. Analyzing normalized gain of students’ spatial ability based on mathemathical prior knowledge (MPK) and its interactions was tested by two-way ANOVA at a significance level of 5% then continued with using Post Hoc Scheffe test. The research results showed that there was significant difference in enhancement of the spatial ability between students who learnt with Cabri 3D assisted collaborative learning and students who got regular learning, there was significant difference in enhancement of the spatial ability between students who learnt with cabri 3D assisted collaborative learning and students who got regular learning in terms of MPK and there is no significant interaction between learning (Cabri-3D assisted collaborative learning and regular learning) with students’ MPK (high, medium, and low) toward the enhancement of students’ spatial abilities. From the above findings, it can be seen that cabri-3D assisted collaborative learning could enhance spatial ability of junior high school students.

  8. The ISRN has stated on the CABRI reactor restarting

    International Nuclear Information System (INIS)

    2009-01-01

    This paper presents the different issues examined by the ISRN (the French Institute of Radioprotection and Nuclear Safety) for the restarting of the pool type research CABRI reactor which is briefly described in appendix. These issues are: the design, realisation and monitoring of the new pressurised water test loop, the reassessment of the protection system limiting the reactivity injection during tests, inspection of fuel pencil condition, reassessment of safety studies, inspection of the condition of existing equipment which are essential for safety, reassessment of the seismic risk and of the fire risk, reassessment of operation conditions (personal radioprotection, human and organisational factors). An appendix contains the report by the Permanent Group of Experts for Nuclear Reactors with its recommendations

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Girardin, G.

    2009-07-09

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

  11. Experiences of graduate students: Using Cabri as a visualization tool in math education

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Çiğdem Gül

    2014-12-01

    Full Text Available Through the use of graphic calculators and dynamic software running on computers and mobile devices, students can learn complex algebraic concepts. The purpose of this study is to investigate the experiences of graduate students using Cabri as a visualization tool in math education. The qualitative case study was used in this study. Five students from graduate students studying at the non-thesis math program of a university located in the Blacksea region were the participant of the study. As a dynamic learning tool, Cabri provided participants an environment where participants visually discovered the geometry. It was concluded that dynamic learning tools like Cabri has a huge potential for teaching visually the challenging concepts that students struggle to image. Further research should investigate the potential plans for integrating the use of dynamic learning software into the math curriculum

  12. Cabri - water loop a new IPSN-OECD international research program

    International Nuclear Information System (INIS)

    Anon.

    2001-01-01

    In 1993, the Institut de Protection et de Surete Nucleaire (IPSN, the French Nuclear Safety and Radiation Protection Institute) working with EDF (electric utilities) and backed by the NRC (Nuclear Regulatory Commission, USA) launched a research program, dubbed Cabri REP Na addressing uranium oxide-based fuels and MOX fuels. So far twelve tests have been conducted including eight on UO 2 fuel and four on MOX fuel. More testing is now required to determine fuel performance at higher specific burn-up levels in typical PWR (Pressurized Water Reactor) conditions, the purpose being to determine the acceptance criteria for tomorrow's fuels. IPSN has defined a new research program for the Cabri reactor. The OECD's Nuclear Energy Agency is quarterbacking the international program called 'Cabri-Water Loop'. (authors)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  15. Sodium purification in Rapsodie; La purification du sodium a Rapsodie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

    essentiel de rentabilite du reacteur. Il s'avere que le choix de la methode a utiliser et a mettre au point est delicat; le memoire en donne les elements essentiels. Ce choix etant fait, apres mise au point en laboratoire, deux nouveaux problemes se posent: - la transposition dans le domaine industriel; - la necessite de tenir compte de la qualite permise, a un instant determine, par les procedes de fabrication, en relation avec les normes de reception definies de maniere plus ou moins arbitraire. Ceci se traduit en fait par la necessite d'une etude statistique sur des lots de tubes de diverses provenances, et leur classement par rapport a des seuils plus ou moins severes. On verra que le nombre de tubes a controler est tres superieur a celui prevu initialement. Cela conduit a l'etude d'une machine de controle automatique, capable de satisfaire a la fois les exigences de cadence et celles propres au type de controle choisi: ces dernieres sont generalement d'ordre mecanique et necessitent une construction particulierement soignee. L'ensemble de ces considerations a conduit a concevoir une machine dont la cadence peut des maintenant couvrir sans difficulte les besoins d'une chaihe de fabrication d'elements combustibles. Les possibilites de cette machine sont etroitement liees aux caracteristiques du materiel de controle choisi, en particulier aux performances de l'electronique des appareils de controle par ultrasons et a celles des traducteurs utilises. Il resulte d'ailleurs de cette etude que le materiel standard ne repond que tres imparfaitement au probleme et que l'on doit envisager des maintenant un appareillage particulier pour ce type de controle. (author) [Spanish] Las mayores exigencias a que se someten los reactores obligan a utilizar materiales elaborados y controlados con sumo cuidado. Un aspecto de tal control se refiere a la calidad de las vainas empleadas, cuyas propiedades mecanicas ejercen una influencia decisiva sobre la rentabilidad del reactor. La eleccion

  17. The behaviour of irradiated fuel under RIA transients: Interpretation of the CABRI experiments

    International Nuclear Information System (INIS)

    Papin, J.; Rigat, H.; Breton, J.P.; Schmitz, F.

    1996-01-01

    Paper presents the results of investigation of highly irradiated PWR fuel behaviour under fast power transients conducted in a sodium loop of CABRI reactor, as well as the results on development and validation of computer code SCANAIR. (author). 8 refs, 9 figs, 2 tabs

  18. Qualification and characterization of electronics of the fast neutron Hodoscope detectors using neutrons from CABRI core

    Science.gov (United States)

    Mirotta, S.; Guillot, J.; Chevalier, V.; Biard, B.

    2018-01-01

    The study of Reactivity Initiated Accidents (RIA) is important to determine up to which limits nuclear fuels can withstand such accidents without clad failure. The CABRI International Program (CIP), conducted by IRSN under an OECD/NEA agreement, has been launched to perform representative RIA Integral Effect Tests (IET) on real irradiated fuel rods in prototypical Pressurized Water Reactors (PWR) conditions. For this purpose, the CABRI experimental pulse reactor, operated by CEA in Cadarache, France, has been strongly renovated, and equipped with a pressurized water loop. The behavior of the test rod, located in that loop in the center of the driver core, is followed in real time during the power transients thanks to the hodoscope, a unique online fuel motion monitoring system, and one of the major distinctive features of CABRI. The hodoscope measures the fast neutrons emitted by the tested rod during the power pulse with a complete set of 153 Fission Chambers and 153 Proton Recoil Counters. During the CABRI facility renovation, the electronic chain of these detectors has been upgraded. In this paper, the performance of the new system is presented describing gain calibration methodology in order to get maximal Signal/Noise ratio for amplification modules, threshold tuning methodology for the discrimination modules (old and new ones), and linear detectors response limit versus different reactor powers for the whole electronic chain.

  19. Keefektifan Pembelajaran Model Quantum Teaching Berbantuan Cabri 3D Terhadap Kemampuan Pemecahan Masalah

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    E. Widiyaningsih

    2013-06-01

    Full Text Available Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui keefektifan pembelajaran model Quantum Teaching berbantuan Cabri 3D terhadap kemampuan pemecahan masalah peserta didik. Populasi dalam penelitian ini adalah peserta didik kelas X SMA Negeri 11 Semarang tahun pelajaran 2012/ 2013. Ada dua kelas sampel yaitu kelas eksperimen yang diterapkan pem-belajaran matematika menggunakan model pembelajaran Quantum Teaching berbantuan Cabri 3D dan kelas kontrol yang diterapkan pembelajaran Direct Interaction(DI. Hasil menunjukkan bahwa hasil belajar peserta didik pada aspek kemampuan pemecahan masalah menggunakan model pembelajaran Quantum Teaching mencapai KKM individu dan klasikal, rata-rata hasil belajar peserta didik pada aspek kemampuan pemecahan masalah pada kelas eksperimen lebih baik dari kelas kontrol. Berdasarkan pembahasan di atas dapat disimpulkan bahwa pembelajaran menggunakan model Quantum Teaching berbantuan Cabri 3D efektif terhadap kemampuan pemecahan masalah peserta didik.   This paper purpose of this study was to determine learning using the Quantum Teaching model exploration with Cabri 3D is effective to student’s problem solving ability. The population in this study was students of grade X Eleven Senior High School of Semarang academic year 2012/2013. There were two sample classes; those were an experimental class that applied mathematics learning using the Quantum Teaching model exploration with Cabri 3D and control class that applied Direct Instruction (DI learning. The results showed that the learning outcomes of students in problem solving ability aspects using the Quantum Teaching model exploration with Cabri 3D  can achieve individual and classical mastery learning, the percentage of learning outcomes of student’s problem solving ability in experiment class  better than  learning outcomes of student’s problem solving ability in control class, the average of learning outcomes of student’s problem solving ability in experiment

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jacquet, P.

    2011-05-23

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-06-01

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

  6. Programme of CABRI start-up measurements with the Zircaloy loop

    International Nuclear Information System (INIS)

    Kussmaul, G.; Rongier, P.

    1981-06-01

    After installation and operational tests of the CABRI Zircaloy loop, a start-up test programme will be carried out to determine the new coupling value between the driver core and the test pin and the reactivity dependent driver core energy release for transients from different power levels and modified injection rates. The purpose of the tests and the test programme itself are described in the report

  7. Analysis of ASTEC-Na capabilities for simulating a loss of flow CABRI experiment

    International Nuclear Information System (INIS)

    Flores y Flores, A.; Matuzas, V.; Perez-Martin, S.; Bandini, G.; Ederli, S.; Ammirabile, L.; Pfrang, W.

    2016-01-01

    Highlights: • ASTEC-Na results for CABRI BI1 test have been compared with experimental data. • The ASTEC-Na calculations reached the boiling onset within the error bar of the test. • The coolant axial profile in ASTEC-Na fit almost perfectly with the experimental data. • All the calculations have a good agreement with the two-phase front downwards. • All the calculations have a worse agreement with the two-phase front upwards. - Abstract: This paper presents simulation results of the CABRI BI1 test using the code ASTEC-Na, currently under development, as well as a comparison of the results with available experimental data. The EU-JASMIN project (7th FP of EURATOM) centres on the development and validation of the new severe accident analysis code ASTEC-Na (Accident Source Term Evaluation Code) for sodium-cooled fast reactors whose owner and developer is IRSN. A series of experiments performed in the past (CABRI/SCARABEE experiments) and new experiments to be conducted in the new experimental sodium facility KASOLA have been chosen to validate the developed ASTEC-Na code. One of the in-pile experiments considered for the validation of ASTEC-Na thermal–hydraulic models is the CABRI BI1 test, a pure loss-of-flow transient using a low burnup MOX fuel pin. The experiment resulted in a channel voiding as a result of the flow coast-down leading to clad melting. Only some fuel melting took place. Results from the analysis of this test using SIMMER and SAS-SFR codes are also presented in this work to check their suitability for further code benchmarking purposes.

  8. The CABRI facility: Implementation of a pressurized water loop and related safety review

    International Nuclear Information System (INIS)

    Cabrillat, J.C.; Maegey, M.; Bourguignon, D.; Miachon, G.; Forestier, F.; Coulon, J.P.; Faury, M.

    2003-01-01

    The CABRI reactor operated by CEA at the CADARACHE Nuclear Center in France provided the condition for safety studies on nuclear fuel. Initially designed to support investigations on Fast Reactor fuel, large modifications are underway to provide representative conditions for studies on Light Water Fuel types. A general overview of these modifications, the related safety review and supporting studies are described in the paper. (author)

  9. Students’ Spatial Ability through Open-Ended Approach Aided by Cabri 3D

    Science.gov (United States)

    Priatna, N.

    2017-09-01

    The use of computer software such as Cabri 3D for learning activities is very unlimited. Students can adjust their learning speed according to their level of ability. Open-ended approach strongly supports the use of computer software in learning, because the goal of open-ended learning is to help developing creative activities and mathematical mindset of students through problem solving simultaneously. In other words, creative activities and mathematical mindset of students should be developed as much as possible in accordance with the ability of spatial ability of each student. Spatial ability is the ability of students in constructing and representing geometry models. This study aims to determine the improvement of spatial ability of junior high school students who obtained learning with open-ended approach aided by Cabri 3D. It adopted a quasi-experimental method with the non-randomized control group pretest-posttest design and the 2×3 factorial model. The instrument of the study is spatial ability test. Based on analysis of the data, it is found that the improvement of spatial ability of students who received open-ended learning aided by Cabri 3D was greater than students who received expository learning, both as a whole and based on the categories of students’ initial mathematical ability.

  10. Study of the linearity of CABRI experimental ionization chambers during RIA transients

    Science.gov (United States)

    Lecerf, J.; Garnier, Y.; Hudelot, JP.; Duc, B.; Pantera, L.

    2018-01-01

    CABRI is an experimental pulse reactor operated by CEA at the Cadarache research center and funded by the French Nuclear Safety and Radioprotection Institute (IRSN). For the purpose of the CABRI International Program (CIP), operated and managed by IRSN under an OECD/NEA framework it has been refurbished since 2003 to be able to provide experiments in prototypical PWR conditions (155 bar, 300 °C) in order to study the fuel behavior under Reactivity Initiated Accident (RIA) conditions. This paper first reminds the objectives of the power commissioning tests performed on the CABRI facility. The design and location of the neutron detectors monitoring the core power are also presented. Then it focuses on the different methodologies used to calibrate the detectors and check the consistency and co-linearity of the measurements. Finally, it presents the methods used to check the linearity of the neutron detectors up to the high power levels ( 20 GW) reached during power transients. Some results obtained during the power tests campaign are also presented.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

  18. El uso del Cabri en la demostracion de teoremas de la geometria euclidiana

    OpenAIRE

    Fuentes, Fabio; Castañez, Orlando; Gordillo, Luís; Mestre, Gelis

    2009-01-01

    Con el presente taller se propone utilizar el CABRI PLUS II para abordar las demostraciones de algunos teoremas de la geometría euclidiana, asociados con ángulos, triángulos y cuadriláteros, temática que es abordada en la básica primaria y secundaria, al igual que en la geometría euclidiana de la licenciatura de matemáticas de las Universidades de Colombia. La utilización de las demostraciones de teoremas es considerada una potente herramienta que ayuda a mejorar los procesos de enseñanza y d...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

  3. Fuel pin behavior under slow ramp-type transient-overpower conditions in the CABRI-FAST experiments

    International Nuclear Information System (INIS)

    Fukano, Yoshitaka; Onoda, Yuichi; Sato, Ikken; Charpenel, Jean

    2009-01-01

    In the CABRI-FAST experimental program, four in-pile tests were performed with slow power-ramp-type transient-overpower conditions (called hereafter as 'slow TOP') to study transient fuel pin behavior under inadvertent control rod withdrawal events in liquid metal cooled fast breeder reactors. Annular-pellet fuel pins were used in three tests, while a solid-pellet fuel pin was used in the other test. All of these pins were pre-irradiated in Phenix. The slow TOP test with a solid-pellet fuel pin was realized as a comparatory test against an existing test (E12) in the CABRI-2 program. In the CABRI-FAST test (BCF1), a power ramp rate of 3% Po/s was applied, while in the CABRI-2 test, 1% Po/s was adopted. Moreover, overpower condition was maintained for a few seconds beyond the observed pin failure in the BCF1 test. In spite of the different power ramp rates, evaluated fuel thermal conditions at the observed failure time are quite similar. The continued overpower condition in the BCF1 test resulted in gradual degradation of the pin structure providing information effective for evaluation of various accident scenarios. Three slow TOP tests with the annular fuel in the CABRI-FAST program resulted in no pin failure showing high failure threshold. Based on post-test examination data and a theoretical evaluation, it was concluded that intra-pin free spaces, such as central hole, macroscopic cracks and fuel-cladding gap effectively mitigated fuel cladding mechanical interaction. It was also clarified that cavity pressurization became effective only in case of very large amount of fuel melting. Furthermore, such cavity pressurization was effectively mitigated by a molten-fuel squirting into the upper blanket region pushing the blanket pellets upward. These CABRI FAST slow TOP tests, in combination with the existing CABRI and TREAT tests, provided an extended slow TOP test database with various fuel and transient conditions. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-07-01

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

  5. Methods used and kind of results obtained in SCARABEE facility about fuel and clad motion diagnostics. Previsional development for SCARABEE N and CABRI facilities

    International Nuclear Information System (INIS)

    Bardy, J.; Manent, G.; Roche, L.; Tattegrain, A.

    1975-01-01

    Techniques are described for planned LMFBR loss of flow simulation studies using irradiated fuel (SCARABEE N program) and for LMFBR transient overpower studies using both fresh and irradiated fuel (CABRI program)

  6. Transient Fuel Behavior and Failure Condition in the CABRI-2 Experiments

    International Nuclear Information System (INIS)

    Sato, Ikken; Lemoine, Francette; Struwe, Dankward

    2004-01-01

    In the CABRI-2 program, 12 tests were performed under various transient conditions covering a wide range of accident scenarios using two types of preirradiated fast breeder reactor (FBR) fuel pins with different smear densities and burnups. For each fuel, a nonfailure-transient test was performed, and it provided basic information such as fuel thermal condition, fuel swelling, and gas release. From the failure tests, information on failure mode, failure time, and axial location was obtained. Based on this information, failure conditions such as fuel enthalpy and cladding temperature were evaluated. These failure conditions were compared with the CABRI-1 tests in which different fuels as well as different transient conditions were used. This comparison, together with supporting information available from existing in-pile and out-of-pile experiments, allowed an effective understanding on failure mechanisms depending on fuel and transient conditions. It is concluded that pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) due to fuel thermal expansion and fission-gas-induced swelling is playing an important role on mechanical clad loading especially with high smear density and low fuel-heating-rate conditions. At very high heating-rate conditions, there is no sufficient time to allow significant fuel swelling, so that cavity pressurization with fuel melting becomes the likely failure mechanism. Fuel smear density and fission-gas retention have a strong impact both on PCMI and cavity pressurization. Furthermore, pin failure is strongly dependent on cladding temperature, which plays an important role in the axial failure location. With the low smear-density fuel, considerable PCMI mitigation is possible leading to a high failure threshold as well as in-pin molten-fuel relocation along the central hole. However, even with the low smear density fuel, PCMI failure could take place with an elevated cladding-temperature condition. On the other hand, in case of a sufficiently long

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  8. Fuel pin behaviour under conditions of control rod withdrawal accident in CABRI-2 experiments

    International Nuclear Information System (INIS)

    Papin, Joelle; Lemoine, Francette; Sato, Ikken; Struwe, Dankward; Pfrang, Werner

    1994-01-01

    Simulation of the control rod withdrawal accident has been performed in the international CABRI-2 experimental programme. The tests realized with industrial pins led to clarification of the influence of the pellet design and have shown the important role of fission products on the solid fuel swelling which promotes early pin failure with solid fuel pellet. With annular pellet design, large fuel swelling combined to low smear density leads to degradation of fuel thermal conductivity and thus reduces power to melt. However, the high margin to deterministic failure is confirmed with hollow pellets. Improvements of the modelling were necessary to describe such behaviours in computer codes as SAS-4A, PAPAS-2S and PHYSURAC. (author)

  9. Reproducible Data Processing Research for the CABRI R.I.A. experiments Acoustic Emission signal analysis

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pantera, Laurent [CEA, DEN, CAD/DER/SRES/LPRE, Cadarache, F-13108 Saint-Paul-lez-Durance (France); Issiaka Traore, Oumar [Laboratory of Machanics and Acoustics (LMA) CNRS, 13402 Marseille (France)

    2015-07-01

    The CABRI facility is an experimental nuclear reactor of the French Atomic Energy Commission (CEA) designed to study the behaviour of fuel rods at high burnup under Reactivity Initiated Accident (R.I.A.) conditions such as the scenario of a control rod ejection. During the experimental phase, the behaviour of the fuel element generates acoustic waves which can be detected by two microphones placed upstream and downstream from the test device. Studies carried out on the last fourteen tests showed the interest in carrying out temporal and spectral analyses on these signals by showing the existence of signatures which can be correlated with physical phenomena. We want presently to return to this rich data in order to have a new point of view by applying modern signal processing methods. Such an antecedent works resumption leads to some difficulties. Although all the raw data are accessible in the form of text files, analyses and graphics representations were not clear in reproducing from the former studies since the people who were in charge of the original work have left the laboratory and it is not easy when time passes, even with our own work, to be able to remember the steps of data manipulations and the exact setup. Thus we decided to consolidate the availability of the data and its manipulation in order to provide a robust data processing workflow to the experimentalists before doing any further investigations. To tackle this issue of strong links between data, treatments and the generation of documents, we adopted a Reproducible Research paradigm. We shall first present the tools chosen in our laboratory to implement this workflow and, then we shall describe the global perception carried out to continue the study of the Acoustic Emission signals recorded by the two microphones during the last fourteen CABRI R.I.A. tests. (authors)

  10. Report of blind start-up experiments carried out on the reactor Cabri between 4. and 8. July 1966

    International Nuclear Information System (INIS)

    Filipczak, N.; Filipczak, W.; Furet, J.; Kaiser, J.

    1967-01-01

    The blind start-up of a reactor without any neutronic data concerning a relatively wide range of power dynamics can be necessary when difficulties arise in the positioning of the detector or in neutron-gamma discrimination near the multiplying medium. The object of the experiments carried out on the reactor Cabri was to check the very complete analysis of the start-up accident which was studied on an analogue computer. The number of experiments carried out (12) is not sufficient to allow a definite conclusion. Nevertheless the blind start-up method advocated by N. FILIPCZAK and W. FILIPCZAK does not appear to be incompatible with the security during the operational phase (on condition that its dynamic characteristics are close to that of the reactor Cabri). (authors) [fr

  11. How to teach geocomplexity at two opposite levels? The 'Klippen of Cabrières' case study (Hérault, France).

    Science.gov (United States)

    Giusti, Christian

    2014-05-01

    The starting point of this essay is a question from a school teacher who came in contact with me via my photo gallery online. His question, "What is the origin of the Roc de Murviel?" actually covers three or four separate problems, and requires to devise simple and specific comparisons in order to help children of 8 years old to understand a bunch of difficult and abstract concepts. But, in contrast, Carboniferous marine sedimentary deposits of the so-called unit "Klippen of Cabrières" are known of geologists worldwide, due to the presence of a Global boundary Stratotype Section and Point (GSSP) located not far from the "Roc de Murviel", the "La Serre" section, where is defined the base of the Carboniferous System, Mississippian Sub-System and Tournaisien Stage. In this case, to remind how the conceptions about the formation of the "Klippen of Cabrières" evolved may serve as an introduction to the explanation of syntectonic sedimentation and to the history of the concept of thrust nappe for the well-trained public as well as academics or engineers not experts in the specificities of regional geology. Difficulty (at least in France) will come from the scarcity of naturalists, a species in danger of extinction, and from the small number of historians concerned by the natural sciences. At the public school, the first method is to decompose the problem into independent issues (Cartesian reductionism) such as: nature and age of the rock? mode of sedimentation? part of an ancient mountain chain? existence as a landform in the current landscape? Concerning the specific question of geological time, because most children of this age do not yet know how to read the time, a second method is to replace the model of the clock (the entire history of the planet Earth reduced to one year) by the metaphor of either the staircase or the ladder, both adapted from the international stratigraphic scale. A third method is to use the concept of "toolbox" for each sub-disciplines or

  12. Reactivity feedback evaluation of material relocations in the CABRI-1 experiments with fuel worth distributions from SNR-300

    International Nuclear Information System (INIS)

    Royl, P.; Pfrang, W.; Struwe, D.

    1991-01-01

    The fuel relocations from the CABRI-1 experiments with irradiated fuel that had been evaluated from the hodoscope measurements were used together with fuel reactivity worth distributions from the SNR-300 to estimate the reactivity effect which these motions would have if they occurred in SNR-300 at the same relative distance to the peak power as in CABRI. The procedure for the reactivity evaluation is outlined including the assumptions made for fuel mass conservation. The results show that the initial fuel motion yields always negative reactivities. They also document the mechanism for a temporary reactivity increase by in-pin fuel flow in some transient overpower tests. This mechanism, however, never dominates, because material accumulates always sufficiently above the peak power point. Thus, the late autocatalytic amplifications of voiding induced power excursions by compactive in-pin fuel flow, that had been simulated in bounding loss of flow analyses for SNR-300, have no basis at all when considering the results from the CABRI-1 experiments

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  14. Investigations of the chemical states of carrier-free phosphorus-32 as extracted into water from pile-irradiated sulphur; Recherches sur les etats chimiques du phosphore-32 sans entraineur obtenu par extraction aqueuse a partir de soufre irradie dans un reacteur; Issledovanie khimicheskogo sostoyaniya svobodnogo ot nositelya fosfora-32 pri izvlechenii ego v vodu iz obluchennoj v yadernom reaktore sery; Estudio de los estados quimicos del fosforo-32 libre de portador que se obtiene por extraccion acuosa del azufre irradiado en un reactor

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dahl, J B; Birkelund, O R [Institutt for Atomenergi, Kjeller, Lillestrom (Norway)

    1962-01-15

    One of the methods of producing carrier free phosphorus-32 today is by extraction into water from pile-irradiated sulphur. The present work gives information concerning the chemical states of P{sup 32} in aqueous solutions at different steps of the routine production-process. The variation in the chemical state of P{sup 32} compounds in the final product has also been examined as a function of storage time. P{sup 32} bound as orthophosphate was found to be the main component. During the chemical processing, the amount of orthophosphate increased from about 70% at the beginning of the extraction to about 98 % in the final carrier-free P{sup 32} product. The residual amount consisted of a mixture of pyro-, tri-, tetra-, and other long-chain polyphosphates (number of P {>=} 5). No metaphosphates (ring-formed) were found in the solutions during production and storage. The results indicate that the polyphosphorus compounds were formed in the target material during irradiation. Special attention was paid to the adsorption of carrier-free P{sup 32} compounds to glassware under the existing experimental conditions. (author) [French] L'une des methodes employee a l'heure actuelle pour obtenir du phosphore-32 sans entraineur consiste a l'extraire dans l'eau a partir de soufre irradie dans un reacteur. Les auteurs donnent des indications sur l'etat chimique du phosphore-32 dans des solutions aqueuses, a differentes etapes du processus de preparation courant. Us examinent aussi les changements de l'etat chimique des composes du phosphore-32 dans le produit final en fonction de la duree de stockage. On a constate que le {sup 32}P combine sous forme d'orthophosphate etait le principal composant. Au cours du traitement chimique, la teneur en orthophosphate est passee d'environ 70% au debut de l'extraction a environ 98% lors de l'obtention du produit final sans entraineur. Le reste etait constitue d'un melange de pyro-, tri-, tetra- et autres polyphosphates a chaine longue (P

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  16. Interpretation of the CABRI LT1 test with SAS4A-code analysis

    International Nuclear Information System (INIS)

    Sato, Ikken; Onoda, Yu-uichi

    2001-03-01

    In the CABRI-FAST LT1 test, simulating a ULOF (Unprotected Loss of Flow) accident of LMFBR, pin failure took place rather early during the transient. No fuel melting is expected at this failure because the energy injection was too low and a rapid gas-release-like response leading to coolant-channel voiding was observed. This channel voiding was followed by a gradual fuel breakup and axial relocation. With an aid of SAS4A analysis, interpretation of this test was performed. Although the original SAS4A model was not well fitted to this type of early pin failure, the global behavior after the pin failure was reasonably simulated with temporary modifications. Through this study, gas release behavior from the failed fuel pin and its effect on further transient were well understood. It was also demonstrated that the SAS4A code has a potential to simulate the post-failure behavior initiated by a very early pin failure provided that necessary model modification is given. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  2. Situaciones a-didácticas para la enseñanza de la homotecia utilizando CabriLM como medio

    OpenAIRE

    Pérez, Luis

    2013-01-01

    Se presenta una serie de situaciones a-didácticas, en las que los alumnos interactúan con el software CabriLM como medio, y gracias a dichas interacciones construyen conocimientos relacionados con el concepto de homotecia. El funcionamiento geométrico de los objetos de CabriLM garantiza que los fenómenos visuales corresponden a propiedades teóricas, y las posibilidades que ofrece para controlar las interacciones permiten introducir restricciones para bloquear estrategias no matemáticas para r...

  3. Safety actuator of the Cabri reactor as a function of its power and cooling fluid flow rate

    International Nuclear Information System (INIS)

    Bertrand, Jean; Da Costa Vieira, David; Tattegrain, Alain

    1969-04-01

    This report present a device which is to provide a stop command to the Cabri reactor when the rate of its power to the cooling fluid rate reaches a value determined with respect to water temperature in the circuit. The stop command is delivered by an actuator which opens a relay contact when the power reaches a specific value. The authors present the device, its characteristics, and principle. They also present the different amplifier circuits, the input and output circuits (flow rate input, temperature input, and output circuit), the energy supply, and the various adjustments

  4. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  5. A complete dosimetry experimental program in support to the core characterization and to the power calibration of the CABRI reactor. A complete dosimetry experimental program in support of the core characterization and of the power calibration of the CABRI reactor

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rodiac, F.; Hudelot, JP.; Lecerf, J.; Garnier, Y.; Ritter, G. [CEA, DEN, CAD/DER/SRES/LPRE, Cadarache, F-13108 Saint-Paul-lez-Durance, (France); Gueton, O.; Colombier, AC. [CEA, DEN, CAD/DER/SPRC/LPN, Cadarache, F-13108 Saint-Paul-lez-Durance, (France); Domergue, C. [CEA, DEN, CAD/DER/SPEx/LDCI, Cadarache, F-13108 Saint-Paul-lez-Durance, (France)

    2015-07-01

    CABRI is an experimental pulse reactor operated by CEA at the Cadarache research center. Since 1978 the experimental programs have aimed at studying the fuel behavior under Reactivity Initiated Accident (RIA) conditions. Since 2003, it has been refurbished in order to be able to provide RIA and LOCA (Loss Of Coolant Accident) experiments in prototypical PWR conditions (155 bar, 300 deg. C). This project is part of a broader scope including an overall facility refurbishment and a safety review. The global modification is conducted by the CEA project team. It is funded by IRSN, which is conducting the CIP experimental program, in the framework of the OECD/NEA project CIP. It is financed in the framework of an international collaboration. During the reactor restart, commissioning tests are realized for all equipment, systems and circuits of the reactor. In particular neutronics and power commissioning tests will be performed respectively in 2015 and 2016. This paper focuses on the design of a complete and original dosimetry program that was built in support to the CABRI core characterization and to the power calibration. Each one of the above experimental goals will be fully described, as well as the target uncertainties and the forecasted experimental techniques and data treatment. (authors)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    This apparatus is designed to measure instantaneously the positive or negative reactivity of a uranium reactor moderated by light water, on condition that the point of departure is the critical state of the reactor, or an already known sub-critical state. Slight modifications only are required to adapt it to another type of reactor. It is an analogue computer which simply inverses the transfer function of the reactor; it is not therefore a model reactor of which the output voltage is connected by a servo-mechanism to the power of the reactor to give the reactivity; the principle of the calculation of the reactivity does not depend on a servomechanism. One of its disadvantages is that it cannot operate outside a power variation range of 2.5 decades. However the measurement of a negative reactivity value between 0 and 3000 pcm is immediate. It measures the reactivity without deducting it from the period; it therefore gives the reactivity very precisely both for divergence and convergence even through in this latter case the period does not in fact exist. The equipment makes it possible to calibrate very rapidly the control rods of a reactor (the rod-drop method), to measure the reactivity of an experiment in the core, and to measure certain temperature effects. It is also possible by introducing a control into the core at a measured rate, to deduce directly its efficiency curve. (author) [French] Cet appareil est destine a mesurer instantanement la reactivite positive ou negative d'un reacteur a uranium modere a l'eau legere, a condition de partir de l'etat critique du reacteur, ou eventuellement d'un etat sous-critique deja connu. De legeres modifications permettent de l'adapter a un autre type de moderateur. C'est un calculateur analogique, qui inverse purement et simplement la fonction de transfert du reacteur; ce n'est donc pas un simulateur de pile dont la tension de sortie est asservie a la puissance du reacteur pour elaborer la reactivite; le principe du

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

    par gaz sont passes en revue dans le but d'etablir les specifications des enceintes de confinement en fonction des conditions des sites disponibles en Suisse pour la construction de centrales nucleaires. Ces specifications sont etablies d'apres les taux de dose consideres comme admissibles pour les populations vivant aux environs de la centrale en cas d 'accident grave du reacteur, en se basant sur des conditions meteorologiques et demographiques representatives de la plupart des sites du pays. Differents modes de construction de l ' enceinte de confinement, prenant en consideration les conditions qui s'etablissent dans l'enceinte a la suite de l'accident maximal concevable du reacteur, sont consideres. Les enceintes etudiees sont les suivantes: beton precontraint; beton precontraint avec coupole d'acier; beton precontraint avec peau d' etancheite interieure en acier; acier avec ecran lateral en beton pour la protection contre les radiations; et double confinement. Le degre d'etancheite des enceintes etudiees a ete considere comme une caracteristique lie e au mode de construction particulier et non comme une valeur prescrite en vue de laquelle la construction devait etre adaptee. Les caracteristiques d'etancheite de chaque enceinte sont estimees et les prix de chaque construction ont ete determines sur la base de plans precis avec le concours de diverses entrepises specialisees. L'estimation de l'efficacite des differentes enceintes, sous l'an gle de la securite, a ete faite en prenant en consideration differentes procedures en cas d' accident parmi lesquelles on citera principalement le rejet atmospherique, au travers de filtres adequats, et la decontamination de l 'atmosphere de l 'enceinte par recyclage dans des batteries de filtres. Une dizaine de cas, correspondant a differentes combinaisons de modes de construction et procedures en cas d'accident, font l 'objet d'une comparaison tres detaillee qui a ete realisee grace a un programme pour ordinateur electronique

  13. Liquid distribution in trickle-bed reactor; Distribution du liquide en reacteur a lit ruisselant

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Marcandelli, C.; Wild, G. [Centre National de la Recherche Scientifique (CNRS-ENSIC), Lab. des Sciences du Genie Chimique, 54 - Nancy (France); Lamine, A.S. [CNRS-Universite de Paris-Nord, Lab. d' Ingenierie des Materiaux et des Hautes Pressions, 93 - Villetaneuse (France); Bernard, J.R. [Elf Antar France, Centre de Recherche Elf de Solaize, 69 - Solaize (France)

    2000-07-01

    The aim of this study is to develop techniques to qualify the efficiency of liquid distribution in trickle-bed reactors, using cold mockups. The experimental setup consists mainly in a 0.3-m-ID packed-bed column with three different plates used to vary the quality of inlet liquid distribution. Liquid distribution has been qualified using several techniques: global pressure drop measurements, global RTD (Residence-Time Distribution) of the liquid, local heat transfer probes, capacitance tomography, collector at the bottom of the reactor with nine equal zones. The bed pressure drop and the overall external liquid saturation decrease when the maldistribution increases; quantitative information is however difficult to obtain this way. Global RTD of the liquid allows quantifying of the average liquid distribution in the bed. The local thermal sensors give an indication of local liquid velocity and indicate possible local maldistribution of the liquid (scale mm) even when global distribution is good. Concerning the results obtained with the collector, a maldistribution index is defined ranging from 0 (ideal distribution) to 1 (worst possible distribution), and the influence of the different operating parameters (gas and liquid velocities, particle shape) is discussed. (authors)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  19. Investigation of the Development of 7th Grade Students’ Skills to Define, Construct and Classify Polygons with Cabri Geometry

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Ahmet Yanık

    2013-03-01

    Full Text Available The aim of the study is to investigate the development of 7th Grade students’ skills to define, construct and classify polygons in geometry course with Cabri Geometry II Plus software geometry, an example of dynamic geometry software. The study used qualitative and quantitative research methods in accordance with the research objectives and focus, so it was designed as a mixed method research. The participants of the study were 21 7th Grade students, 11 girls and 10 boys, who were attending a secondary school in Eskişehir city center during 2012-2013 school year. As a source of qualitative data, four students in this class were selected for the interview. The data were collected with “Polygon Identification and Classification Scale”, one group pre-test and post-test in order to determine the level of development and significance level of the gender variable, and Cabri Geometry worksheets developed by the researchers. The quantitative data were analyzed with SPSS Statistics 20. Also, t-test and Wilcoxon test were used in data analysis. The data obtained from the interviews were analyzed through descriptive analysis. The qualitative data showed that the mean of correct answers given by the students to the questions in the Polygon Identification and Classification Scale was higher in the post-test than the pre-test. The ttest results for the pre-test and post-test mean scores and the results of the paired samples test showed a significant difference in favor of the post-test. There was no significant difference based on the gender variable. On the other hand, the data obtained from the interviews were coded under five different themes. The activities about the concept of formation showed that incorrect formations caused incorrect generalizations about the shapes. The study found that, as a result of the teaching practice in the study, hierarchical relations among polygons were expressed correctly. Finally, after the practice, the

  20. Analysis of ULOF accident in Monju reflecting the knowledge from CABRI in-pile experiments and others

    International Nuclear Information System (INIS)

    Sato, Ikken; Tobita, Yoshiharu; Suzuki, Tohru; Kawada, Ken-ichi; Fukano, Yoshitaka; Fujita, Satoshi; Kamiyama, Kenji; Ishikawa, Makoto; Nonaka, Nobuyuki; Usami, Shin

    2007-05-01

    In the safety evaluation in the original licensing procedure of the prototype FBR Monju, mechanical energy release during an unprotected loss-of-flow (ULOF) event, one of technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated and shown that the radiological consequence is suitably limited. Since the sodium leakage accident in the secondary heat-transport system, the Monju plant has been kept under the stand-by condition for more than ten years and the composition of fuel in the current reactor core has changed due to decay of a plutonium isotope into americium. This change in fuel composition affects the neutronic characteristics of the core, requiring assessment of its effect on safety. In this study, event sequences of ULOF were analyzed to assess the effect of the change in neutronic characteristics on the mechanical energy release during ULOF. A significant advance has been made in the safety analysis codes reflecting the knowledge obtained through extensive safety research programs in the last decades, notably the CABRI in-pile experiments. The present results with the advanced analysis codes showed that the mechanical energy release in the current Monju core with the changed neutronic characteristics would not exceed the value evaluated formerly. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-04-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  4. Sobre el estudio de la función cuadrática y su relación con el área de algunas figuras y su visualización usando Cabri II Plus

    OpenAIRE

    Vera Barrios, Dídimo

    2013-01-01

    Propuesta didáctica en donde se presentan algunas actividades dinámicas usando Cabri II Plus con el fin de relacionar algunos aspectos que tienen que ver con el área de algunas figuras y la función cuadrática.

  5. Funcionalidad de Juegos de Estrategia Virtuales y del Software Cabri-géomètre II en el Aprendizaje de la Simetría en Secundaria

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Guadalupe Rodríguez

    2010-06-01

    Full Text Available Presentamos resultados de un estudio exploratorio cuyo propósito es indagar sobre el uso del Cabri-Géomètre II y de un juego matemático virtual de estrategia cuando se incluyen en clases ordinarias de matemáticas de estudiantes de 12-13 años en una escuela secundaria pública de México. Para este trabajo, el tema abordado fue la simetría. El análisis de datos permitió ver la funcionalidad de estos ambientes para transformar las nociones del alumno sobre el tema y para reconocer que se puede avanzar en el desarrollo de un pensamiento matemático distinto a través de ambientes de aprendizaje computacionales. We present the results of an exploratory study whose purpose was to explore the use by 12-13 years old students of Cabri-Géomètre II and a mathematical strategic virtual game in a Mexican state school. For this paper, the mathematical focus was on symmetry. The data analysis allowed us to observe the functionality of this learning environment to transform the students’ conceptions and to recognize that a different type of mathematical thinking can be developed with these computational learning environments.

  6. Assessment of the 3He pressure inside the CABRI transient rods - Development of a surrogate model based on measurements and complementary CFD calculations

    Science.gov (United States)

    Clamens, Olivier; Lecerf, Johann; Hudelot, Jean-Pascal; Duc, Bertrand; Cadiou, Thierry; Blaise, Patrick; Biard, Bruno

    2018-01-01

    CABRI is an experimental pulse reactor, funded by the French Nuclear Safety and Radioprotection Institute (IRSN) and operated by CEA at the Cadarache research center. It is designed to study fuel behavior under RIA conditions. In order to produce the power transients, reactivity is injected by depressurization of a neutron absorber (3He) situated in transient rods inside the reactor core. The shapes of power transients depend on the total amount of reactivity injected and on the injection speed. The injected reactivity can be calculated by conversion of the 3He gas density into units of reactivity. So, it is of upmost importance to properly master gas density evolution in transient rods during a power transient. The 3He depressurization was studied by CFD calculations and completed with measurements using pressure transducers. The CFD calculations show that the density evolution is slower than the pressure drop. Surrogate models were built based on CFD calculations and validated against preliminary tests in the CABRI transient system. Studies also show that it is harder to predict the depressurization during the power transients because of neutron/3He capture reactions that induce a gas heating. This phenomenon can be studied by a multiphysics approach based on reaction rate calculation thanks to Monte Carlo code and study the resulting heating effect with the validated CFD simulation.

  7. Assessment of the 3He pressure inside the CABRI transient rods - Development of a surrogate model based on measurements and complementary CFD calculations

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Clamens Olivier

    2018-01-01

    Full Text Available CABRI is an experimental pulse reactor, funded by the French Nuclear Safety and Radioprotection Institute (IRSN and operated by CEA at the Cadarache research center. It is designed to study fuel behavior under RIA conditions. In order to produce the power transients, reactivity is injected by depressurization of a neutron absorber (3He situated in transient rods inside the reactor core. The shapes of power transients depend on the total amount of reactivity injected and on the injection speed. The injected reactivity can be calculated by conversion of the 3He gas density into units of reactivity. So, it is of upmost importance to properly master gas density evolution in transient rods during a power transient. The 3He depressurization was studied by CFD calculations and completed with measurements using pressure transducers. The CFD calculations show that the density evolution is slower than the pressure drop. Surrogate models were built based on CFD calculations and validated against preliminary tests in the CABRI transient system. Studies also show that it is harder to predict the depressurization during the power transients because of neutron/3He capture reactions that induce a gas heating. This phenomenon can be studied by a multiphysics approach based on reaction rate calculation thanks to Monte Carlo code and study the resulting heating effect with the validated CFD simulation.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    r et t groupees est propose qui comporte une approximation pour l'original du facteur d'extremite; cela permet de remplacer la serie des modes harmoniques radiaux de l'expression classique par une fonction unique. Cette nouvelle formulation semble particulierement interessante dans le cas des reacteurs de grandes dimensions et a grand temps de vie, ainsi que chaque fois que les harmoniques jouent un role important. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    'un reacteur et celui de certains circuits radioelectriques usuels. Les fluctuations peuvent alors etre calculees par l'introduction dans le circuit d'une source de bruit convenable. Cette methode nous a permis d'aborder sous une forme particulierement simple l'etude des fluctuations d'ensemble et de preciser la signification physique de certains resultats auxquels conduisent plus laborieusement les autres methodes. L'objet du present rapport est de generaliser cette methode,notamment de l'etendre au cas d'un reacteur ayant une structure en cellules et de l'appliquer a l'etude des fluctuations dans une cellule. On etablit ainsi simplement que les fluctuations dans une cellule sont la resultante de deux termes: - un bruit poissonnien a evolution rapide, non correle avec les fluctuations d'ensemble ; - un bruit a evolution lente, lorsque le reacteur n'est pas trop eloigne de la criticalite, correle avec les fluctuations d'ensemble. Le premier terme provient d'une 'mise en ordre' rapide du systeme, au cours de laquelle les cellules se mettent en equilibre entre elles. Le deuxieme terme traduit l'evolution coordonnee de l'ensemble des cellules, apres extinction de la premiere phase transitoire. Les conclusions de l'etude montrent qu'il serait utile de la completer par une analyse des phenomenes non lineaires qui peuvent influer considerablement sur le comportement transitoire des cellules, pendant la phase ou elles tendent a se mettre en equilibre entre elles. Ce rapport met aussi l'accent sur les liens entre la nouvelle methode et les methodes anterieures. De plus, il tend a faire entrer la theorie des fluctuations des piles dans un cadre plus general, celui des fluctuations d'un systeme dependant de plusieurs parametres aleatoires, et de ce point de vue, la methode pourrait etre aisement transposee et adaptee a l'etude d'autres problemes physiques de ce type. (auteurs)

  14. First analysis of AGS0, LT2 and E9 CABRI tests with the new SFR safety code ASTEC-Na

    International Nuclear Information System (INIS)

    Perez-Martin, Sara; Bandini, Giacomino; Matuzas, Vaidas; Buck, Michael; Girault, Nathalie

    2015-01-01

    Within the framework of the European JASMIN project, the ASTEC-Na code is being developed for safety analysis of severe accidents in SFR. In the first phase of validation of the ASTEC-Na fuel thermo-mechanical models three in-pile tests conducted in the CABRI experimental reactor have been selected to be analysed. We present here the preliminary results of the simulation of two Transient Over Power tests and one power ramp test (AGS0, LT2 and E9, respectively) where no pin failure occurred during the transient. We present the comparison of ASTEC-Na results against experimental data and other safety code results for the initial steady state conditions prior to the transient onset as well as for the fuel pin behaviour during the transients. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-04-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  3. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  8. Interpretation of the CABRI-RAFT LTX test up to pin failure based on detailed data evaluation and PARAS-2S code analysis

    International Nuclear Information System (INIS)

    Fukano, Yoshitaka; Sato, Ikken

    2001-09-01

    The CABRI-RAFT LTX test aims at a study on the fuel-pin-failure mechanism, in-pin fuel motion and post-failure fuel relocation with an annular fuel pin which was pre-irradiated up to peak burn-up of 6.4 at%. The transient test conditions similar to those of the LT4 test were selected in the LTX test using the same type of fuel pin, allowing an effective direct comparison between the two tests. In contrast to the LT4 test which showed a large PCMI-mitigation potential of the annular fuel-pin design, early pin failure occurred in the LTX test when fuel does not seem to have molten. In order to clarify the fuel pin failure mechanism, interpretation of the LTX test up to pin failure is performed in this study, through an experimental data evaluation and a PAPAS-2S-code analysis. The PAPAS-2S code simulates reasonably the fuel thermal conditions such as transient fuel-pin heat-up and fuel melting. The present detailed data evaluation shows that the earlier cladding failure compared with the LT4 test is mainly attributed to the local cladding heat-up. Under the high-temperature condition, plenum gas pressure has a certain potential to explain the observed failure. Fuel swelling-induced PCMI does not seem significant in the LTX test and it may have contributed to the early pin failure only to a limited extent, if any. (author)

  9. Interpretation of the CABRI-RAFT RB1 and RB2 tests through detailed data evaluation and PAPAS-2S code analysis

    International Nuclear Information System (INIS)

    Fukano, Yoshitaka; Sato, Ikken

    2001-08-01

    The CABRI-RAFT RB1 and RB2 tests were aiming at a study on impact of fuel pin failure under an overpower condition leading to fuel melting. Using a special technique, combination of through-cladding failure and fuel melting was realized. In the RB1 test, fuel ejection was prevented under a limited fuel melting condition. On the other hand, significant fuel melting was applied in the RB2 test so as to get the fuel ejection, thereby obtaining information on the fuel ejection behavior. Interpretation for these tests through the detailed experimental data evaluation and the PAPAS-2S code analysis is performed in this study. Through this study, it is indicated that molten fuel ejection can be prevented with the low smear density fuel as far as the fuel melting is not large for a slit-type cladding defect. Fuel ejection becomes possible in the case of significant fuel melting with a very thin solid fuel shell surrounding the molten fuel cavity. However, the rapidness of the fuel ejection with the low smear density fuel is less pronounced compared with that of the high smear density fuel. It is also confirmed that there is considerable DN-precursor release into the coolant flow already before fuel ejection. The result is very useful for evaluation of anomaly detection with DN signal observation. (author)

  10. Fiche technique du spermogramme et du spermocytogramme ...

    African Journals Online (AJOL)

    En Afrique la stérilité du couple constitue un drame social. Selon l'OMS, environ 8 à 12 % des couples africains sont touchés par une infertilité. La responsabilité masculine dans la stérilité est comprise entre 30 à 40%. Les causes de l'infertilité masculine peuvent être l'impuissance et/ ou l'altération du sperme. L'étude de ...

  11. Les Cahiers du CREAD

    African Journals Online (AJOL)

    Admin

    politique de bas prix exercée par la Russie et le Qatar vient confirmer ce constat ; s'ajoute à cela l'entrée éventuelle du gaz non conven- tionnel, dont son prix actuel de 3/4 $US, offre aux USA l'opportunité d'être exportateur de ..... les compagnies à produire en matière du gaz naturel, tels le prix du gaz naturel, le prix des ...

  12. Bulletin du CRDI #124

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

    Les femmes jouent un rôle important dans les exploitations minières artisanales et à petite échelle en Afrique subsaharienne. De concert ... Couverture du livre: Une vie saine pour les femmes et les enfants vulnérables · Couverture du livre: Entre el activismo y la intervención · Couverture du livre: Revitalizing Health for All.

  13. Bulletin du CRDI #125

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

    L'IOSRS remporte le prix de la diplomatie scientifique · GrowInclusive : la plateforme tant attendue est en construction · Toutes les nouvelles. Activités à venir. Semaine du développement international 2018. Le CRDI célébrera la Semaine du développement international du 4 au 10 février 2018. Suivez-nous sur Twitter et ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  15. "Cirque du Freak."

    Science.gov (United States)

    Rivett, Miriam

    2002-01-01

    Considers the marketing strategies that underpin the success of the "Cirque du Freak" series. Describes how "Cirque du Freak" is an account of events in the life of schoolboy Darren Shan. Notes that it is another reworking of the vampire narrative, a sub-genre of horror writing that has proved highly popular with both adult and…

  16. Experimental study of the hydrodynamic instabilities occurring in boiling-water reactors; Etude experimentale des instabilites hydrodynamiques survenant dans les reacteurs nucleaires a ebullition

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-10-01

    The subjects is an experimental out-of pile loop study of the hydrodynamic oscillations occurring in boiling-water reactors. The study was carried out at atmospheric pressure and at pressure of about 8 atmospheres, in channels heated electrically by a constant and uniform specified current. In the test at 8 atmospheres the channel was a round tube of approximately 6 mm interior diameter. At 1 atmosphere a ring-section channel was used, 10 * 20 mm in diameter, with an inner heating tube and an outer tube of pyrex. It was possible to operate with natural convection and also with forced convection with test-channel by-pass. The study consists of 3 parts: 1. Preliminary determination of the laws governing pressure-drop during boiling. 2. Determination of the fronts at which oscillation appears, within a wide range of the parameters involved. 3. A descriptive study of the oscillations and measurement of the periods. The report gives the oscillation fronts with natural and forced convection for various values of the singular pressure drop at the channel inlet and for various riser lengths. The results are presented in non-dimensional form, which is available, in first approximation, for all geometric scales and for all fluids. Besides the following points were observed: - the wall (nature and thickness) can be an important factor ; - oscillation can occur in a horizontal channel. (author) [French] II a ete effectue une etude experimentale, en boucle hors-pile, des oscillations hydrodynamiques survenant dans les reacteurs a ebullition. L'etude a ete effectuee a la pression atmospherique et a une pression voisine de 8 atmospheres dans des canaux chauffes electriquement a puissance imposee constante et uniforme. Dans les essais a 8 atmospheres le canal etait un tube circulaire de diametre interieur 6 mm environ. A 1 atmosphere le canal etait de section annulaire 10 * 20 mm avec un tube interieur chauffant et un tube exterieur en pyrex. Le fonctionnement etait possible

  17. Experimental study of the hydrodynamic instabilities occurring in boiling-water reactors; Etude experimentale des instabilites hydrodynamiques survenant dans les reacteurs nucleaires a ebullition

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-10-01

    The subjects is an experimental out-of pile loop study of the hydrodynamic oscillations occurring in boiling-water reactors. The study was carried out at atmospheric pressure and at pressure of about 8 atmospheres, in channels heated electrically by a constant and uniform specified current. In the test at 8 atmospheres the channel was a round tube of approximately 6 mm interior diameter. At 1 atmosphere a ring-section channel was used, 10 * 20 mm in diameter, with an inner heating tube and an outer tube of pyrex. It was possible to operate with natural convection and also with forced convection with test-channel by-pass. The study consists of 3 parts: 1. Preliminary determination of the laws governing pressure-drop during boiling. 2. Determination of the fronts at which oscillation appears, within a wide range of the parameters involved. 3. A descriptive study of the oscillations and measurement of the periods. The report gives the oscillation fronts with natural and forced convection for various values of the singular pressure drop at the channel inlet and for various riser lengths. The results are presented in non-dimensional form, which is available, in first approximation, for all geometric scales and for all fluids. Besides the following points were observed: - the wall (nature and thickness) can be an important factor ; - oscillation can occur in a horizontal channel. (author) [French] II a ete effectue une etude experimentale, en boucle hors-pile, des oscillations hydrodynamiques survenant dans les reacteurs a ebullition. L'etude a ete effectuee a la pression atmospherique et a une pression voisine de 8 atmospheres dans des canaux chauffes electriquement a puissance imposee constante et uniforme. Dans les essais a 8 atmospheres le canal etait un tube circulaire de diametre interieur 6 mm environ. A 1 atmosphere le canal etait de section annulaire 10 * 20 mm avec un tube interieur chauffant et un tube exterieur en pyrex. Le fonctionnement etait possible en

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  4. Ecologie du phytoplancton du lac Kivu

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Sarmento, H.

    2008-01-01

    Full Text Available Speciation within the African Coffee Pathogen. Cet article analyse s'il est avantageux d'utiliser le compost au lieu de l'engrais minéral pour produire la laitue dans la zone urbaine et péri-urbaine de Yaoundé. Les résultats de terrain montrent l'obtention de rendements et profits plus élevés lorsqu'on utilise le compost. Les résultats de la fonction de production Cobb-Douglas prouvent que l'utilisation du compost est statistiquement significative pour expliquer la variation de rendement de la laitue et que le compost est l'intrant le plus productif. D'autres résultats montrent que le compost fournit la matière organique utile au sol et que les besoins d'irrigation en eau de la culture sont réduits grâce à l'utilisation du compost. Par conséquent, malgré le fait que l'application du compost demande une main-d'oeuvre beaucoup plus élevée, son utilisation est généralement bénéfique pour les agriculteurs vivant aux alentours de Yaoundé. Les programmes de vulgarisation de cet intrant pour encourager son adoption devraient donc figurer parmi les points prioritaires dans la politique agricole du gouvernement camerounais.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

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

  7. Du Pont de Nemours

    NARCIS (Netherlands)

    Ros JPM; LAE

    1994-01-01

    Dit rapport over Du Pont de Nemours (produktie van o.a. chemische stoffen) is gepubliceerd binnen het Samenwerkingsproject Procesbeschrijvingen Industrie Nederland (SPIN). In het kader van dit project is informatie verzameld over industriele bedrijven of industriele processen ter ondersteuning

  8. Les Cahiers du CREAD

    African Journals Online (AJOL)

    Admin

    6 juil. 2007 ... La problématique du développement du secteur de l'artisanat en. Algérie a été très peu abordée par les chercheurs, qu'ils soient universitaires ou .... La loi a institué une taxe d'apprentissage dont le taux a été fixé à. 1% de la ...

  9. Les outils du CERN

    CERN Multimedia

    1999-01-01

    C'est le plus grand centre mondial de recherche en physique des particules. Les outils du Laboratoire, accélérateurs et détecteurs de particules, figurent parmi les instruments scientifiques les plus complexes au monde. Des prix Nobels ont d'ailleurs été attribués aux physiciens du CERN pour leurs développements.

  10. Bulletin du CRDI #127

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

    La mise à l'échelle de la recherche et de l'innovation en vue de créer un impact social constitue une priorité pour la communauté du développement. Toutefois ... Nous avons renouvelé notre soutien à la recherche auprès du gouvernement de l'Inde ... Des femmes étudient à l'École supérieure d'infotronique d'Haïti.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  14. Effet du Pediococcus acidilactici sur le bilan lipidique sanguin du ...

    African Journals Online (AJOL)

    Les résultats relatifs aux performances zootechniques ont montré que l'addition du probiotique a amélioré significativement le gain de poids pendant la phase de croissance se traduisant par un indice de consommation meilleur. Les dosages du cholestérol total, des triglycérides, du HDL et du LDL ont été déterminés à la ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

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

  16. Les mots du jazz

    OpenAIRE

    Roueff, Olivier

    2007-01-01

    L’ouvrage d’André Schaeffner constitue la première analyse savante du jazz (1926). Il a marqué une étape importante dans le processus de réinvention du jazz en France en contribuant notamment, par sa réception et les polémiques qu’il a suscitées, à transformer l’identification du jazz d’une musique « américaine » à une musique « noire-américaine » (c’est-à-dire aux « racines » africaines). Les analyses proposées dans cet ouvrage, alors qu’elles désignaient des musiques que la critique de jazz...

  17. Fast neutron dosimetry in research reactors; Dosimetrie en neutrons rapides dans les reacteurs de recherche

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    This work chiefly concerns the measurement of fast neutron fluxes by means of threshold detectors. It is shown first that the cross sections to use for measurements by threshold detectors depend largely on the neutron spectrum, that is the position in which the measurement is performed. The spectrum is determined by calculation for several positions in the piles EL2 and EL3; from this can be deduced the cross-sections to be used for the measurements carried out in these positions. In the last part of the report, possible methods for the experimental determination of the spectrum are indicated. (author) [French] On etudie principalement la mesure des flux de neutrons rapides a l'aide de detecteurs a seuil. On montre d'abord que les sections efficaces a utiliser pour les mesures par detecteurs a seuil, dependent grandement du spectre des neutrons, c'est-a-dire de l'emplacement ou s'effectue la mesure. La determination du spectre est effectuee par le calcul pour plusieurs emplacements des piles EL2 et EL3; on en deduit les sections efficaces a utiliser pour les mesures effectuees a ces emplacements. Dans la derniere partie du rapport, on indique quelles methodes sont possibles pour la determination experimentale du spectre. (auteur)

  18. fibrosarcome du larynx

    African Journals Online (AJOL)

    pie du lit tumoral est employée comme complément thé- rapeutique [9] alors que la chimiothérapie est générale- ment indiquée dans les formes métastatiques. Le pronos- tic dépend essentiellement du degré de différentiation his- tologique. En fait, le fibrosarcome bien différencié est caractérisé par la fréquence de récidive ...

  19. du Chott Marouane

    African Journals Online (AJOL)

    plancton de 90 µm de vide de maille. Ils ont été conservés dans du formol à 5%. L'identification de l'espèce est basée sur des critères morphologiques [20]: la forme des furcas, les lobes frontaux des antennes des mâles, de l'organe copulateur (pénis) et du sac ovigère. Le comptage des soies furcales a été réalisé. L'étude ...

  20. les cahiers du cread

    African Journals Online (AJOL)

    Our Journal “les cahiers du cread” is a quarterly economic review publishing original findings of empirical research and theoretical debates on fields pertaining to our mission coverage (Macro Economics, Industrial Economics and Firms, Human Development & Social Economics, Agriculture & Environment). Other websites ...

  1. Comparaison du filtre adaptatif RIF et du filtre a base de reseau de ...

    African Journals Online (AJOL)

    Comparaison du filtre adaptatif RIF et du filtre a base de reseau de neurones pour le filtrage du courant de reference pour la commande du filtre actif parallele. C Benachaiba, A Bassou, B Mazari ...

  2. Study of gas-solid contact in an ultra-rapid reactor for cumene catalytic cracking; Etude du contact gaz-solide dans un reacteur a co-courant descendant par la mise en oeuvre du craquage catalytique du cumene

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bayle, J

    1996-11-05

    Few studies have been carried out on the notion of gas-solid contact in ultra-rapid reactors. Both gas and solid move in the reactor and the contact can be directly estimated when using a chemical reaction such as cumene cracking. It`s a pure and light feedstock whose kinetics can be determined in a fixed bed. The study was carried out on a downflow ultra-rapid reactor (ID = 20 mm, length = 1 m) at the University of Western Ontario. It proved that the quench and the ultra-rapid separation of gas and solid must be carefully designed in the pilot plant. Cumene conversion dropped when reducing gas-solid contact, which led to push the temperature over 550 deg. C and increase the cat/oil ratio at 25 working at solid mass fluxes below 85 kg/m{sup 2}.s. Change of selectivity at very short residence time were also observed due to deactivation effects. Experiments made by Roques (1994) with phosphorescent pigments on the Residence Time Distribution of solids gave Hydrodynamic data on a cold flow copy of the pilot plant. Experiments made on packed bed gave kinetic data on the cracking of cumene. These data were combined to optimize a mono dimensional plug flow model for cumene cracking. (author)

  3. Qualification of the Darwin code for the studies of the fuel cycle relative to the boiling water reactors; Qualification du formulaire Darwin pour les etudes du cycle du combustible pour les reacteurs a eau bouillante

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Allais, V

    1998-03-01

    This thesis was carried out in the framework of fuel cycles studies in partnership with COGEMA; the aim is to determine physics parameters characterising Boiling Reactor Assemblies. Those reactors Firstly distinguish themselves from Pressurised Water Reactor by the boiling of the moderator in the core and secondary by the strong neutronics heterogeneity due to complex design. The diphasic mixture formed is characterised by the void fraction parameter. The loss of information, and neutronic studies characteristics of Boiling Water Reactors led us to make preliminary studies having in view to quantify the void fraction impact on the isotopics evolution. Studies on neutronics influence of assemblies and control rods from the immediate environment allows to define the cluster size to describe. The radial description optimisation with APOLLO-2 is necessary to improve the calculation performance and to reduce the errors coming from the modelization. The following points were studied: pellet radial discretization, clustering of cells characterized by a similar behaviour, options in flux spatial calculation (interface current formalism), self-shielding optimisation (specific to each isotopes). The three dimensional modelization with CRONOS-2 and the simplified accounting of the thermohydraulics / neutronics coupling done by a procedure developed and written during this thesis, allow an evaluation of axial distribution of void fraction, power and burn-up during the irradiation. The comparison with experimental analytic results of complete assembly and pin samples dissolutions allows the qualification of this procedure and confirms the necessity to take into account the void fraction axial variation during the evolution. The application of an automatic coupling with the DARWIN cycle code will allow a precise burnup calculation to be utilized in an industrial procedure. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-15

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

  5. Le ministre du Commerce international du Canada rencontre des ...

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

    17 juil. 2017 ... La promotion de l'entrepreneuriat, la façon dont le commerce peut profiter aux femmes et à leur famille, et la création d'emplois pour les plus vulnérables étaient au coeur de la discussion en table ronde du ministre du Commerce international du Canada, l'honorable François-Philippe Champagne, et des ...

  6. Portage vaginal du streptocoque du groupe B chez la femme ...

    African Journals Online (AJOL)

    Introduction: le streptocoque du groupe B est le principal agent impliqué dans les infections materno-fœtales, les septicémies et les méningites du nouveau-né à terme. L'objectif est de déterminer le taux de portage maternel du streptocoque du groupe B (SGB) à terme. Méthodes: un prélèvement vaginal a été réalisé de ...

  7. Aux origines du monde

    CERN Multimedia

    2004-01-01

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

  8. CHOEUR DU CERN

    CERN Multimedia

    CHOEUR DU CERN

    2010-01-01

    Les répétitions du chœur du CERN reprendront le mercredi 15 septembre à 20.00 heures à l’amphithéâtre principal – bâtiment 500. Au programme la préparation de notre concert de Noël avec la Missa Brevis, KV115, de Léopold Mozart et de la musique de Noël d’Europe. Les personnes qui aiment chanter, notamment des sopranes et des ténors, sont les bienvenues. Pour tout contact s’adresser à : Baudouin Bleus - (tél.CERN 767 82 44) -(baudouin.bleus@cern.ch) ou Martin Gatehouse ( martin.gatehouse@wanadoo.fr) ou Jean-Paul Diss (jean-pauldiss@wanadoo.fr).  

  9. Hepatiques du Surinam

    NARCIS (Netherlands)

    Jovet-Ast, S.

    1957-01-01

    Il n’existe pas, actuellement, de catalogue des Hépatiques du Surinam. Les Hépatiques de ce pays restent très peu connues. Cependant, certaines ont attiré l’attention des Bryologues et ont été citées dans quelques ouvrages anciens ou récents. Je ne ferai pas ici une révision complète de ces

  10. (l.) Medik du Maroc

    African Journals Online (AJOL)

    PR BOKO

    Résumé. Dipcadi serotinum (L.) Medik, est une plante de la famille des Hyacinthaceae, elle est largement utilisée comme réchauffant et aussi pour combattre la jaunisse. Cette plante trouve une large utilisation par la population de la région côtière du Maroc. À notre connaissance l'huile essentielle de cette espèce n'a ...

  11. Blowing loop in the EL-4 reactor: CO{sub 2} flow control analogue study; Boucle de soufflage de la centrale EL-4 - regulation du debit CO{sub 2} - etude analogique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chazal, G; Merle, J P; Guillemard, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Leroy, C; Robin, L; Jacquin, J C; Cornudet, A [Societe INDATOM, France (France)

    1966-07-01

    This report describes one study which contributed to the construction of the Monts d'Arree nuclear power station: EL-4. The reactor is cooled by a CO{sub 2} current provided by 3 turbo-blower groups. The priming vapour for the turbines is taken at the exit of the main CO{sub 2} - H{sub 2}O exchangers. The operation of EL 4 is based on a high degree of centralization of the controls which attributes an important role to the general regulation circuits. This general regulation includes in particular an internal blowing loop which controls the CO{sub 2} flow. The study of the control of this CO{sub 2} flow is made up of 3 parts: - analogue representation of the reactors cooling circuit and of the turbo blower unit. - first test campaign using the analogue computer describing the natural behaviour of the system in the absence of control. theoretical determination of the regulation factors; definition of the regulation using an analogue computer and second test campaign for recording the performances of the blowing loop. The 4. part of the report deals with the analogue study: analogue equations - development. (authors) [French] Ce rapport prend place parmi les etudes de realisation de la Centrale des Monts d'Arree EL-4. Le reacteur est refroidi par une circulation de CO{sub 2} assuree par 3 groupes turbosoufflantes. La vapeur d'entrainement des turbines est prelevee a la sortie des echangeurs principaux CO{sub 2} - H{sub 2}O. L'exploitation de EL-4 repose sur une centralisation poussee des moyens de controle-commande qui attribue un role essentiel aux circuits de regulation generale. Cette regulation generale comporte en particulier une boucle interne de soufflage qui realise un asservissement du debit de CO{sub 2}. L'etude de cette regulation du debit CO{sub 2} comprend 3 parties: - representation analogique du circuit de refroidissement du reacteur et de l'ensemble turbine-soufflante. - premiere campagne d'essais sur calculateur analogique decrivant le comportement

  12. La mesure du danger

    CERN Document Server

    Manceron, Vanessa; Revet, Sandrine

    2014-01-01

    La mesure du danger permet d’explorer des dangers de nature aussi diverse que la délinquance, la pollution, l’écueil maritime, la maladie ou l’attaque sorcellaire, l’extinction d’espèces animales ou végétales, voire de la Planète tout entière. Au croisement de la sociologie, de l’anthropologie et de l’histoire, les différents articles analysent les pratiques concrètes de mesure pour tenter de comprendre ce qui se produit au cours de l’opération d’évaluation du danger sans préjuger de la nature de celui-ci. L’anthropologie a contribué à la réflexion sur l’infortune en s’intéressant aux temporalités de l’après : maladies, catastrophes, pandémies, etc. et en cherchant à rendre compte de l’expérience des victimes, de leur vie ordinaire bouleversée, de la recomposition du quotidien. Elle s’intéresse aussi aux autres types de mesures, les savoirs incorporés, qui reposent sur l’odorat, la vue ou le toucher et ceux qui ressortent d’une épistémologie « non ...

  13. The Acoustic Emission signal acquired by the microphones placed in the CABRI test device along the fourteen last R.I.A. experiments: an example of reproducible research in nuclear science

    International Nuclear Information System (INIS)

    Laurent Pantera, Oumar Traore

    2015-01-01

    The CABRI facility is an experimental nuclear reactor of the French Atomic Energy Commission. It is located at the Cadarache Research Centre in southern France and it is designed to act as a support to the French nuclear infrastructure. The purpose of the new testing programme termed, 'CABRI International Programme' (CIP) is to study the behaviour of PWR-type fuel rods at high burnup, equipped with an 'advanced' cladding, under Reactivity Initiated Accident (RIA) conditions (such as the scenario of a control rod ejection). Within the framework of this programme, piloted and funded by the French Institute of Nuclear Radioprotection and Safety (IRSN), ten tests are to be conducted with a frequency of two tests per year. The LPRE laboratory of the CEA which is in charge of the Preparation, realisation and breakdown of the test results studies the possibility to set up a new test analysis based on the processing of signals coming from sensors placed within the test equipment. During the experimental phase, the behaviour of the fuel element generates acoustic waves which can be detected by two microphones placed upstream and downstream of the test device. Studies showed the interest to realize temporal and spectral analyses on these signals by showing the existence of signatures which can be correlated with physical phenomena as the rod failure or the test shutdown (i.e. scram). The work presented in this article results from the will to consolidate these studies. Since the main phenomenon to be tracked is the fuel rod failure, the aim would be to highlight specific events which would have been precursors of the rod failure in order to use in the future these signals for further interpretation. Such an antecedent works resumption leads to a better understanding of the experimental needs and constitutes a good initial state to prepare the new very fast digital data acquisition systems. Although all the raw data are accessible in the form of text files

  14. The Acoustic Emission signal acquired by the microphones placed in the CABRI test device along the fourteen last R.I.A. experiments: an example of reproducible research in nuclear science

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Laurent Pantera, Oumar Traore [CEA, DEN, DER/SRES, Cadarache, F-13108 Saint Paul lez Durance (France)

    2015-07-01

    The CABRI facility is an experimental nuclear reactor of the French Atomic Energy Commission. It is located at the Cadarache Research Centre in southern France and it is designed to act as a support to the French nuclear infrastructure. The purpose of the new testing programme termed, 'CABRI International Programme' (CIP) is to study the behaviour of PWR-type fuel rods at high burnup, equipped with an 'advanced' cladding, under Reactivity Initiated Accident (RIA) conditions (such as the scenario of a control rod ejection). Within the framework of this programme, piloted and funded by the French Institute of Nuclear Radioprotection and Safety (IRSN), ten tests are to be conducted with a frequency of two tests per year. The LPRE laboratory of the CEA which is in charge of the Preparation, realisation and breakdown of the test results studies the possibility to set up a new test analysis based on the processing of signals coming from sensors placed within the test equipment. During the experimental phase, the behaviour of the fuel element generates acoustic waves which can be detected by two microphones placed upstream and downstream of the test device. Studies showed the interest to realize temporal and spectral analyses on these signals by showing the existence of signatures which can be correlated with physical phenomena as the rod failure or the test shutdown (i.e. scram). The work presented in this article results from the will to consolidate these studies. Since the main phenomenon to be tracked is the fuel rod failure, the aim would be to highlight specific events which would have been precursors of the rod failure in order to use in the future these signals for further interpretation. Such an antecedent works resumption leads to a better understanding of the experimental needs and constitutes a good initial state to prepare the new very fast digital data acquisition systems. Although all the raw data are accessible in the form of text files

  15. 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

  16. 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

  17. Archives: les cahiers du cread

    African Journals Online (AJOL)

    Items 1 - 24 of 24 ... Archives: les cahiers du cread. Journal Home > Archives: les cahiers du cread. Log in or Register to get access to full text downloads. Username, Password, Remember me, or Register · Journal Home · ABOUT THIS JOURNAL · Advanced Search · Current Issue · Archives. 1 - 24 of 24 Items. 2016 ...

  18. Le commerce du Nord

    OpenAIRE

    Pourchasse, Pierrick; Bouëdec, Gérard Le

    2015-01-01

    Au XVIIIe siècle, la France s'approvisionne abondamment dans les pays du Nord : bois, chanvre et goudron de la Baltique, tonnellerie de Poméranie, pêche de rogue de Norvège, graines de lin de Courlande, barres de fer suédois… Sa balance commerciale est pourtant positive grâce aux sels, aux vins et surtout des nouvelles marchandises coloniales. Or, la plupart des transactions passent par l’incontournable intermédiaire hollandais. Les explications sur l’absence des Français dans le Nord sont re...

  19. La voie du Centre

    OpenAIRE

    2017-01-01

    Après avoir quelque peu louvoyé dans un discours apparemment anarchique où les souvenirs semblent se bousculer sans autre fil conducteur que la référence obsédante au mal satanique, brusquement le narrateur annonce un événement primordial : Foi um fato que se deu, um dia, se abriu. O primeiro. Depois o senhor verá por quê, me devolvendo minha razão (79). Cette introduction situe la rencontre du Menino comme fondatrice d’un destin dont il reviendrait au narrataire de dégager les enchaînements....

  20. Bulletin du CRDI #126

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

    26 févr. 2018 ... Dans ce numéro, découvrez comment la recherche financée par le CRDI permet d'améliorer la santé des mères et des enfants dans les pays du Sud et comment les innovations techniques et sociales de l'initiative SEARCH permettent de surmonter les défis liés à la cybersanté. N'oubliez pas non plus de ...

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

    Science.gov (United States)

    Comot, Pierre

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

  2. Contribution to the study of the temperature reactivity coefficient for light water reactors; Contribution a l`etude du coefficient de temperature des reacteurs a eau legere

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mounier, C.

    1994-05-01

    In this work, we looked for the error sources in the calculation of the isothermal temperature coefficient for light water lattices. We studied three fields implied: the nuclear data, the calculation methods and the temperature coefficient measurement. About the measurement, we pointed out the difficulties of he interpretation. So we used an indirect approach by the mean of critical states at various temperatures. In that way, we can say that if the errors in the effective multiplication factor are constants with temperature then the temperature coefficient is correctly calculated. We studied the neutronic influence of light water models which are used in the thermal scattering cross-section computation. This cross-section determines the thermalization process of neutrons. We showed that the actual model (JEF2) is satisfactory of the needs of the reactors physics. Concerning the majors isotopes ({sup 235}U, {sup 238}U, {sup 239}Pu), the uncertainties on the nuclear data do not seem as a preponderant cause of errors, without to be totally negligible. We also studied, with the neutron transport code Apollo-2, the influence of difference approximations for cell calculation . The new possibilities of the code has been used to represent the critical experiments, particularly the improvement of the resonance self-shielding formalism. The calculation scheme adopted permits to remove partially the fundamental mode approximation by the mean of a two-dimensional transport calculation with the SN method, the axial leakage being treated as an absorption in DB{sup 2}{sub Z}. The agreement between theory and experiment is good both for the reactivity and the temperature coefficient. (author). 114 refs., 40 figs., 163 tabs., 1 append.

  3. Accident at the zero power reactor which happened on October 15 1958; Sur l'accident avec le reacteur de puissance zero du 15 octobre 1958

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Savic, P [Boris Kidric Institute of Nuclear Sciences, Vinca, Beograd (Yugoslavia)

    1959-03-15

    During an experiment on the zero power heavy water reactor with natural uranium fuel in the Boris Kidric Institute of Nuclear Sciences, the reactor escaped control. Six staff members in the immediate surrounding of the bare assembly were exposed to high neutron and ionising irradiation. Other two employees who were at some bigger distance were exposed to doses higher than permitted. This paper deals with the circumstances that caused the accident, status of the dosimetry, control and alarm systems. Individual exposure doses were estimated according to the calculated neutron flux values obtained from measuring the activities of personal belongings made of gold and copper as well as radioactive phosphorous from urine.

  4. Systemic model for the aid for operating of the reactor Siloe; Modelisation systeme pour l`aide a l`exploitation du reacteur de recherche Siloe

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Royer, J.C.; Moulin, V.; Monge, F. [CEA Centre d`Etudes de Grenoble, 38 (France). Direction des Reacteurs Nucleaires; Baradel, C. [ITMI APTOR, 38 - Meylan (France)

    1995-12-31

    The Service of the Reactor Siloe (CEA/DRN/DRE/SRS), fully aware of the abilities and knowledge of his teams in the field of research reactor operating, has undertaken a project of knowledge engineering in this domain. The following aims have been defined: knowledge capitalization for the installation in order to insure its perenniality and valorization, elaboration of a project for the aid of the reactor operators. This article deals with the different actions by the SRS to reach the aims: realization of a technical model for the operation of the Siloe reactor, development of a knowledge-based system for the aid for operating. These actions based on a knowledge engineering methodology, SAGACE, and using industrial tools will lead to an amelioration of the security and the operating of the Siloe reactor. (authors). 13 refs., 7 figs.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dardour, S

    2007-04-15

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

  6. Integral validation of the effective beta parameter for the MOX reactors and incinerators; Validation integrale des estimations du parametre beta effectif pour les reacteurs Mox et incinerateurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Zammit-Averlant, V

    1998-11-19

    {beta}{sub eff}, which represents the effective delayed neutron fraction, is an important parameter for the reactor nominal working as well as for studies of its behaviour in accidental situation. In order to improve the safety of nuclear reactors, we propose here to validate its calculation by using the ERANOS code with ERALIB1 library and by taking into account all the fission process physics through the {nu} energy dependence. To validate the quality of this calculation formalism, we calculated uncertainties as precisely as possible. The experimental values of {beta}{sub eff}, as well their uncertainties, have also been re-evaluated for consistency, because these `experimental` values actually contain a calculated component. We therefore obtained an entirely coherent set of calculated and measured {beta}{sub eff}. The comparative study of the calculated and measured values pointed out that the JEF2.2 {nu}{sub d} are already sufficient because the (E-C)/C are inferior to 3 % in average and in their uncertainly bars. The experimental uncertainties, even if lightly superior to those previously edited, remain inferior to the uncertainties of the calculated values. This allowed us to fit {nu}{sub d} with {beta}{sub eff}. This adjustment has brought an additional improvement on the recommendations of the {nu}{sub d} average values, for the classical scheme (thermal energy, fast energy) and for the new scheme which explains the {nu}{sub d} energy dependence. {beta}{sub eff}, for MOX or UOX fuel assemblies in thermal or fast configurations, can therefore be obtained with an uncertainty due to the nuclear data of about 2.0 %. (author) 110 refs.

  7. Production and validation of nuclear data for reactor and fuel cycle applications; Production et validation des donnees nucleaires pour les applications reacteurs et cycle du combustible

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Trakas, C [Framatome ANP GmbH NBTT, Erlangen (Germany); Verwaerde, D [Electricite de France EDF, 75 - Paris (France); Toubon, H [Cogema, 78 - Velizy Villacoublay (France); and others

    2002-07-01

    The aim of this technical meeting is the improvement of the existing nuclear data and the production of new data of interest for the upstream and downstream of the fuel cycle (enrichment, fabrication, management, storage, transport, reprocessing), for the industrial reactors, the research reactors and the new reactor concepts (criticality, dimensioning, exploitation), for the instrumentation systems (external and internal sensors), the radioprotection, the residual power, the structures (neutron bombardment effect on vessels, rods etc..), and for the activation of steel structures (Fr, Ni, Co). The expected result is the collection of more reliable and accurate data in a wider spectrum of energies and temperatures thanks to more precise computer codes and measurement techniques. This document brings together the communications presented at this meeting and dealing with: the process of production and validation of nuclear data; the measurement facilities and the big international programs; the users needs and the industrial priorities; the basic nuclear data (BND) needs at Cogema; the expression and evaluation of BND; the evaluation work: the efficient cross-sections; the processing of data and the creation of activation libraries; from the integral measurement to the qualification and the feedback on nuclear data. (J.S.)

  8. Analog study of the power control, temperature and flow of the reactor EL4; Etude analogique de la regulation de puissance, temperature et debit du reacteur EL4

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boulven, J; Chazal, G

    1966-07-01

    This study concerns the implementing and the exact determination of the gains of the plant control loops and the knowledge of the system response during possible solicitations under normal conditions. (A.L.B.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  10. Choeur du CERN : Concert

    CERN Multimedia

    CERN Choir

    2017-01-01

    Une œuvre à découvrir! La grande Missa pro defunctis de François-Joseph Gossec (1734-1829) est le chef-d’œuvre tôt venu (à vingt-cinq ans) d’un compositeur qui vivra encore 70 ans après sa création. Elle a connu la gloire, puis s’est fait un peu oublier. Pas du tout le monde cependant : des musicologues ont montré ce que le Requiem de Mozart lui devait ; et il suffit de l’avoir entendue pour comprendre pourquoi Berlioz (qui avait vingt-six ans à la mort de Gossec) en a été impressionné : les nombreux cuivres et bois répartis dans des endroits plus ou moins cachés de la salle de concert pour exprimer les frayeurs du Jugement dernier annoncent son Requiem – et celui de Verdi. Mais « plus encore que par...

  11. Les risques du travail

    CERN Document Server

    Thébaud-Mony, Annie

    2015-01-01

    Depuis les années 1990, les conditions de travail se sont peu à peu imposées dans le débat social. Néanmoins, la situation reste critique. Les risques traditionnels n'ont pas disparu : les manutentions lourdes, l'exposition professionnelle aux cancérogènes, au bruit ou aux vibrations demeurent répandues... De plus, certaines " améliorations " n'ont fait que déplacer et dissimuler les problèmes, telle l'externalisation des risques grâce à la sous-traitance. Dans le même temps, les transformations du travail et des modalités de gestion de la main-d'œuvre ont fragilisé les collectifs et accru l'isolement des salariés, conduisant à une montée visible de la souffrance psychique. Face à ces évolutions, il est plus que jamais nécessaire que tous les acteurs concernés, en particulier les salariés eux-mêmes et leurs représentants, s'approprient les connaissances indispensables pour améliorer la protection de la santé sur les lieux du travail. Tel est le but de ce livre, qui renouvelle int�...

  12. Group cross-sections for fast reactors; Sections efficaces de groupes pour les reacteurs a neutrons rapides; Gruppovye secheniya reaktorov na bystrykh nejtronakh; Secciones eficaces de grupos para reactores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Zweifel, P P [University of Michigan, Ann Arbor, MI (United States); Ball, G L [Atomic Power Development Associates, Inc., Detroit, MI (United States)

    1962-03-15

    groupes. Ils montrent notamment que la section efficace moyenne de transport peut, avec une certaine approximation, s'exprimer en termes de libre parcours moyen. Le calcul de cette quantite prend beaucoup de temps, car elle ne peut se reduire en moyennes elementaires; neanmoins, on a demontre certaines inegalites, qui simplifient la methode de calcul des moyennes qui doit etre utilisee. Les auteurs analysent trois autres aspects des sections efficaces de groupes, que l'on neglige souvent, mais qu'il peut etre important de connaitre pour les etudes de reacteurs. a) Il est injustifie d'utiliser pour tous les reacteurs a neutrons rapides le meme ensemble de sections efficaces dont la moyenne par groupe a ete calculee si les spectres des differents reacteurs sont dissemblables et si les sections efficaces varient rapidement a l'interieur du groupe, comme c'est le cas le plus souvent. Les auteurs decrivent une methode d'iteration qui permet d'obtenir les valeurs moyennes correctes; ils determinent ensuite, a l'aide de cette methode, dans quelle mesure les calculs de reacteurs sont influences par les effets de spectre. b) Dans les calculs de transport (la methode S{sub n}, par exemple), les moyennes doivent etre calculees en tenant compte a la fois de tous les angles et de toutes les energies. Etant donne qu'on ne peut dissocier dans le flux une partie angulaire et une partie energetique, la plus grande attention est necessaire pour eviter les erreurs. Les auteurs etudient l'equation obtenue par la methode S{sub n} sous la forme d'un modele simple, et en tirent un critere qui pourrait aider a determiner l'importance de la non-separabilite angulaire dans les calculs de reacteurs. c) A partir de raisonnements fondes sur la conservation du nombre de neutrons, il est possible d'obtenir une relation consistant entre les coefficients de diffusion de groupe, le pouvoir de ralentissement et les sections efficaces d'absorption. Les auteurs montrent qu'il n'est pas exact de definir

  13. Jouer du piano

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Fériel Kaddour

    2011-04-01

    Full Text Available La réflexion s’appuie dans un premier temps sur une opposition entre deux attitudes de pianistes  à l’égard du travail à l’instrument : Gould, qui revendique une séparation d’avec le clavier pour ne privilégier que la lecture; Arrau, dont la technique au contraire vise à « faire corps » avec son piano. L’étude de ces deux démarches d’interprètes conduit à une conclusion croisée : l’abstraction gouldienne n’est rien d’autre qu’un déplacement du jeu vers d’autres instruments (ceux qui servent à la prise de son et au montage de ses enregistrements ; le « faire-corps » hérité de la culture pianistique romantique est plus dialectique que fusionnel, et en cela implique une capacité de mise à distance. A partir de cette double conclusion, on tâche enfin de repenser la place du jeu à l’instrument dans la mise en œuvre d’une interprétation, en interrogeant le dialogue qui s’instaure entre la partition telle qu’elle s’écrit et le geste tel qu’il se joue.Our study leans on an opposition between two pianists' attitudes about their work with the instrument. Gould claims a necessary separation from the keyboard in order to prioritize reading. Arrau, on the contrary, relies on a technique which consists in “being one” with his piano. The analysis of these two interprets’ behaviours leads to a crossed conclusion: the gouldian abstraction is nothing else than a displacement of the playing towards another kind of instruments, the ones he uses in sound recording and cut up; Arrau’s “being one” is more dialectic than at first sight, and it therefore implies a real distancing from the piano. This constatation leads to rethink the place of the piano playing in the setting of an interpretation, and to highlight the real dialogue which develops itself between the score as it has been written and the gesture as it is played.

  14. La grammaticalisation du monde.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Etienne Pingaud

    2010-01-01

    Full Text Available Ouvrage atypique par le fond comme par la forme, Le devoir et la grâce rend compte du minutieux travail d’élaboration théorique auquel s’attelle Cyril Lemieux depuis plusieurs années. Et le résultat final se veut pour le moins ambitieux : l’auteur propose un système total supposé dépasser d’un même élan le relativisme, le mentalisme, l’universalisme ethnocentrique, l’historicisme, le naturalisme et l’herméneutisme, tout en réconciliant les sciences sociales avec le ...

  15. Le sacre du printemps

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Denise Pumain

    2002-03-01

    Full Text Available Cybergeo aura six ans en avril : dans la réalité du virtuel, dans l'univers récent et fluctuant de la publication en ligne, cela fait de nous, tout à la fois, des pionniers et des vétérans. De façon plus surprenante, il se trouve que nous sommes aussi uniques : parmi toutes les revues électroniques de sciences sociales, aucune ne combine comme Cybergeo ancienneté, publication exclusivement électronique, liberté d'accès au texte intégral, édition et gestion par des chercheurs, et comité de lec...

  16. Le Brahmane du Komintern

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Elizabeth Burgos

    2008-01-01

    Full Text Available Le Brahmane du Komintern, largometraje documental del realizador francés Vladimir León, constituye un ejercicio ejemplar de investigación histórica y  de lograda factura de realización. Y, pese a no haber contado con la ayuda de ninguno organismo público, se trata de un ambicioso proyecto que cubre una amplia extensión geográfica que abarca: Estados Unidos, México, Moscú, Berlín, y la India. Gira en torno a una figura que tuvo en su tiempo su hora de gloria. Un bengalí, hijo de braman, la c...

  17. (Sorghum bicolor (L.) Moench) du Nord du Burkina Faso

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    29 déc. 2014 ... sorghos à grains sucrés ont un cycle court et arrivent donc à maturité avant les autres sorghos et le mil d'où leur exploitation comme aliment de soudure par les paysans. L'organisation de la diversité morphologique des accessions de sorghos à grains sucrés du Nord du. Burkina autour principalement des ...

  18. OPERATION DU FOISONNEMENT

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Gholamreza Djelveh

    2010-04-01

    Full Text Available Mousses alimentaires sont un sous-ensemble des aliments connus sous le nom de produits fouettés ou des produits aérés. Ils sont des produits formulés avec des qualités telles que la légèreté et la souplesse et sont principalement consommés à l'apéritif ou au dessert. Les produits en mousse obtenue par dispersion d'un gaz dans une matrice alimentaire (la phase continue ont connu un développement croissant au cours des années 80 et 90. Le processus d'aération liés à leurs activités de production est appelée l'expansion ou à fouetter. Le document présente les principaux-paramètres du procédé du point permanent de la formulation, la mise en œuvre processus dans les installations pilotes et à l'échelle industrielle, la caractérisation des produits finis, la base énergétique de l'échelle de processus en place, et le lien entre la formulation, émulsion préparation de l'expansion. Cette vue d'ensemble de l'opération d'expansion continue, nous a permis de mettre en évidence le fait qu'il ya des opérations de l'unité encore mal décrite par le génie des procédés et pour lesquels les méthodes et outils pour l'extrapolation et la prédiction sont encore à leurs balbutiements.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  20. Alimentation du nouveau-ne et du nourrisson dans la region ...

    African Journals Online (AJOL)

    Alimentation du nouveau-ne et du nourrisson dans la region centrale du togo : pratiques familiales et communautaires avant la mise en oeuvre de la strategie « prise en charge integree des maladies de l'enfant »

  1. Le plurilinguisme du perroquet

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Manuel Mühlbacher

    2012-05-01

    Full Text Available La figure du perroquet occupe une position ambiguë face à la question de la traduction. Il est capable d’imiter des paroles en toutes les langues, mais il n’est capable d’en comprendre aucune — il ne peut que répéter des sons, c’est-à-dire des signifiants. Le traducteur semble faire le contraire quand il passe d’une langue à une autre en tâchant de transmettre une signification semblable par d’autres signes. L’article vise à discuter le rôle du traducteur et sa relation, éventuellement équivoque, au perroquet, en analysant la traduction allemande de Trois Contes par André Stoll et Cora van Kleffens. Un décalage au niveau sémantique peut éclairer l’interprétation du texte, par exemple en explicitant des allusions sous-jacentes, tandis que le transfert de la syntaxe française en allemand pose souvent des problèmes considérables. Comment le traducteur peut-il reproduire des structures syntaxiques qui n’existent pas en allemand, mais qui ne cessent de revenir dans le texte français ? Que faire si le texte se met à jouer au perroquet et finit par se singer lui-même ? André Stoll et Cora van Kleffens ont su trouver des stratégies pour affronter ces difficultés.The figure of the parrot holds an ambiguous position towards the question of translation. It is able to imitate all languages, but it will never understand any of them – its only skill is to mimic sounds, i.e. mere signifiers. On the contrary, the translator seems to be the antithesis of the parrot when he moves from one language to another. He endeavours to convey a similar meaning, but by different signs. The article aims at discussing the role of the translator and his or her eventually equivocal relation to the parrot by means of analysing the German translation of Trois Contes by André Stoll and Cora van Kleffens. Whereas a semantic divergence can result in a different tendency on the level of interpretation, as in the case of an underlying

  2. Some equipment for graphite research in swimming pool reactors; Quelques dispositifs d'etude du graphite dans les piles piscines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Seguin, M; Arragon, Ph; Dupont, G; Gentil, J; Tanis, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The irradiation devices described are used for research concerning reactors of the natural uranium type, moderated by graphite and cooled by carbon dioxide. The devices are generally designed for use in swimming pool reactors. The following points have been particularly studied: - maximum use of the irradiation volume, - use of the simplest technological solutions, - standardization of certain constituent parts. This standardization calls for precision machining and careful assembling; these requirements are also true when a relatively low irradiation temperature is required and the nuclear heating is pronounced. Finally, the design of these devices is suitable for the irradiation of other fissile or non-fissile materials. (authors) [French] Les dispositifs d'irradiation decrits servent aux etudes relatives a la filiere des reacteurs a uranium naturel, moderes au graphite et refroidis par le gaz carbonique. Ils sont generalement concus pour etre utilises dans des piles piscines. L'accent a ete mis sur: - l'utilisation au maximum du volume d'irradiation, - le recours aux solutions technologiques les plus simples, - la standardisation de certaines parties constitutives. Cette standardisation impose un usinage precis et un montage soigne, lesquels sont egalement necessaires lorsqu'on doit obtenir une temperature d'irradiation relativement basse alors que l'echauffement nucleaire est important. Enfin, la conception de ces dispositifs est valable pour irradier d'autres materiaux non fissiles ou fissiles. (auteurs)

  3. Etat Du Magnesium Dans Quelques Sols Sales Du Sud Et Du ...

    African Journals Online (AJOL)

    étude a été réalisée sur 86 échantillons de sols provenant du Centre et du Sud de l´Irak. L\\'expérimentation a consisté, d´une part, à calculer les différents sels dominants dans les sols salés par la méthode de combinaison hypothétique et, ...

  4. Caractérisation des sables et morphologie du fond du lac du ...

    African Journals Online (AJOL)

    Une analyse sédimentologique et minéralogique réalisée sur un cycle hydrologique entre octobre 2004 et août 2005 a permis d\\'évaluer les charges solides en suspension et de caractériser les sédiments du lac du barrage de Taabo. La concentration moyenne en matières en suspension (12 mg.L-1) et la turbidité ...

  5. Caractérisation des sables et morphologie du fond du lac du ...

    African Journals Online (AJOL)

    Administrateur

    Une analyse sédimentologique et minéralogique réalisée sur un cycle hydrologique entre octobre 2004 et août 2005 a permis d'évaluer les charges solides en suspension et de caractériser les sédiments du lac du barrage de Taabo. La concentration moyenne en matières en suspension (12 mg.L-1) et la turbidité ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  8. Le bal du loup

    CERN Multimedia

    Happy Children's Home

    2013-01-01

    The Bord'eau amateur theatre group will graciously perform a play of their creation Le bal du loup Saturday 19 October 2013 at 20:00 Sunday 20 October at 17:00 in the Théâtre des Grottes Rue Louis Favre 43, 1201 Genève Children from age 12 upwards. Summary: The new-elected mayoress of a small village would like to clean up the town by prohibiting alcohol and getting rid of its prostitutes. Then along comes « Massimo Lupo » the pimp... The performances will be given to support the Happy Children's Home charity, which runs a foster-home in Pokhara for Nepali children:  http://www.happychildrenshome.org/ Admission : minimum charge of 10 CHF per person requested, to cover the cost of technical assistance and theatre rental. Any profit will be used solely for the foster-home. At the end of each performance members of the HCH charity will be happy to answer any questions you may have. The theatre has 86 seats, thank you for reserv...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ryabukhina, Yu. S.

    1963-11-15

    . On a etudie le comportement de deux alliages eutectiques de l'indium en presence de certains materiaux de construction; la premiere installation a ndium-gallium est entree en service au debut de 1960. Des travaux ulterieurs ont permis d'equiper le reacteur IRT de l'Academie des sciences de Georgie d'une boucle modele permettant d'obtenir dans le.canal d'irradiation une activite maximum equivalent a environ 100 g de radium, et d'installer une boucle d'essai a indium-gallium-etain dans le canal du reacteur IRT appartenant a l'Institut de l'energie atomique de l'Academie des sciences de l'URSS. Enfin, en 1962, une boucle a indium - gallium - etain a ete mise en service dans le reacteur IRT de l'Academie des sciences de Lituanie, en vue d'executer des irradiations a une echelle semi-industrielle. Son activite maximum atteignait, dans le dispositif d'irradiation, un niveau equivalent a 30 000 g de radium. Le memoire se compose des quatre parties suivantes: 1. ''Calcul des boucles d'irradiation''; les auteurs generalisent les resultats des travaux sur les methodes de calcul des boucles d'irradiation. 2. ''Modele d'une boucle d'irradiation a indium-gallium pour le reacteur IRT-2000 de Tbilisi''; les auteurs decrivent le fonctionnement de la boucle. 3. ''Boucle d'irradiation a indium-gallium-etain du reacteur nucleaire IRT de l'Academie des sciences de Lituanie''; les auteurs decrivent le fonctionnement de la boucle. 4.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  11. Effets de la microdose sur la production du niébé, du mil et du ...

    African Journals Online (AJOL)

    Effets de la microdose sur la production du niébé, du mil et du sorgho en fonction la toposéquence. Fatimata Saba, Sibiri Jean Baptiste Taonda, Idriss Serme, Alimata A. Bandaogo, Augustin P. Sourwema, Adama Kabre ...

  12. Dynamique des populations du foreur des tiges du cacaoyer ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    30 nov. 2014 ... déprédateur dans la région du Haut-Sassandra, la deuxième plus grande région de production de cacao en. Côte d'ivoire. Méthodologie et résultats : L'étude a été réalisée de 2009 à 2013 dans les plantations villageoises de la région du Haut-Sassandra en Côte d'Ivoire. Les variations des taux d'attaques ...

  13. Dynamique des populations du foreur des tiges du cacaoyer ...

    African Journals Online (AJOL)

    Objectif : Le foreur de tiges du cacaoyer, Eulophonotus myrmeleon Felder cause aujourd'hui d'énormes dégâts dans les cacaoyères ivoiriennes. La présente étude vise à déterminer les périodes de fortes attaques de ce déprédateur dans la région du Haut-Sassandra, la deuxième plus grande région de production de ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  15. Gestion durable du paysage

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Jean-David Gerber

    2009-03-01

    Full Text Available Le paysage est de plus en plus perçu comme une ressource. À ce titre, il est nécessaire de trouver des instruments juridiques, politiques ou économiques susceptibles de gérer cette « ressource-paysage » sur le long terme. Le gouvernement suisse a introduit récemment l’instrument des parcs naturels régionaux, organisés selon le modèle français, dans sa législation de protection de la nature et du paysage. Une mise en regard des nouveaux parcs avec des structures de gestion beaucoup plus anciennes, les bourgeoisies et les corporations, permet de mettre en évidence les forces et les faiblesses de chacun de ces instruments dans leur contribution à résoudre les rivalités d’usage entre acteurs utilisant ou influençant la ressource paysage. Cette comparaison permet de formuler des recommandations pratiques concernant la gestion de cette ressource.The landscape is increasingly perceived as a resource. For this reason, it is necessary to find legal, political and economic instruments that will succeed in managing this “resource landscape” in the long term. The Swiss government recently introduced the instrument of regional nature parks into the legislation governing nature and landscape preservation; the proposed parks are organized on the basis of the French model. The examination of the new parks from the perspective of much older management structures, i.e. the civic municipalities (bourgeoisies and corporations, makes it possible to demonstrate the strengths and weaknesses of each of these instruments in their contribution to the resolution of use rivalries between actors who use or influence the resource landscape. This comparison also enables the formulation of practical recommendations regarding the management of this resource.

  16. Le Developmental Entrepreneurship Program du Massachusetts ...

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

    Faire en sorte que les étudiants venant des pays en développement pour étudier au MIT retournent ensuite dans leurs pays respectifs afin d'y concrétiser leurs idées est un souci majeur du MIT, des bailleurs de fonds et du milieu du développement. Ce projet palliera à ce souci en soutenant la formation des fellows du ...

  17. Les dispositifs du Net art

    OpenAIRE

    Fourmentraux, Jean-Paul

    2010-01-01

    La pratique du Net art radicalise la question du potentiel communicationnel d’un média —Internet— qui constitue tout à la fois le support technique, l’outil créatif et le dispositif social de l’œuvre. Les technologies de l’information et de la communication (TIC) placent en effet l’œuvre d’art au cœur d’une négociation socialement distribuée entre l’artiste et le public. L’article est focalisé sur cette construction collective du Net art et sur ses mises en scènes. Il montre le travail artist...

  18. L'administration du travail et la production du droit du travail (1906-1960). : Note de synthèse du rapport de recherche

    OpenAIRE

    Le Crom , Jean-Pierre

    2007-01-01

    Synthèse d'un rapport de recherche dont l'objectif est d'appréhender le rôle de l'administration centrale du travail dans la production du droit du travail. Deux dimensions sont explorées : le profil des rédacteurs et l'organisation des structures.

  19. Position adopted by the government about the safety options of the EPR reactor project; Prise de position du gouvernement concernant les options de surete du projet de reacteur EPR

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2004-10-01

    On September 28, 2004, on behalf of the French ministers in charge of nuclear safety, the general director of nuclear safety and radiation protection addressed to the president of Electricite de France (EdF) a letter presenting the government's position about the safety options of the EPR (European Pressurized Reactor) project. On the basis of the examination carried out by the nuclear safety authority (ASN) and by the permanent group of reactor experts, the government has considered these options as satisfactory with respect to the safety improvement objectives. Therefore, the government requested EdF to comply with these technical rules for any future reactor development. This dossier includes: the letter of the government, the technical directives for the design and construction of the next generation of PWR-type reactors, the technical rules relative to the design of the main primary and secondary coolant circuits of PWR-type reactors, and the technical file about the safety of the EPR project reprinted from the 2003 report of nuclear safety and radiation protection authority. (J.S.)

  20. Study of colloidal particles behaviour in the PWR primary circuit conditions; Etude du comportement des particules colloidales dans les conditions physicochimiques du circuit primaire des reacteurs a eau sous pression

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Barale, M

    2006-12-15

    EDF wants to understand, model and limit primary circuit contamination of Pressurized Water Reactors by colloidal particles resulting from corrosion. The electrostatic behaviour of representative oxide particles (cobalt ferrite, nickel ferrite and magnetite) has been studied in primary circuit conditions with the influence of boric acid and lithium hydroxide. The isoelectric point (IEP) and the point of zero charge (PZC) of particles, measured between 5 C and 320 C, exhibit a minimum towards 200 C. The thermodynamic constants of the protonation equilibrium of surface sites were calculated. When boric acid is added, zeta potential and IEP decrease because of borate ions sorption. On the contrary, there is not effect of lithium ions. The modelling of these results under conditions representative of primary circuit shows that these oxides exhibit a negative surface charge, explaining their sorption and adhesion behaviour. (author)

  1. Réflexion sur l’origine du processus de segmentation du marche du travail

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Attia Nicole

    2006-01-01

    Full Text Available (francuski Ce travail propose une réflexion sur l'origine du processus de segmentation du marché du travail par rapport à l'entreprise. Se situe-t-elle au sein même de l'entreprise ou en amont, c'est à dire entre les entreprises? Cela revient à se demander si on peut avoir une approche microéconomique ou macroéconomique de la segmentation et, à s'interroger sur le rôle réel tenu par les firmes dans le processus. Déterminant pour la théorie, ce rôle est à repenser selon la réponse apportée à notre question.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  3. Un Nouveau Monde du Savoir

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

    Si les effets de la mondialisation sur l'économie, la politique ou encore les ..... Il souligne l'importance cruciale d'un plan stratégique d'internationalisation, ...... Lors du recrutement de nouveaux professeurs ( lorsque cette situation est ...

  4. rive gauche du fleuve Rimac

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

    tégée du fleuve et les terrains vagues d'une zone industrielle. .... Ces deux diagnostics sont d'importants outils qui contri- bueront à une meilleure planification ... conditions et instruments nécessaires pour améliorer la situation financière des ...

  5. Voorwoord Forward | du Plessis | Lexikos

    African Journals Online (AJOL)

    J.CM.D. du Plessis. Abstract. No Abstract. Full Text: EMAIL FREE FULL TEXT EMAIL FREE FULL TEXT · DOWNLOAD FULL TEXT DOWNLOAD FULL TEXT · AJOL African Journals Online. HOW TO USE AJOL... for Researchers · for Librarians · for Authors · FAQ's · More about AJOL · AJOL's Partners · Terms and Conditions ...

  6. Charte du Conseil des Gouverneurs

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

    Office 2004 Test Drive User

    7. favoriser des communications ouvertes et franches entre le personnel, la direction ..... de dresser le procès-verbal des réunions du Conseil et de ses comités et de veiller à ce ... et des résultats qu'il obtient, et non de sa gestion quotidienne.

  7. Bases biologiques du comportement social

    CERN Document Server

    Laborit, H

    1994-01-01

    Pour bien comprendre le comportement humain dans un environnement social,il est necessaire de comprendre comment fonctionne le systÂ?me nerveux central. L'une des principales fonctions du cerveau est de crÂ?er des relations entre leshumains.. .................

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-12-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Engelmann, P [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

    1962-03-15

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

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

    Science.gov (United States)

    Kryger, Bernard; Hagemann, Robert

    1982-06-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-03-15

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

  14. Paul Celan in Translation: "Du sei wie du"

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    John Felstiner

    1983-09-01

    Full Text Available Translating the lyric poetry of Paul Celan, especially his later poems, carries not only the endemic challenge and difficulty of any verse translation, but the added incentive of doing justice to a writer whose whole recourse after the Holocaust—whose sanctuary, if he was to have any at all—he sought in language itself, specifically in the Muttersprache , the mother tongue that was as well the tongue of those who murdered his mother and father. This essay exposes a process of translating "Du sei wie du" (1970, which perhaps more than any other poem by Celan, at once solicits and defies translation, moving as it does from modern to medieval German, and closing with Hebrew words from Isaiah— a messianic imperative that shows Celan verging as ever on his Jewish identity.

  15. Le parcours migratoire de jeunes ruraux du bled du kif

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Khalid Mouna

    2015-06-01

    Full Text Available Cet article analyse le parcours migratoire des jeunes ruraux originaires des zones de production du cannabis, jeunes qui cherchent à briser les chaînes de soumission et d’humiliation vécues au quotidien. Pour les jeunes concernés par notre étude, la migration constitue un moyen de s’intégrer dans des réseaux transnationaux et ainsi d’entamer une carrière de beznass (commerçant du cannabis. Ce parcours « initiatique » permet à ces jeunes de revenir au bled avec de nouvelles idées, des moyens accrus, et de jouer un rôle actif dans l’économie locale – qui reste pour eux focalisée sur la production de cannabis, cette dernière restant néanmoins officiellement interdite.

  16. Bassins versants du Loup, de la Cagne et du Malvan

    OpenAIRE

    Lepère, Cédric; Lautier, Laurence; Pellegrino, Emmanuel

    2013-01-01

    Identifiant de l'opération archéologique : 8453 Date de l'opération : 2007 (PC) ; 2007 (PI) Inventeur(s) : Lepère Cédric (AUT) ; Lautier Laurence (AUT) ; Pellegrino Emmanuel (AUT) Une campagne de prospection inventaire a été effectuée pendant trois mois, dans les bassins-versants de la Cagne, du Loup et du Malvan qui regroupent les communes de Cagnes-sur-Mer, Villeneuve-Loubet, La Colle-sur-Loup, Saint-Paul-de-Vence, Vence, Saint-Jeannet, Bezaudun, Tourrettes-sur-Loup, Roquefort-les-Pins, Le ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-03-15

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

  18. Marche du foncier urbain et promotion du logement au Benin ...

    African Journals Online (AJOL)

    Le marché du foncier urbain au Bénin est un secteur qui met en jeu l'intervention de plusieurs acteurs publics et privés mais également de l'informel. La notion de « foncier urbain » utilisée dans cet article englobe les acceptions et les utilisations faites en architecture, en urbanisme, en aménagement et en gestion urbaine.

  19. Gestion du parc agroforestier du terroir de Vipalogo (Burkina Faso ...

    African Journals Online (AJOL)

    Au Burkina Faso, l'arbre rural fait partie des systèmes de production. Le choix des espèces, leur densité, les modes de gestion ainsi que les besoins à satisfaire, obéissent à des critères propres aux producteurs. C'est pour comprendre ces logiques paysannes de la gestion du parc agroforestier que la présente étude a été ...

  20. Malformations du tube neural en chirurgie pediatrique du chu de ...

    African Journals Online (AJOL)

    encéphalocèle et 6 cas de sipina bifida. La cure chirurgicale a été le principal mode de prise en charge des patients. Seuls 91,38% des cas ont été opérés. Pour toutes les malformations du tube neural, nous avons enregistré 7 décès dont 2 décès ...

  1. Some particular aspects of control in nuclear power reactors; Quelques aspects particuliers du controle dans les piles atomiques de puissance

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    les differents laboratoires du Commissariat a l'Energie Atomique et de l'Electricite de France. A - Dans le domaine de l'instrumentation, ces etudes portent actuellement sur les technologies utilisees pour le developpement des detecteurs et cables susceptibles de fonctionner a haute temperature; sous rayonnement {gamma} eleve - et sur les techniques d'electronique rapide appliquees aux chambres a fissions qui permettent de faire des mesures de flux neutronique sous rayonnement {gamma} eleve (105 R/h). B - Dans le domaine general du controle et de la securite, les difficultes de redemarrage liees aux empoisonnements par les produits de fission conduisent a des etudes approfondies sur le comportement du reacteur en regime sous-critique. Les perturbations apportees aux mesures neutroniques par le mouvement des barres de controle necessitent une nouvelle organisation des chaines de mesure et de securite neutronique faisant intervenir au niveau de puissance des parametres correcteurs tels que: puissance thermique, temperature, activation Azote 16. En ce qui concerne les demarrages rapides, deux methodes nouvelles sont decrites liees essentiellement a la mesure du taux de fissions en fonction du temps, soit dans le cas d'une liberation continue a vitesse constante et elevee de reactivite, soit dans le cas d'une liberation de reactivite par paliers. Par ailleurs, l'application des techniques de deplacement automatique des detecteurs dans le cas des demarrages normaux semblent apporter une solution rationnelle au controle et a la securite. C - Dans le cadre des techniques ci-dessus, on decrit les dispositifs retenus pour la mesure et le controle de la puissance de la pile EDF III. (auteurs)

  2. L’Harmonie du monde

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Martine Clouzot

    2003-11-01

    Full Text Available La Bourgogne est particulièrement bien présente et représentée dans l’exposition sur la musique et ses représentations au Moyen Âge organisée par Isabelle Marchesin (université de Poitiers, Christine Laloue (conservatrice du Patrimoine au Musée et Martine Clouzot (université de Bourgogne, au Musée de la Musique à Paris du 26 mars au 27 juin 2004. En Côte-d’Or, à Dijon, la Bibliothèque municipale a donné son accord officiel pour le prêt de la Bible d’Etienne Harding, les Moralia in Job et u...

  3. Les vicissitudes du fret ferroviaire

    OpenAIRE

    DABLANC, L

    2010-01-01

    Dans beaucoup de pays européens, et plus encore en Amérique du Nord et en Asie, le transport de marchandises par le train a augmenté depuis dix ans. Cette activité réduit la part des marchandises acheminées par la route et contribue ainsi au développement durable : un camion émet 8 à 30 fois plus de dioxyde de carbone que le train, pour une distance et une quantité transportée équivalentes. Pourtant, la France a raté ce renouveau. Filiale du groupe public SNCF, la Société Fret SNCF, qui assur...

  4. L'energie du moustique

    CERN Document Server

    Augereau, J F

    2002-01-01

    ENSEMBLE DE QUATRE ARTICLES - LARGE HADRON COLLIDER: Le dernier accelerateur de particules du CERN, le LEP, produisait des faisceaux d'electrons de 100 GeV chacun. Le LHC, qui accelere des faisceaux de protons, leur communiquera une energie de 7 TeV chacun. Une energie a la fois colossale et derisoire. Un TeV represente a peu pres l'energie cinetique d'un moustique (1/2 page).

  5. Revision des Symphurus du Siboga

    NARCIS (Netherlands)

    Chabanaud, Paul

    1955-01-01

    Ce m’est un devoir particulièrement agréable que de saisir l’occasion de ce petit mémoire pour remercier M. L. F. DE BEAUFORT, M. H. ENGEL, Directeur du Zoologisch Museum, ainsi que M. J. J. HOEDEMAN de l’accueil qu’à diverses reprises, j’ai reçu de leur part, au Zoölogisch Museum, et aussi des

  6. Actes des 5èmes Journées Scientifiques du GDR3544 Sciences du Bois. Journées Annuelles du GDR 3544 Sciences du Bois

    OpenAIRE

    CHAPLAIN, Myriam; CARE, Sabine; GRIL, Joseph

    2016-01-01

    Le Groupement de Recherche en Sciences du bois (GDR3544 Sciences du Bois) a été créé en 2012 par le CNRS et renouvelé en 2016 pour 5 ans. La mission de ce groupement est : (1) de structurer la recherche sur le bois en France pour lui donner une visibilité nationale, (2) de contribuer au développement de la formation en sciences du bois et (3) de servir de relai aux réseaux internationaux de sciences du bois. Les 5èmes journées annuelles du GDR Bois ont été organisées à Bordeaux, au domaine du...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  8. Original Paper Performances comparées du HDL-cholestérol et du ...

    African Journals Online (AJOL)

    CT/HDL-C) et du HDL-Cholestérol est le meilleur prédicteur du SMet chez les adultes béninois. .... (Canada) et du. Ministère de la Santé du Bénin. Le consentement éclairé écrit a été obtenu de chaque participant avant leur recrutement dans.

  9. 35 Typologie des eaux de surface du bassin du Sebou par multi ...

    African Journals Online (AJOL)

    PR BOKO

    2Service de protection de la qualité de l'eau, Agence du Bassin Hydraulique du ... pour montrer l'évolution de la qualité biologique des eaux de surface du ..... Biological Indicators of Freshwater Pollution and Environmental Management,.

  10. Régionalisation du recrutement du personnel de santé au Burkina ...

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

    Régionalisation du recrutement du personnel de santé au Burkina Faso ... le ministère a adopté une politique de recrutement régionalisé de certaines catégories du ... de comprendre le contexte dans lequel une telle stratégie a été formulée, ...

  11. La disparition du temps en gravitation quantique

    OpenAIRE

    Saint-Ours, Alexis de

    2012-01-01

    Le but de ce travail est d’examiner l’incidence philosophique de la gravitation quantique sur le concept de temps. Je cherche à montrer qu’elle conduit à une disparition du temps comme dimension et ouvre la voie à une compréhension du temps comme variation et même à l’idée de variation pure. En l’absence de temps mécanique, il est cependant possible de définir un temps d’origine thermodynamique. Je montre en quoi cette dissociation du temps mécanique et du temps thermodynamique, fait écho à l...

  12. Au fil du temps (1976 ou la loi du seuil

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Isabelle Singer

    2010-04-01

    Full Text Available Ayant choisi de vivre dans un camion, les héros d’Au fil du temps (film de Wim Wenders de 1976 font du seuil une expérience particulière. Celle de la rupture avec toute idée de foyer et celle du refus d’appartenance à la terre natale, cette terre allemande traversée par une frontière le long de laquelle ils vont voyager, et qui les renvoie à chaque instant aux traumatismes de l’Histoire. Sur le pare-brise du camion, l’extérieur (campagnes indifférenciées, villes à l’abandon… et l’intérieur se superposent. Au fil du temps questionne le paysage : il s’agit d’en décoller un à un les mythes qui le recouvrent. L’image alors n’est plus surface mais volume à traverser, à lacérer et découvrir ce qui est tissé dans le paysage. La démarche de Wenders est alors proche de celle d’un de ses contemporains : Anselm Kiefer. Le paysage allemand provoque le rejet parce qu’il y a là toujours plus que le visible : des strates et des strates de culpabilité que le mythe - et c’est sa fonction - a recouvert. Et qu’il s’agira ici, de soulever. Le choix du nomadisme, c’est celui d’un état de l’humanité antérieur à l’idée de patrie. Et c’est aussi celui de la solitude, comme prix à payer à ce refus d’appartenance et à cette mise à jour des mythes. L’appartenance à la terre allemande et à son Histoire est profondément problématique parce que les pères sont fondamentalement coupables. On se reconnaîtra alors des pères de substitution : des pères de cinéma (Nicholas Ray ou Fritz Lang. Et l’on substituera l’Histoire du cinéma à l’Histoire. Bruno est réparateur ambulant de projecteurs et Au fil du temps dressera, au gré de ses pérégrinations, un état des lieux du cinéma allemand des années soixante-dix : déliquescent, colonisé par les images hollywoodiennes. Il faut que cela change : état du cinéma ; état des protagonistes solitaires en quête d’une identit

  13. Industrial treatment of solutions of fission products. Separation of caesium-137; Traitement industriel de solutions de produits de fission. Separation du cesium-137

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    sources solides a partir du melange brut, sans separation; b) separation d'un ou plusieurs produits de fission determines a partir desquels sont confectionnees les sources. L'examen de la composition radioactive du melange de produits de fission resultant de l'exploitation des reacteurs de Marcoule (G1, G2 et G3) montre que le cesium-137 represente a lui seul 30 pour cent de l'energie {gamma} disponible a la sortie de l'usine plutonium, 70 pour cent deux ans apres et pratiquement 100 pour cent au bout de 5 ans. Il n'y a donc qu'un interet minime a entreprendre la confection de sources avec le melange de produits de fission, la separation du cesium ne representant pas un travail plus complique et conduisant a un produit dont les possibilites d'utilisation sont plus nombreuses. Nous avons envisage la separation du cesium-137 par une methode derivee de la methode connue basee sur la precipitation du cesium par l'acide phosphotungstique. Dans les methodes publiees, le phosphotungstate est completement dissous et le cesium est extrait de la solution par echange de cations ou par elimination des ions phosphates et tungstates sur une resine echangeuse d'anions. Nous avons etudie la transformation du phosphotungstate de cesium en phosphate et tungstate de baryum par emploi de l'hydroxyde de baryum qui remet le cesium en solution en hydroxyde. Les avantages sont les suivants: - decontamination plus poussee du cesium-137, sans purification supplementaire; - possibilite de transformation directe en sulfate de cesium; - simplification generale du mode operatoire, et par consequent de l'installation. (auteur)

  14. Industrial treatment of solutions of fission products. Separation of caesium-137; Traitement industriel de solutions de produits de fission. Separation du cesium-137

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    confection de sources solides a partir du melange brut, sans separation; b) separation d'un ou plusieurs produits de fission determines a partir desquels sont confectionnees les sources. L'examen de la composition radioactive du melange de produits de fission resultant de l'exploitation des reacteurs de Marcoule (G1, G2 et G3) montre que le cesium-137 represente a lui seul 30 pour cent de l'energie {gamma} disponible a la sortie de l'usine plutonium, 70 pour cent deux ans apres et pratiquement 100 pour cent au bout de 5 ans. Il n'y a donc qu'un interet minime a entreprendre la confection de sources avec le melange de produits de fission, la separation du cesium ne representant pas un travail plus complique et conduisant a un produit dont les possibilites d'utilisation sont plus nombreuses. Nous avons envisage la separation du cesium-137 par une methode derivee de la methode connue basee sur la precipitation du cesium par l'acide phosphotungstique. Dans les methodes publiees, le phosphotungstate est completement dissous et le cesium est extrait de la solution par echange de cations ou par elimination des ions phosphates et tungstates sur une resine echangeuse d'anions. Nous avons etudie la transformation du phosphotungstate de cesium en phosphate et tungstate de baryum par emploi de l'hydroxyde de baryum qui remet le cesium en solution en hydroxyde. Les avantages sont les suivants: - decontamination plus poussee du cesium-137, sans purification supplementaire; - possibilite de transformation directe en sulfate de cesium; - simplification generale du mode operatoire, et par consequent de l'installation. (auteur)

  15. Le vide univers du tout et du rien

    CERN Document Server

    Diner, Simon

    1997-01-01

    Pourquoi l'Univers plutôt que le vide ? Le temps et l'espace existent-ils en l'absence de l'Univers ? Que reste-t-il quand tout est enlevé ? Pourquoi quelque chose plutôt que rien ? Depuis des siècles, ces interrogations mobilisent philosophes et physiciens. Mais aujourd'hui, le vide n'est pas le rien. Il serait même l'acteur central de l'histoire de la matière et de l'Univers, le partenaire privilégié de la physique. Vide et matière ne sont plus deux manifestations séparées de la nature, mais deux aspects d'une même réalité. Le vide est l'état de base dont la matière émerge, sans couper son cordon ombilical Le vide comme Univers du rien cède la place au vide comme Univers du tout. Que le vide puisse être conçu par les physiciens comme réservoir potentiel d'univers, voici qui ne devrait laisser personne indifférent. Ce livre ouvre un débat et nous convie à une réflexion surprenante.

  16. Image du savoir, image du pouvoir dans le Lapidaire

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Marta LACOMBA

    2007-01-01

    Full Text Available À travers le prologue et les enluminures de présentation, le Lapidaire d’Alphonse X oriente l’interprétation de l’œuvre. Ces paratextes mettent en avant le rôle capital du savoir, représenté par la métaphore du trésor caché, qui a ici une valeur topique. Ils mettent également en exergue le rôle que s’attribue le roi dans la transmission de ce savoir, et placent cette nouvelle attribution royale au cœur de son projet politique.A través del prólogo y las miniaturas de presentación, el Lapidario de Alfonso X orienta la interpretación de la obra. Estos paratextos subrayan el papel capital del saber, representado por la metáfora del tesoro escondido, que tiene aquí un valor tópico. Ponen asimismo de manifiesto el papel que se atribuye el monarca en la transmisión de ese saber y colocan esta nueva atribución real en el centro de su proyecto político.

  17. Main: 1DU5 [RPSD[Archive

    Lifescience Database Archive (English)

    Full Text Available 1DU5 トウモロコシ Corn Zea mays L. Zeamatin Precursor. Name=Zlp; Zea Mays Molecule: Zeamatin; Chai...eta Sandwich SWS:ZEAM_MAIZE,P33679|EMBL; U06831; AAA92882.1; -.|PIR; T02075; T02075.|PDB; 1DU5; X-ray; A/B=22-227.|Mai

  18. les cahiers du cread: About this journal

    African Journals Online (AJOL)

    les cahiers du cread: About this journal. Journal Home > les cahiers du cread: About this journal. Log in or Register to get access to full text downloads. Username, Password, Remember me, or Register · Journal Home · ABOUT THIS JOURNAL · Advanced Search · Current Issue · Archives. People. » Contact. Policies.

  19. Les figures multiples du maire.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Olivier Lebraud

    2004-06-01

    Full Text Available Alors même que l’ensemble du personnel gouvernemental et parlementaire est sujet à une relative désaffection de la part des citoyens, les maires français jouissent, on le sait, d’une popularité qui fait d’eux les figures centrales de la scène politique. Au-delà de la décentralisation, qui a souvent renforcé leur image de décideurs, ils ont su tirer parti de la dimension identitaire qui caractérise l’échelon communal pour devenir les acteurs indispensables de la vie locale. ...

  20. Vers une anthropologie du Confucianisme

    OpenAIRE

    Rieu , Alain-Marc

    2010-01-01

    Research in Anthropology developed in France by Jean-Pierre Vernant, Marcel Détienne and Philippe Descola opens the possibility to reframe the debate and research on the function of Confucianism in Chinese culture, history and society. This paper shows how Confucianism can be studied as a "mythology"; La fonction du Confucianisme dans l'histoire de la société et de la culture chinoise, les débats et les reconstructions dont il est l'objet et l'enjeu, ouvre la possibilité de l'étudier d'un poi...

  1. Special metallurgy - the electrical butt-welding by flashing of sintered magnesium-magnesium oxide composites (1963); Metallurgie speciale - le soudage electrique en bout par etincelage du composite fritte magnesium-magnesie (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

    phenomenes electriques lies a l'etincelage. A cote de cette partie generale ou theorique, nous avons applique ce procede de soudage a la liaison du magnesium fritte, composite magnesium-magnesie, dont l'utilisation comme element de structure dans les reacteurs nucleaires est envisagee. (auteur)

  2. Special metallurgy - the electrical butt-welding by flashing of sintered magnesium-magnesium oxide composites (1963); Metallurgie speciale - le soudage electrique en bout par etincelage du composite fritte magnesium-magnesie (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

    pendant le soudage et aux phenomenes electriques lies a l'etincelage. A cote de cette partie generale ou theorique, nous avons applique ce procede de soudage a la liaison du magnesium fritte, composite magnesium-magnesie, dont l'utilisation comme element de structure dans les reacteurs nucleaires est envisagee. (auteur)

  3. Session du Conseil du CERN : le ministre britannique, Robert Jackson, souligne l'intérêt de on pays pour l'avenir du CERN : décisions du Conseil pour la mise en oeuvre des recommandations du Comité d'évaluation du CERN: départ anticipé pour 200 membres au moins du personnel - mise à jour de la méthode de calcule pour les contributions des Etats Membres au budget

    CERN Multimedia

    CERN Press Office. Geneva

    1988-01-01

    Session du Conseil du CERN : le ministre britannique, Robert Jackson, souligne l'intérêt de on pays pour l'avenir du CERN : décisions du Conseil pour la mise en oeuvre des recommandations du Comité d'évaluation du CERN: départ anticipé pour 200 membres au moins du personnel - mise à jour de la méthode de calcule pour les contributions des Etats Membres au budget

  4. Bases en technique du vide

    CERN Document Server

    Rommel, Guy

    2017-01-01

    Cette seconde édition, 20 ans après la première, devrait continuer à aider les techniciens pour la réalisation de leur système de vide. La technologie du vide est utilisée, à présent, dans de nombreux domaines très différents les uns des autres et avec des matériels très fiables. Or, elle est souvent bien peu étudiée, de plus, c'est une discipline où le savoir-faire prend tout son sens. Malheureusement la transmission par des ingénieurs et techniciens expérimentés ne se fait plus ou trop rapidement. La technologie du vide fait appel à la physique, à la chimie, à la mécanique, à la métallurgie, au dessin industriel, à l'électronique, à la thermique, etc. Cette discipline demande donc de maîtriser des techniques de domaines très divers, et ce n'est pas chose facile. Chaque installation est en soi un cas particulier avec ses besoins, sa façon de traiter les matériaux et celle d'utiliser les matériels. Les systèmes de vide sont parfois copiés d'un laboratoire à un autre et le...

  5. New Instruments and Principles for the Dimensional Measurement and Measurement of Spacing of Reactor Components; Nouveaux Instruments et Procedes de Mesure des Dimensions et de l'Espacement des Elements d'un Reacteur; Novye pribory i printsipy izmereniya razmerov i raspolozheniya komponentov reaktora; Nuevos Instrumentos y Principios para Medir las Dimensiones y la Separacion Entre Componentes de Reactor

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

    continu, des dimensions de parties constitutives metalliques de reacteurs et explique diverses methodes de mesure pour les metaux terreux et non terreux (champs magnetiques des courants continus et des courants alternatifs, courants de Foucault). Il decrit des instruments et donne des exemples de mesure telecommandee du diametre, de l'ovalisation, de la distorsion, etc., de diverses pieces; il expose des methodes de mesure de l'espacement des elements de la zone active du reacteur. Le memoire decrit un instrument permettant d'enregistrer le profil de surface et de faire la lecture directe des valeurs de la rugosite (profondeur de rugosite, degre de polissage, direction des irregularites et valeur quadratique moyenne). Il donne des exemples typiques d'emploi de cet instrument pour les pieces d'un reacteur. L'auteur traite en particulier de la possibilite d'utiliser un petit lecteur polyvalent, a l'aide de manipulateurs, dans les zones actives et pour les matieres 'chaudes'. Il discute l'augmentation de la rugosite de surface en fonction de l'accroissement de l'irradiation. (author) [Spanish] Full text: El autor presenta los problemas de medicion del espesor de hojas y de paredes de tubos y recipientes de material austenftico y no ferroso. Se exponen dos metodos para medir el espesor de paredes sin usar elementos en contacto con las mismas: el metodo de las corrientes de Foucault para medir el espesor de hojas y recipientes de material no ferroso y austenftico, empleando bobinas de transicion, y el empleo de corrientes de Foucault para medir espesores de pared en tubos mediante bobinas anulares extensivas. Se describen los instrumentos adecuados y sus aplicaciones. El autor discute ademas la medicion de espesores de pared en componentes no ferrosos para reactores mediante el 'metodo de la esfera magnetica' y explica el principio de este nuevo procedimiento de medicion, se analiza su alcance, sobre todo para mediciones localizadas, y se describe un instrumento utilizado en

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

    The AETR concept is reviewed in reference to existing theory, nuclear parameters, and potential neutron economy. The effect of thorium resonance capture in graphite-moderate d systems with median absorption energies in the range from 0.10 to 100 keV have been studied. Narrow-resonance (NR) and wide-resonance (NRIA) formulations are used to obtain the temperature-dependent effective resonance integral of thorium rods which are expressed as equivalent multi-group cross-sections. The need for nuclear data in the intermediate energy range led to design and con- struction of a critical assembly. Nuclear design of this assembly emphasizes the importance of cross-section data and the theoretical interpretation of these experimental results, both pertinent to the design of an AETR. The accuracy of the analytical techniques has been demonstrated in the analysis of ZPR-III experimental results. Three heat-transfer configurations are compared using doubling time as an optimizing parameter. The effect of Pa{sup 233} and uranium-isotope s production on relative neutron economy, potential breeding ratios, and burn-up characteristics are evaluated in regard to the uncertainties in the nuclear cross-sections. (author) [French] L'auteur analyse la conception de l'AETR du point de vue de la theorie actuelle, des parametres nucleaires et du bilan potentiel de neutrons. On a etudie l'effet de la capture par resonance dans le thorium, dans des systemes ralentis au graphite pour des energies d'absorption moyennes comprises entre 0,10 et 100 keV. On utilise des formules de resonance etroite et de resonance large pour obtenir l'integrale de resonance effective en fonction de la temperature, relative aux barres de thorium dont on tient compte dans ces calculs en les exprimant sous forme des sections efficaces multigroupes equivalentes. Pour obtenir les donnees nucleaires indispensables pour la gamme d'energies intermediaires, on a ete amene a etudier et a construire un ensemble critique. L

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

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

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

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

  9. COMMUNICATION DU CREDIT AGRICOLE - French version only

    CERN Multimedia

    2003-01-01

    La Direction du Crédit Agricole informe son aimable clientèle du CERN des jours et heures d'ouverture de l'agence du site de Prévessin à compter du mardi 14 janvier 2003 : 1. Horaires pour les opérations bancaires courantes 7 jours sur 7 et 24h/24 avec l'espace libre service bancaire. 2. Horaires conseil du mardi au vendredi - Mardi, de 9h. à 12h. et de 14h.15 à 16h.30. - Mercredi, jeudi et vendredi, de 9h. à 12h. et de 13h.30 à 16h.30. Deux collaboratrices au lieu d'une seront désormais présentes toute la journée du mardi au vendredi pour vous accueillir, vous informer et vous conseiller en crédits et placements (réception conseil sur rendez-vous). Autre nouveauté : les mêmes conseillers seront aussi à votre disposition le samedi, sur notre agence de Gex, de 8h.15 à 13h.05, notamment pour les études de financements habitat. La Direction et toute l'équipe de l'agence du Crédit Agricole vous souhaitent une excellent année 2003.

  10. Nouvelles du Centre Aéré de l’Association du Personnel du CERN

    CERN Multimedia

    Jardin d'enfants

    2015-01-01

    Cet été 2015, durant quatre semaines d’été, le Centre Aéré a accueilli plus de 40 enfants âgés de 4 à 6 ans. Devant le succès rencontré, et à la demande des parents, il a été décidé d’en doubler la capacité maximale. A l'été 2016, du 4 au 29 juillet, la structure pourra accueillir les enfants de 4 ans révolus et de moins de 7 ans (nés après le 31/07/2009 mais avant  01/07/2012). Les inscriptions se feront à la semaine durant le mois d'Avril 2016. Les programmes sont en cours d'élaboration cependant nous pouvons déjà vous communiquer le thème conducteur du centre qui sera : à la découverte d'un continent différent chaque ...

  11. Coordonnateur du bureau d'assistance | CRDI - Centre de ...

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

    Résumé des fonctions. En tant que membre de l'équipe du Bureau d'assistance au sein de la Section du service à la clientèle (SSC), le coordonnateur du Bureau d'assistance offre au personnel du Centre et aux autres utilisateurs reconnus des installations TI du Centre un soutien de première ligne en matière d'utilisation ...

  12. La population du Moyen-Orient et de l'Afrique du Nord contribue ...

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

    29 avr. 2016 ... Le degré d'apport au contenu varie grandement d'une population à l'autre. Si les habitants du Moyen-Orient et de l'Afrique du Nord (région MENA) utilisent Wikipédia, ils y contribuent cependant moins que les populations d'autres régions du monde. Le contenu au sujet de la région MENA est, le plus ...

  13. L'action du CRDI — le développement du secteur privé

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

    Cathy Egan

    Le CRDI est du nombre. Il reconnaît depuis longtemps la valeur de l'industrie, des échanges et du commerce comme moteurs de la croissance économique. Grâce au soutien concret qu'il a accordé au développement du secteur privé, le CRDI a appris que deux types d'aide peuvent porter fruit : améliorer le con- texte dans ...

  14. Sulphite metabolism; Metabolisme du sulfite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    Although the formation of sulphite by micro-organisms was observed as early as 1914 by Neuberg, it was only in 1932 that Nightingale showed it to be present inside cells, in the case of tomato leaf stalks, its formation being due to the reaction: SO{sub 3}H{sup -} + (S{sub 2}O{sub 3}){sub 2}{sup --} {yields} S{sub 2}O{sub 3}{sup --} + O{sub 3}S{sub 2}O{sub 3}{sup --}. The presence of the thiosulphate formed was shown by the high refractive index of its barium salt. Today we have a certain amount of data concerning the formation and use of sulphite in the living cell, even through the knowledge is still incomplete. In this article we will describe and discuss the facts which are known, with particular reference to the oxidation of sulphite. (author) [French] Si la formation de sulfite par des micro-organismes a ete observee des 1914 par Neuberg, sa presence a l'interieur des cellules a ete demontree pour la premiere fois par Nightingale en 1932, dans des tiges et des feuilles de tomates, par la reaction: SO{sub 3}H{sup -} + (S{sub 2}O{sub 3}){sub 2}{sup --} {yields} S{sub 2}O{sub 3}{sup --} + O{sub 3}S{sub 2}O{sub 3}{sup --}. Le thiosulfate forme etait mis en evidence par l'indice de refraction eleve de son sel de baryum. Aujourd'hui on possede un certain nombre de donnees, cependant encore tres incompletes, sur la formation du sulfite et son utilisation par la cellule vivante. Dans cet expose nous decrirons et discuterons quelques-unes de ces acquisitions, tout particulierement celles relatives a l'oxydation du sulfite. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

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

  16. Monnaie du commun et revenu social garanti

    OpenAIRE

    Baronian, Laurent; Vercellone, Carlo

    2015-01-01

    Le but de cet article est de poser les bases d’une approche de la monnaie du commun à partir d’une interrogation évincée par la théorie économique des biens communs. Notre analyse de la relation entre monnaie et théorie du commun s’articulera en trois parties. Dans la première, il s’agit d’établir une conception dynamique du commun au singulier dans laquelle la question de la monnaie et des mutations de la division du travail occupe une place centrale. Cette démarche fondée sur la triade trav...

  17. Paysans du Brésil

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Dominique Temple

    2007-01-01

    Full Text Available Eric Sabourin, « Paysans du Brésil : Entre échange marchand et réciprocité » Paris, Editions Quae, 241p, 30 euros, (préface de Maxime Haubert, 2007Dans la présentation du livre, Maxime Haubert dit :«Cet ouvrage propose une analyse socio-anthropologique et agronomique des sociétés rurales et paysannes du Brésil et des transformations qu'elles ont connues ces dernières décennies, en particulier face aux interventions de l'Etat et à l'expansion du marché capitaliste (.... «Le livre pose d'abor...

  18. Daphne du Maurier' unustatud jutud / Udo Uibo

    Index Scriptorium Estoniae

    Uibo, Udo, 1956-

    2011-01-01

    Ajalehe "The Independent" teatel kavatseb kirjastus "Virago" maikuus avaldada Daphne Du Maurier lühiproosa kogumiku "Nukk" (The Doll), mille on koostanud tema loomingu suur austaja Ann Willmore ja mis sisaldab 13 unustatud ja seni avaldamata novelli

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-06-15

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

  20. Aux frontières du politique et du religieux

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Frédéric Sylvanise

    2006-05-01

    Full Text Available The Autobiography of Miss Jane Pittman met en scène de manière spectaculaire deux figures de leadership noir-américain au XIXe siècle (Ned et au XXe siècle (Jimmy. Ned, fils adoptif de Jane Pittman, se rebaptise Professor Douglass en hommage au leader abolitionniste Frederick Douglass. S’il est fondamentalement laïc (il est instituteur, le texte lui confère néanmoins une dimension religieuse, notamment dans le chapitre intitulé « The Sermon at the River » , qui renvoie à la fois à Moïse (le fleuve et à Jésus (le sermon sur la montagne. Abattu par un tueur à gages, Ned est un martyr dont l’histoire était déjà écrite. Le personnage de Jimmy, attendu par toute une communauté comme le messie (alors que lui aussi est un laïc et un homme qui perd la foi, s’inscrit dans la même histoire. Lettré, éloquent et impliqué dans le mouvement pour les droits civils, il est assassiné comme son prédécesseur. Dans les deux cas, le texte lie donc le politique et le biblique comme s’il ne faisait qu’un : être un leader politique, c’est être un preacher et un messie qui guide le peuple. Il est possible de lire l’évocation de ces deux hommes à la lumière d’une certaine actualité. Ned et Jimmy connaissent en effet un sort proche de celui de Malcolm X et de Martin Luther King, récemment assassinés au moment de l’écriture de The Autobiography of Miss Jane Pittman. C’est l’histoire de la répression du leadership noir, au travers du portrait de deux de ses avatars, qui peut donc se lire en creux ici.

  1. Complications du traitement traditionnel des fractures : aspects ...

    African Journals Online (AJOL)

    Tous les patients reçus avec des complications du traitement traditionnel des fractures ont été inclus dans ce travail. Le diagnostic des lésions était clinique et radiologique. Nous avions reçu 51 patients porteurs de complications suite à des traitements de médecine traditionnelle, soit 13,7% du total des patients hospitalisés ...

  2. Le désordre du monde

    African Journals Online (AJOL)

    sulaiman.adebowale

    Le début du XXIe siècle se caractérise par l'accumulation et la consécution ..... Unis a présidé à la naissance aux forceps de cet outil d'équilibre du monde en ... De toute évidence, l'ONU reste l'instrument qui a marqué le siècle dernier,.

  3. A critical summary of microscopic fast-neutron interactions with reactor structural, fissile and fertile materials; Apercu critique des interactions microscopiques des neutrons rapides avec les materiaux de construction et les matieres fissiles et fertiles utilisees dans les reacteurs; Kriticheskij obzor mikroskopicheskog o vzaimodejstviya bystrykh nejtronov s konstruktsionnymi, rasshcheplyayushchimis ya i vosproizvodyashchim i reaktornymi materialami; Resumen critico de las interacciones microscopicas de los neutrones rapidos con los materiales estructurales fisionables y fertiles utilizados en los reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Smith, A B [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    Prevailing knowledge of fast-neutron-induced reactions utilized in the nuclear design of reactor systems is reviewed. Principal emphasis is placed upon microscopic experimental methods, results and precisions. Fast-neutron scattering is considered in detail, including the results of experimental determinations of scattering from oxygen, iron, zirconium, niobium, tungsten, thorium and uranium. Representative results of experimental studies of fast-neutron capture and fast-neutron-induced fission are given. The measurements discussed not only provide results of considerable applied usefulness but axe also examples of the application of advanced experimental nuclear techniques. Areas of limited, conflicting or non-existent experimental information are outlined. A prognosis of future knowledge of fast-neutron reactions is made, with emphasis on the fulfillment of reactor requirements for basic nuclear data. (author) [French] L'auteur fait le point des connaissances sur les reactions provoquees par les neutrons rapides sur lesquelles on tend a fonder les projets de reacteurs. Il met en relief les methodes, les resultats et la precision de mesures experimentales a l'echelle microscopique. Il etudie en detail la diffusion des neutrons rapides, et donne les resultats de mesures experimentales de diffusion dans l'oxygene, le fer, le zirconium, le niobium, le tungstene, le thorium et l'uranium. Il donne les resultats les plus significatifs d'etudes experimentales sur la capture des neutrons rapides et sur la fission provoquee par des neutrons rapides. Les mesures etudiees, non seulement fournissent des renseignements d'une utilite pratique considerable, mais aussi constituent des exemples de l'application de techniques experimentales nucleaires a la pointe du progres. L'auteur indique les domaines ou les donnees experimentales sont limitees, contradictoires ou inexistantes. Il se livre a des pronostics sur le developpement des connaissances experimentales en matiere de

  4. Pru du 2S albumin or Pru du vicilin?

    Science.gov (United States)

    Garino, Cristiano; De Paolis, Angelo; Coïsson, Jean Daniel; Arlorio, Marco

    2015-06-01

    A short partial sequence of 28 amino acids is all the information we have so far about the putative allergen 2S albumin from almond. The aim of this work was to analyze this information using mainly bioinformatics tools, in order to verify its rightness. Based on the results reported in the paper describing this allergen from almond, we analyzed the original data of amino acids sequencing through available software. The degree of homology of the almond 12kDa protein with any other known 2S albumin appears to be much lower than the one reported in the paper that firstly described it. In a publicly available cDNA library we discovered an expressed sequence tag which translation generates a protein that perfectly matches both of the sequencing outputs described in the same paper. A further analysis indicated that the latter protein seems to belong to the vicilin superfamily rather than to the prolamin one. The fact that also vicilins are seed storage proteins known to be highly allergenic would explain the IgE reactivity originally observed. Based on our observations we suggest that the IgE reactive 12kDa protein from almond currently known as Pru du 2S albumin is in reality the cleaved N-terminal region of a 7S vicilin like protein. Copyright © 2015 Elsevier Ltd. All rights reserved.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Haefele, W. [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

    1962-03-15

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

  6. 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)

  7. Les effets du changement climatique dans le bassin du Congo : la ...

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

    22 avr. 2016 ... Dans le bassin du fleuve Congo, plus de 80 % des habitants vivent exclusivement de l'agriculture, de la pêche, de l'élevage et de la cueillette, qui sont des activités largement tributaires du climat.

  8. Engagez-vous, devenez délégué(e) du personnel du CERN

    CERN Multimedia

    Staff Association

    2017-01-01

    Dans notre ECHO N° 275, nous avons annoncé les élections à venir au Conseil du personnel du CERN. Dans le présent ECHO, nous vous informons du lancement du processus des élections qui débute par le dépôt des candidatures. Tous les titulaires, boursiers et associés, qui sont aussi membres de l’Association du personnel, peuvent s’engager et déposer leur candidature entre le 11 septembre à 08 h 00 et le 13 octobre 2017 à 17 h 00. N’hésitez plus, remplissez le formulaire de candidature, présentez-vous aux élections au Conseil du personnel afin de pouvoir représenter et défendre vos collègues du personnel du CERN. ÊTRE DÉLÉGUÉ(E), C’EST QUOI ? Poser la question à plusieurs d...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-02-01

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

  11. Aux marges du monde arabe

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Hélène Thiollet

    2004-09-01

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

  12. Cirque du Monde as a health intervention

    Science.gov (United States)

    Fournier, Cynthia; Drouin, Mélodie-Anne; Marcoux, Jérémie; Garel, Patricia; Bochud, Emmanuel; Théberge, Julie; Aubertin, Patrice; Favreau, Gil; Fleet, Richard

    2014-01-01

    Abstract Objective To present Cirque du Soleil’s social circus program, Cirque du Monde, to explore its potential as a primary health care tool for family physicians. Data sources A review of the literature in PubMed, the Cochrane Library, PsycINFO, LaPresse, Eureka, Google Scholar, and Érudit using the key words circus, social circus, Cirque du Monde, and Cirque du Soleil; a Montreal-based initiative, Espace Transition, modeled on Cirque du Monde; and personal communication with Cirque du Soleil’s Social Circus Training Advisor. Study selection The first 50 articles or websites identified for each key word in each of the databases were examined on the basis of their titles and abstracts in the case of articles, and on the basis of their titles and page content in the case of websites. Articles and websites that explored an aspect of social circuses or that described an intervention that involved circuses were then retained for analysis. Because all literature on social circuses was searched, no criterion for year of publication was used. Synthesis No articles on the social circus as a health intervention were found. One study on the use of the circus as an intervention in schools was identified. It demonstrated an increase in self-esteem in the children who took part. One study on the use of the circus in a First Nations community was found; it contained nonspecific, qualitative findings. The other articles identified were merely descriptions of social circuses. One website was identified on the use of the social circus to help youth who had been treated in a hospital setting for major psychiatric disorders to re-enter the community. The team in the pediatric psychiatry department at Centre Hospitalier Universitaire Sainte-Justine, the children’s hospital in Montreal, Que, was contacted; they were leading this project, called Espace Transition. The unpublished preliminary findings of its pilot project demonstrate substantial improvements in overall patient

  13. Établissements recevant du public

    CERN Document Server

    2014-01-01

    Synthèse pour les installations électriques, des règles de sécurité contre les risques d’incendie et de panique dans les établissements recevant du public (ERP), selon l’arrêté du 25 juin 1980 modifié. L'ouvrage traite à la fois des dispositions communes aux établissements du 1er groupe (1ère à 4ème catégorie), du 2ème groupe (5ème catégorie) et des règles particulières applicables aux différents types d'établissements (structures d'accueil pour personnes âgées ou handicapées, hôtels, magasins de vente, restaurants et débit de boisson, établissements de soins, administration, châpiteaux, etc...) Sont ainsi notamment traités, dans le cadre des dispositions communes aux établissements du 1er groupe, pour les installations électriques normales : les installations des appareils, tableaux et canalisations, les locaux électriques et installation de machines, l'éclairage normal des locaux accessibles au public, le chauffage et la ventilation, l'installation d'eau chaude sanita...

  14. Sådan kan du bruge optioner og futures

    DEFF Research Database (Denmark)

    Kohl, Niklas

    2017-01-01

    Masterclass. Har du brug for at forsikre værdierne i din portefølje i en periode, hvor du forventer stor uro på finansmarkederne, kan du gøre det med optioner eller futures. Her kan du læse om de forskellige typer – og om de muligheder de giver dig.......Masterclass. Har du brug for at forsikre værdierne i din portefølje i en periode, hvor du forventer stor uro på finansmarkederne, kan du gøre det med optioner eller futures. Her kan du læse om de forskellige typer – og om de muligheder de giver dig....

  15. Aspects of Reactor Physics Research at the Victoria University of Manchester; Quelques Aspects des Experiences de Physique des Reacteurs a l'Universite Victoria de Manchester; Aspekty ehksperimental'nykh issledovanij po fizike reaktorov v universitete viktorii v manchestere; Trabajos de Fisica Experimental con Reactores Efectuados en la Universidad Victoria de Manchester

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Harris, M. J.; Walton, D. G. [Victoria University of Manchester (United Kingdom)

    1964-02-15

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

  16. Science et technologie du collage

    CERN Document Server

    Cognard, Jacques

    2003-01-01

    L'Homme a su coller avant de savoir écrire et compter. Le collage est en effet l'une des premières techniques d'assemblage d'une structure que l'homme ait utilisée, technique qui n'est devenue science qu'au début du 20e siècle avec la fabrication des premières colles synthétiques. Cette science de l'adhésion a considérablement progressé ces dix dernières années et ce livre présente l'état actuel des connaissances en décrivant les progrès considérables réalisés dans la compréhension des phénomènes fondamentaux qui font qu'un collage tient bien et durablement. Après l'exposé des bases scientifiques nécessaires et des modèles théoriques récents, l'auteur introduit la distinction entre collages faibles et collages forts puis expose les difficultés rencontrées dans les cas pratiques, difficultés souvent dues à la complexité de la chimie des surfaces et des réactions surface-polymère. L'ouvrage se termine par la présentation de quelques applications récentes, en particulier dans...

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

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

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

  18. Couzeix – Les Terres du Puy Dieu

    OpenAIRE

    Maniquet, Christophe

    2013-01-01

    Identifiant de l'opération archéologique : 122281 Date de l'opération : 2005 (EX) Dans le cadre du projet de construction d'un lotissement constitué de trois pavillons au lieu-dit « Les Terres du Puy Dieu », un diagnostic archéologique a été prescrit par le service régional de l'Archéologie. En effet, plusieurs sites archéologiques avaient été inventoriés à proximité immédiate de la zone d'intervention. On notera, en particulier, la découverte en 1982, près du Puy Dieu, au cours de travaux de...

  19. Development of an apparatus for measuring the thermal conductivity of irradiated or non-irradiated graphite; Realisation d'un appareil de mesure de la conductibilite thermique du graphite irradie ou non irradie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bocquet, M; Micaud, G

    1962-07-01

    An apparatus was developed for measuring the thermal conductivity coefficient K of irradiated or non-irradiated graphite. The measurement of K at around room temperature with an accuracy of about 6% is possible. The study specimen is placed in a vacuum between a hot and a cold source which create a temperature gradient {delta}{theta}/ {delta}x in the steady state. The amount of heat transferred, Q, is deduced from the electrical power dissipated at the hot source, after allowing for heat losses. The thermal conductivity coefficient is defined as: K = Q/S. {delta}x/{delta}{theta}, S being the cross section of the sample. Systematic studies have made it possible to determine the mean values of the thermal conductivity. (authors) [French] Un appareil de mesure du coefficient de conductibilite thermique K du graphite irradie ou non irradie a ete realise. Utilisant le principe du transfert de chaleur, il permet de mesurer K au voisinage de la temperature ambiante avec une precision de 6 pour cent environ. L'echantillon de graphite etudie est place sous vide entre une source chaude et une source froide qui creent en regime permanent un gradient de temperature {delta}{theta}/{delta}x La quantite de chaleur transferee Q est deduite de la puissance electrique dissipee dans la source chaude en deduisant les pertes thermiques. Le coefficient de conductibilite thermique est defini par: K = Q/S. {delta}x/{delta}{theta} S designant la section de l'echantillon. Des etudes systematiques ont permis de determiner pour differents graphites non irradies les valeurs moyennes des coefficients de conductibilite thermique. Ces etudes ont mis en evidence pour un type de graphite donne, l'influence de la densite apparente sur le coefficient de conductibilite thermique. A partir de mesures effectuees sur des echantillons de graphite irradies preleves par carottage dans les empilements des reacteurs a moderateur de graphite les variations du rapport K0/Ki en fonction de la dose et de la

  20. Profils des porteurs du VIH/SIDA au début du traitement ...

    African Journals Online (AJOL)

    But : Décrire les profils des porteurs de VIH/sida au début du traitement antirétroviral. Matériels et méthode: Les dossiers des porteurs du VIH/sida de la région maritime ont été analysés de mai 2008 à avril 2009 par le comité thérapeutique. Résultats: Parmi les 641 dossiers analysés, 67,40% venaient du district de Yoto.

  1. Distribution spatiale du singe à ventre rouge, Cercopithecus ...

    African Journals Online (AJOL)

    danger et endémique du Dahomey Gap est très peu documenté au Togo. Pour connaître sa ..... chaque secteur prospecté ainsi que celui du complexe en entier. ..... 2008-009 portant loi-cadre sur l'environnement au Togo. JO du 06 juin. 2008.

  2. Directeur, Gestion du risque et audit interne | CRDI - Centre de ...

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

    Résumé des fonctions En qualité de dirigeant principal de l'audit (DPA), ... président du Centre et au président du Comité des finances et de l'audit une assurance et des ... Il fournit des services de gestion du risque organisationnel et d'autres ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  5. Webzzle : paradoxal confort du confinement.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Marc Dumont

    2007-06-01

    Full Text Available La plupart des agences de « news » technologiques viennent de se faire l’écho du développement de Webzzle , un nouveau moteur de recherche dit « collaboratif ». Ce cas est tout à fait intéressant parce qu’il permet de pointer rapidement quelques grands enjeux du Web 2 que risquent souvent de dissimuler la jungle sémantique et l’enthousiasme qui l’entourent. Pour quelles raisons ? Rappelons d’abord les deux principales perspectives ouvertes par cette nouvelle ...

  6. Krypton purification (1961); Purification du krypton (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Larher, Y [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Institut Fourier, 38 - Grenoble (France)

    1961-07-01

    The amount of xenon in otherwise very pure krypton can be reduced from 1.5 to 0.0025 per cent approximately by passage through an activated carbon column at dry-ice temperature. The circulation of the krypton is effected by condensing at -196 deg. C and then evaporating. (author) [French] Le taux de xenon dans du krypton par ailleurs tres pur est ramene de 1,5 pour cent a 0,0025 pour cent environ au cours d'un passage a travers une colonne de charbon actif a la temperature de la carboglace. La circulation du krypton se fait par condensation a -196 deg. C, puis evaporation. (auteur)

  7. Comparative analysis of operation and safety of subcritical nuclear systems and innovative critical reactors; Analyse comparative du fonctionnement et de la surete de systemes sous-critiques et de reacteurs critiques innovants

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bokov, P.M

    2005-05-01

    The main goal of this thesis work is to investigate the role of core subcriticality for safety enhancement of advanced nuclear systems, in particular, molten salt reactors, devoted to both energy production and waste incineration/transmutation. The inherent safety is considered as ultimate goal of this safety improvement. An attempt to apply a systematic approach for the analysis of the subcriticality contribution to inherent properties of hybrid system was performed. The results of this research prove that in many cases the subcriticality may improve radically the safety characteristics of nuclear reactors, and in some configurations it helps to reach the 'absolute' intrinsic safety. In any case, a proper choice of subcriticality level makes all analyzed transients considerably slower and monotonic. It was shown that the weakest point of the independent-source systems with respect to the intrinsic safety is thermohydraulic unprotected transients, while in the case of the coupled-source systems the excess reactivity/current insertion events remain a matter of concern. To overcome these inherent drawbacks a new principle of realization of a coupled sub-critical system (DENNY concept) is proposed. In addition, the ways to remedy some particular safety-related problems with the help of the core sub-criticality are demonstrated. A preliminary safety analysis of the fast-spectrum molten salt reactor (REBUS concept) is also carried out in this thesis work. Finally, the potential of the alternative (to spallation) neutron sources for application in hybrid systems is examined. (author)

  8. Experience feedback examination in PWR type reactors operating for the 1997-1999 period; Examen du retour d'experience en exploitation des reacteurs a eau sous pression pour la periode 1997-1999

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2004-07-01

    The present report is relative to the examination that the permanent group has made on the experience feedback in operation for PWR type reactors for the period 1997-1999 that was on eleven themes chosen by the Nuclear Safety and Radiation Protection Authority. It used analysis reports made by I.R.S.N. in support of four meetings of the permanent group devoted to this examination from April 2001 to June 2002. The different themes were operating uncertainties, machining to vibrations, analysis of incidents and gaseous releases, circuits, human factors, behaviour of electric batteries, risk of cold source loss. (N.C.)

  9. Fuel cycle: the transition between the third and the fourth generation of reactors; Cycle du combustible: faire la transition vers les 3eme et 4eme generations de reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2008-07-01

    Many challenges arrive today for the french research and development on the fuel cycle: promote the industrial technologies, improve the world increase of the nuclear and adapt the fuel cycle technologies to the future reactors. In this framework the report presents after a recall on the fuel cycle, the researches on the fuel, the optimization of the recycling, the wastes management, the simulation and Phenix an experimentation tool for the fuel. (A.L.B.)

  10. Modeling by artificial neural networks. Application to the management of fuel in a nuclear power plant; Modelisation par reseaux de neurones. Application a la gestion du combustible dans un reacteur

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gaudier, F

    1999-07-01

    The determination of the family of optimum core loading patterns for Pressurized Water Reactors (PWRs) involves the assessment of the core attributes, such as the power peaking factor for thousands of candidate loading patterns. Despite the rapid advances in computer architecture, the direct calculation of these attributes by a neutronic code needs a lot of of time and memory. With the goal of reducing the calculation time and optimizing the loading pattern, we propose in this thesis a method based on ideas of neural and statistical learning to provide a feed forward neural network capable of calculating the power peaking corresponding to an eighth core PWR. We use statistical methods to deduct judicious inputs (reduction of the input space dimension) and neural methods to train the model (learning capabilities). Indeed, on one hand, a principal component analysis allows us to characterize more efficiently the fuel assemblies (neural model inputs) and the other hand, the introduction of the a priori knowledge allows us to reducing the number of freedom parameters in the neural network. The model was built using a multi layered perceptron trained with the standard back propagation algorithm. We introduced our neural network in the automatic optimization code FORMOSA, and on EDF real problems we showed an important saving in time. Finally, we propose an hybrid method which combining the best characteristics of the linear local approximator GPT (Generalized Perturbation Theory) and the artificial neural network. (author)

  11. Optimization by simulation of the coupling between a sub-critical reactor and its spallation source. Towards a pilot reactor; Optimisation par simulation du couplage entre un reacteur sous-critique et sa source de spallation. Application a un demonstrateur

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kerdraon, D

    2001-10-01

    Accelerator Driven Systems (ADS), based on a proton accelerator and a sub-critical core coupled with a spallation target, offer advantages in order to reduce the nuclear waste radiotoxicity before repository closure. Many studies carried out on the ADS should lead to the definition of an experimental plan which would federate the different works in progress. This thesis deals with the neutronic Monte Carlo simulations with the MCNPX code to optimize such a system in view of a pilot reactor building. First, we have recalled the main neutronic properties of an hybrid reactor. The concept of gas-cooled eXperimental Accelerator Driven System (XADS) chosen for our investigations comes from the preliminary studies done by the Framatome company. In order to transmute minor actinides, we have considered the time evolution of the main fuels which could be reasonably used for the demonstration phases. The neutronic parameters of the reactor, concerning minor actinide transmutation, are reported. Also, we have calculated the characteristic times and the transmutation rates in the case of {sup 99}Tc and {sup 129}I isotopes. We have identified some neutronic differences between an experimental and a power ADS according to the infinite multiplication coefficient, the shape factor and the level of flux to extend the demonstrator concept. We have proposed geometric solutions to keep the radial shape factor of a power ADS acceptable. In the last part, beyond the experimental XADS scope, we have examined the possible transition towards an uranium/thorium cycle based on Molten Salt Reactors using a power ADS in order to generate the required {sup 233}U proportion. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rubiolo, P.R

    2000-03-01

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

  13. AREVA Technical Days (ATD) session 3: operations of the reactors and services division, technical and economic aspects; AREVA Technical Days (ATD) session 3: les activites du pole reacteurs et services, aspects techniques et economiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2003-07-01

    These technical days organized by the Areva Group aims to explain the group activities in a technological and economic point of view, to provide an outlook of worldwide energy trends and challenges and to present each of their businesses in a synthetic manner. This third session deals with the reactors technologies basics, the EPR and SWR 1000 issues and outlook, the nuclear systems of the future, the business opportunities and business models. (A.L.B.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  15. The molten salt reactors (MSR) pyro chemistry and fuel cycle for innovative nuclear systems; Congres sur les reacteurs a sels fondus (RSF) pyrochimie et cycles des combustibles nucleaires du futur

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Brossard, Ph. [GEDEON, Groupement de Recherche CEA CNRS EDF FRAMATOME (France); Garzenne, C.; Mouney, H. [and others

    2002-07-01

    In the frame of the studies on next generation nuclear systems, and especially for the molten salt reactors and for the integrated fuel cycle (as IFR), the fuel cycle constraints must be taken into account in the preliminary studies of the system to improve the cycle and reactor optimisation. Among the purposes for next generation nuclear systems, sustainability and waste (radio-toxicity and mass) management are important goals. These goals imply reprocessing and recycling strategies. The objectives of this workshop are to present and to share the different strategies and scenarios, the needs based on these scenarios, the experimental facilities available today or in the future and their capabilities, the needs for demonstration. It aims at: identifying the needs for fuel cycle based on solid fuel or liquid fuel, and especially, the on-line reprocessing or clean up for the molten salt reactors; assessing the state-of-the-art on the pyro-chemistry applied to solid fuel and to present the research activities; assessing the state-of-the-art on liquid fuels (or others), and to present the research activities; expressing the R and D programs for pyro-chemistry, molten salt, and also to propose innovative processes; and proposing some joint activities in the frame of GEDEON and PRACTIS programs. This document brings together the transparencies of 18 contributions dealing with: scenario studies with AMSTER concept (Scenarios, MSR, breeders (Th) and burners); fuel cycle for innovative systems; current reprocessing of spent nuclear fuel (SNF) in molten salts (review of pyro-chemistry processes (non nuclear and nuclear)); high temperature NMR spectroscopies in molten salts; reductive extraction of An from molten fluorides (salt - liquid metal extraction); electrochemistry characterisation; characterisation with physical methods - extraction coefficient and kinetics; electrolytic extraction; dissolution-precipitation of plutonium in the eutectic LiCl-KCl (dissolution and precipitation processes); cold salt: potentiality and preliminary results; TOPIC: redox control of MSR fuel (MSR: nominal operating conditions for the reprocessing process and redox control); technical aspects of R and D of some advanced non-aqueous reprocessing technologies for MSR systems (promising innovative separation and partitioning processes for the MSR fuel cycle); nominal operating conditions for MSR reprocessing process - data base needed and experiments for reprocessing validation; corrosion and materials for MSR and for pyro-chemistry processes; MSR reactor physics - dynamic behaviour; what safety principles for MSR? (MSR and integrated cycle (IFR) safety approach); experimental programmes in the frame of the SPHINX project of MS transmuter (programme of irradiated probes BLANKA, experimental facilities (MSR)); ISTC 1606 status - experimental study of molten salt technology for safe, low-waste and proliferation resistant treatment of radioactive waste and plutonium in accelerator-driven and critical systems. (J.S.)

  16. Microstructural characterization and model of hardening for the irradiated austenitic stainless steels of the internals of pressurized water reactors; Caracterisation microstructurale et modelisation du durcissement des aciers austenitiques irradies des structures internes des reacteurs a eau pressurisee

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pokor, C

    2003-07-01

    The core internals of Pressurized Water Reactors (PWR) are composed of SA 304 stainless steel plates and CW 316 stainless steel bolts. These internals undergo a neutron flux at a temperature between 280 deg C and 380 deg C which modifies their mechanical properties. These modifications are due to the changes in the microstructure of these materials under irradiation which depend on flux, dose and irradiation temperature. We have studied, by Transmission Electron Microscopy, the microstructure of stainless steels SA 304, CW 316 and CW 316Ti irradiated in a mixed flux reactor (OSIRIS at 330 deg C between 0,8 dpa et 3,4 dpa) and in a fast breeder reactor at 330 deg C (BOR-60) up to doses of 40 dpa. Moreover, samples have been irradiated at 375 deg C in a fast breeder reactor (EBR-II) up to doses of 10 dpa. The microstructure of the irradiated stainless steels consists in faulted Frank dislocation loops in the [111] planes of austenitic, with a Burgers vector of [111]. It is possible to find some voids in the solution annealed samples irradiated at 375 deg C. The evolution of the dislocations loops and voids has been simulated with a 'cluster dynamic' model. The fit of the model parameters has allowed us to have a quantitative description of our experimental results. This description of the microstructure after irradiation was coupled together with a hardening model by Frank loops that has permitted us to make a quantitative description of the hardening of SA 304, CW 316 and CW 316Ti stainless steels after irradiation at a certain dose, flux and temperature. The irradiation doses studied grow up to 90 dpa, dose of the end of life of PWR internals. (author)

  17. Introduction to the study of an optimal control for irradiation loops of the reactor Pegase; Introduction a l'etude d'une commande optimale des boucles d'irradiation du reacteur Pegase

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    The control system under consideration is made up of: a regulation unit consisting of a conventional nonlinear looped circuit for static tests, a cycling unit operating in open loop for dynamic tests. After a definition of a mathematical model for an irradiation loop, the behaviour of the regulation unit is studied, first of all theoretically using three-dimensional topological methods, and then by analogue simulation. A prototype unit is under construction and its principal characteristics are given. Finally, as far as the cycling unit is concerned, the first tests involving self-instruction technique, are described. (author) [French] Le systeme de commande envisage se compose de r: une unite de regulation se presentant sous la forme d'un circuit boucle classique non-lineaire, pour les essais statiques, une unite de cyclage fonctionnant en boucle ouverte, pour les essais dynamiques. Apres avoir defini un modele mathematique d'une boucle d'irradiation, on etudie le comportement de l'unite de regulation d'abord de facon theorique par les methodes topologiques a trois dimensions, puis par une simulation analogique. Une unite prototype est en cours de realisation, les principales caracteristiques en sont donnees. Enfin, en ce qui concerne l'unite de cyclage, les premiers essais effectues faisant appel aux techniques d'autoapprentissage, sont decrits. (auteur)

  18. Study of potential of nuclear waste transmutation and safety characteristics of an hybrid system: sub critical accelerator reactor; Etude du potentiel de transmutation et des caracteristiques de surete d`un systeme hybride: accelerateur reacteur sous critique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Tchistiakov, A

    1998-04-01

    The study of potential of nuclear waste transmutation for the new reactor systems - hybrid reactors - was the object of this work. Global review of different projects is presented. The basic physical parameters definitions, as neutron surplus and relative importance of external source neutrons, are introduced and explained. For these parameters, numerical values are obtained. The advantage in neutron surplus of fast system is noted. Equilibrium model and corresponding toxicities of different isotopes nd nuclear cycles are presented. Numerical analysis for equilibrium model converge validation are performed also. The study of neutron consumption by `transmutable` Long-Lived Fission Products (Tc, I and Cs) show the possibility of their incineration in dedicated fast hybrid reactors. Equilibrium model shown the influence of reprocessing losses level to cycle toxicity level. Relations between specific fuel inventories (mass normalised by power unit) for thermal and fast spectra are examined. The differences are relatively small. Finally, few hybrid reactor concepts with different objects were analysed. These studies confirm that in frameworks of certain Nuclear Energy scenarios the fast hybrid systems can reduce significantly the radio-toxicity of fuel cycle. Preliminary analyses of sub-critical reactor behaviour show big potential of this reactor type in `Transient of Power` kind of accident, even if more detailed study is necessary. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Benboudjema, F

    2002-12-15

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

  20. ALIBABA, an assistance system for the detection of confinement leaks in a PWR reactor; ALIBABA, un systeme d`aide a la detection des voies de fuites du confinement sur un reacteur a eau sous pression

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bedier, P.O.; Libmann, M. [CEA Centre d`Etudes de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France). Dept. de Mecanique et de Technologie

    1995-12-31

    The objective of the Crisis Technical Center (CTC) of the French Institute for Nuclear Protection and Safety (IPSN) is to estimates the consequences of a given nuclear accident on the populations and the environment. ALIBABA is a data processing tool available at the CTC and devoted to the detection of confinement leaks in 900 MWe PWR reactors using the activity values measured by the captors of the installation. The heart of this expert system is a structural and functional representation of the different components directly involved in the leak detection (isolating valves, ventilation systems, electric boards etc..). This tool can manage the availability of each component to make qualitative and quantitative balance-sheets. This paper presents the ALIBABA software, an industrial prototype realized with the SPIRAL knowledge base systems generator at the CEA Reactor Studies and Applied Mathematics Service (SERMA) and commercialized by CRIL-Ingenierie Society. It describes the techniques used for the modeling of PWR systems and for the visualization of the survey. The functionality of the man-machine interface is discussed and the means used for the validation of the software are summarized. (J.S.). 6 refs.

  1. Effets de la microdose sur la production du niébé, du mil et du ...

    African Journals Online (AJOL)

    respectivement pour le sorgho, le mil et le niébé comparativement au témoin. La microdose a été .... Les prix utilisés sont celui du marché local au moment des semis pour les engrais soit 17500 FCFA pour NPK et ..... Projet « Transfert de la.

  2. L’ombre du Condor

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Franck Gaudichaud

    2003-09-01

    Full Text Available Si l’on observe aujourd’hui, avec un regard d’historien, le Cône Sud à la fin des années soixante soixante-dix et que par, la suite, on tourne une page de quelques années, pour fixer la même partie du monde, le constat est sans appel : le sous-continent latino-américain est passé, en général, d’une phase de forte mobilisation et politisation sociale, montée en puissance de partis et organisations révolutionnaires, surgissements de gouvernements populistes de gauche ou progressistes – appelant à une rupture avec l’impérialisme –, à un reflux généralisé du mouvement ouvrier, une ère de violence politique étatisée, la destruction massive de tous les espaces d’expression et de participation démocratiques, l’écrasement physique et idéologique sans relâche des militants et mouvements révolutionnaires, la mise en place de modèles économiques capitalistes dirigistes puis/ou néolibéraux. Que s’est-il passé ? Quel fil conducteur a été rompu et par quels moyens l’Amérique Latine a été conduite à ce reflux des luttes sociales ? Pour répondre à cette question, nous nous contenterons dans cet article de focaliser notre objectif sur un aspect spécifique et essentiel de ce retournement de tendance que vit alors l���Amérique Latine : celui de la mise en place d’un terrorisme d’Etat contre-révolutionnaire transnational, appuyé par l’impérialisme américain, nommé « l’Opération Condor ». Dans cet article, il s’agit de montrer le fonctionnement d’un terrorisme hégémonique dont l’impact sur les sociétés latino-américaines est considérable en termes de destruction du mouvement social, des activités culturelles et de l’ensemble de la vie sociale et politique qui restent marquées, encore aujourd’hui à des degrés divers, par la violence, la peur et l’atomisation structurelle.Si miramos hoy en día, desde una perspectiva histórica, el Cono Sur hacia finales de

  3. Étude de la qualité des eaux usées des deux retenues du bassin du ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    31 mai 2017 ... Gourou au carrefour de l'Indénié à Abidjan en 2012. 11138. Journal of Applied .... retenues sont nées du projet de gestion intégrée du bassin du Gourou (CI-FAD, ..... Contrôle de la qualité microbiologique des eaux usées ...

  4. 26 Calcul multi-caractéristique du coût du non-qualité via la fonction ...

    African Journals Online (AJOL)

    PR BOKO

    Le coût du non - qualité (CNQ) est un indicateur permettant l'estimation de la marge ..... multicritères de Taguchi en fonction de l'évolution du poids et capacité du ... A Scheduling Example; International Journal of Information and Management.

  5. Le Flaubert de Charles Du Bos

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Jacques Neefs

    2009-01-01

    Full Text Available Charles Du Bos a porté une attention constante à l’œuvre de Flaubert (à l’exclusion de Bouvard et Pécuchet qui semble ne pas exister pour lui, à Madame Bovary et à L’Éducation sentimentale en particulier. La mise en relation de son étude : « Sur le milieu intérieur chez Flaubert », écrite en 1921, avec des textes du Journal de 1923 et de 1937, les rapprochements avec Gogol, Thomas Hardy, Tolstoï, Baudelaire, Henry James qui traversent les écrits de Du Bos, permettent de suivre ce que celui-ci décrit comme « l’expérience spirituelle » d’une matérialité comprise dans la conquête de la triple exigence du Beau, du Vivant et du Vrai. Du Bos décèle la force de l’œuvre de Flaubert dans la « disproportion » du style, et dans la puissance d’absorption qui fait la densité de cette prose, et qui désigne un extraordinaire travail de conversion. L’obscure expérience spirituelle ainsi poursuivie est celle d’un absolu de l’art, expérience paradoxale d’un « mystique qui ne croit à rien » (comme se désignait Flaubert lui-même, que le critique lie à une interrogation sur sa propre conversion.Charles Du Bos devoted an unflagging attention to Flaubert’s work (except for Bouvard et Pécuchet, which, apparently, according to him did not exist, to Madame Bovary and in particular L’Éducation sentimentale. The connection between his essay “Sur le milieu intérieur chez Flaubert”, written in 1921, and extracts from his Journal, from 1923 to 1937, the comparisons with Gogol, Thomas Hardy, Tolstoy, Baudelaire, and Henry James that run through the writings of Du Bos, allow us to follow what he terms “the spiritual experience” of a materiality encompassed in the conquest of the triple demand of the Beautiful, the Living, the Truth. Du Bos detects the power of Flaubert’s work in the “disproportion” of his style, and the power of absorption that forms the density of his prose, showing an

  6. Analyses de la dégradation du lac Kinkony pour la conservation du ...

    African Journals Online (AJOL)

    Le lac Kinkony fait partie des habitats clefs pour la biodiversité du Complexe des ... provide favoured habitat for numerous endemic and endangered avian, fish ... on fauna is essential for developing regional conservation and natural resource ...

  7. Consolidation du leadership en recherche en écosanté en Asie du ...

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

    1 juin 2016 ... Financée par le CRDI, l'Initiative de renforcement du leadership en recherche en écosanté en Asie du Sud‑Est appuie l'exécution, dans la région, de travaux de recherche qui visent à permettre de mieux comprendre les effets de la transformation de l'agriculture sur les écosystèmes et sur la santé humaine ...

  8. Accroissement de la compétitivité du Kenya dans l'économie du ...

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

    La promulgation par le Kenya du Science, Technology and Innovation Bill, 2012 confirme l'intérêt et la volonté du gouvernement de mettre en oeuvre désormais un programme de développement fondé sur la science. La loi offre aussi au CRDI l'occasion d'appuyer le programme de recherche et de politiques de la nouvelle ...

  9. Effets du travail du sol sur le comportement chimique et biologique ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    31 juil. 2017 ... RESUME. Objectif : L'objectif de cette étude est de comparer les effets de six techniques culturales de mise en place du blé tendre sur certaines propriétés chimiques et biologiques du sol et les conséquences sur le rendement grain et ses composantes dans la région «non chernozem» en 7ème années ...

  10. OGM : vers une définition commune du contenu du problème ?

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Icart Jean-Claude

    2001-07-01

    Full Text Available Les divergences croissantes depuis des années entre experts, responsables économiques, et acteurs sociaux et « citoyens » au sujet des OGM, ont pu être analysées à juste titre, comme exprimant la difficulté de dégager une « définition commune du contenu du problème »1.

  11. Évaluation du nouveau programme d'études du College of Health ...

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

    Ces changements étaient jugés nécessaires pour préparer les professionnels de la santé aux nouvelles exigences de la prestation de services de santé décentralisés, pour juguler les nouvelles pandémies comme celles du VIH/sida et du virus Ébola, ainsi que pour répondre aux besoins des malades dans les zones ...

  12. Une force venant du futur chercherait à saboter l'expérience du LHC...

    CERN Multimedia

    Scappaticci, Bruno

    2009-01-01

    "A quelques jours de la reprise de l'expérience du LHC, on ne parle plus de la menace d'un trou noir, mais deux physicines souteinnent aujourd'hui une tout autres hypothèse: la nature, depuis le futur, va continuer de contrarier les travaux du Cern, afin d'éviter à l'Homme de mettre le doigt là où il ne faut pas..." (1.5 pages)

  13. Cartes infographiques du Symposium Afrique de l'Ouest et du Centre

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

    fdieudonne

    VILLES SÛRES ET INCLUSIVES | AFRIQUE DE L'OUEST ET DU CENTRE. Spécificités de violence, d'exclusion, et de lutte contre la criminalité. République démocratique du Congo: Taux de natalité par femme, en moyenne 10 enfants, très élevé. Exclusion sociale exacerbée : des jeunes enfants accusés de sorcellerie.

  14. Une mesure différente du bien-être : l'indice du bonheur national ...

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

    À la lumière de ces données, le Centre for Bhutan Studies publiera, en 2011, un indice du BNB quantitatif. Cette subvention permettra à l'OPHI d'assister le Centre dans la synthèse et l'analyse des résultats de l'enquête de 2010. L'objectif : assurer la validité et la reconnaissance internationale de l'indice du BNB de sorte ...

  15. Influence of the flux axial form on the conversion rate and duration of cycle between recharging for ThPu and U{sub nat} fuels in CANDU reactors; Influence de la forme axiale du flux sur le taux de conversion et la duree du cycle entre rechargements pour du combustible ThPu et U{sub nat} dans les reacteurs CANDU

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chambon, Richard [Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie, Universite Joseph Fourier / CNRS-IN2P3, 53 Avenue des Martyrs, F-38026 Grenoble (France)

    2007-01-15

    To face the increasing world power demand the world nuclear sector must be continuously updated and developed as well. Thus reactors of new types are introduced and advanced fuel cycles are proposed. The technological and economic feasibility and the transition of the present power park to a renewed park require thorough studies and scenarios, which are highly dependent on the reactor performances. The conversion rate and cycle span between recharging are important parameters in the scenarios studies. In this frame, we have studied the utilisation of thorium in the CANDU type reactors and particularly the influence of axial form of the flux, i.e. of the recharging mode, on the conversion rate and duration of the cycle between recharging. The results show that up to a first approximation the axial form of the flux resulting from the neutron transport calculations for assessing the conversion rate is not necessary to be taken into account. However the time span between recharging differs up to several percents if the axial form of the flux is taken into consideration in transport calculations. Thus if the burnup or the recharging frequency are parameters which influence significantly the deployment scenarios of a nuclear park an approach more refined than a simple transport evolution in a typical cell/assembly is recommended. Finally, the results of this study are not more general than for the assumed conditions but they give a thorough calculation method valid for any recharging/fuel combination in a CANDU type reactor.

  16. The nuclear power stations of the French atomic energy programme (1960); Les centrales nucleaires de puissance du programme francais (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    chargement du reacteur dont les moyens de manutention ont ete augmentes; les echangeurs d'EDF2 ont ete concus de facon a accroitre la puissance unitaire des elements qui atteindra 9 MWt contre 3 pour EDF1. Pour EDF3 un avant-projet permet d'envisager un schema thermodynamique a un seul etage de pression. La memoire se termine par une description des systemes de detection de ruptures de gaines et donne en annexe un tableau comparatif detaille des caracteristiques des tranches EDF1, EDF2 et EDF3. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  18. Maison du Peuple; Jean Prouvè

    DEFF Research Database (Denmark)

    Beim, Anne

    2017-01-01

    The chapter presents a deep analysis of Maison du Peuple, de Clichy in Paris by the French architect and manufacturer Jean Prouvè. The historical context of the original ideas behind the building and how and by which means it was constructed are being examined from a tectonic perspective....

  19. les cahiers du cread - Vol 101 (2012)

    African Journals Online (AJOL)

    Les importations subventionnees de genisses a haut potentiel laitier : Un echec du a l'absence de politique laitiere globale · EMAIL FREE FULL TEXT EMAIL FREE FULL TEXT DOWNLOAD FULL TEXT DOWNLOAD FULL TEXT. Hamida Kheffache, Slimane Bedrani ...

  20. The case of Cirque du Soleil Dralion

    African Journals Online (AJOL)

    Cirque entered this landscape not by competing with the traditional circus, but by redefining it altogether (Leslie ... Amidst the decline in traditional travelling circuses in South Africa, the popularity of sold-out Cirque du Soleil ... about their motives in order to devise effective marketing strategies. Swanson, Davis and Zhao ...

  1. Picholine marocaine clones X Picholine du Languedoc

    African Journals Online (AJOL)

    SERVER

    2007-12-17

    Dec 17, 2007 ... marocaine" cultivar and the "Picholine du Languedoc" cultivar, the descendants and their parents were analysed using 35 ... marocaine" is the most dominant cultivar; more than 98% ... this proportion, a χ2 test was calculated to test the null hypothesis. ... a lethal or semi-lethal locus (Bradshaw and Stettler,.

  2. récolte du melon

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    30 sept. 2015 ... In vivo, 600 ppm of calcium silicate, calcium hydroxide and calcium oxide inhibited ... En 2013, la production du melon au Maroc a été .... Ca(OH)2, l'oxyde de calcium CaO, le sulfate de calcium ...... rot disease complex.

  3. PREDICTION DE LA CROISSANCE DU BANANIER PLANTAIN ...

    African Journals Online (AJOL)

    Hornik K., Stinchcombe M., White H., Auer P. 1994. Degree of approximation results of feedforward networks approximating unknown mapping et their derivatives. Neur. Net. Comp., 6 : 1262 - 1275. Jannoyer M. 1995. Déterminisme du nombre d'or- ganes reproducteurs d'une inflorescence de bananier (Musa acuminata, ...

  4. Etude de la transition ferroelectrique-ferroelastique du KD2PO4 forme du front de phase en fonction du gradient thermique

    OpenAIRE

    Kvítek, Zdeněk

    2010-01-01

    Etude de la transition ferroelectrique-ferroelastique du KD2PO4 forme du front de phase en fonction du gradient thermique The thesis explores complex process of first order transition of KD2PO4 crystal from tetragonal phase to ferroelectric - ferroelastic orthorhombic phase and back at temperature 209 K. The experimental set up of nitrogeneous cryostat allowes temperature and temperature gradient variations during simultaneous three axes optical sample observations, dielectric measurements. T...

  5. Néotoponymie contestée à Potchefstroom / Tlokwe (Province du Nord-Ouest, Afrique du Sud

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Myriam Houssay-Holzschuch

    2010-09-01

    Full Text Available Illustration 1 - Extrait du site de la municipalité de Potchefstroom / TlokweSource : http://www.potch.co.za/newsarchive/streetnames.htmlIllustration 2- Potchefstroom (Afrique du SudAuteur : Béatrice Obry-Guyot, début décembre 2007.Illustration 3 - Extrait du plan Google Map de PotchefstroomSource : Google Map.La question toponymique en Afrique du Sud sur la longue durée porte sur deux thèmes essentiels porteurs de controverses : le plurilinguisme et le marquage symbolique et mémoriel du te...

  6. Présentation du volume

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Ana Zwitter Vitez

    2012-12-01

    Full Text Available Dans de nombreuses disciplines scientifiques, le discours parlé représente depuis quelques décennies un objet de recherche proéminent. Ce fait s’explique probablement par deux caractéristiques principales du discours parlé: la structure complexe de sa matérialité et les fonctions variées de différentes pratiques langagières. C’est pourquoi le présent numéro réunit les articles basés sur les approches actuelles du discours parlé et sur les pratiques langagières spécifiques. Le volume est introduit par deux articles interdisciplinaires: Peter Garrard et Ahmed Samrah présentent le domaine de la pathologie du langage en donnant une revue fouillée sur les approches actuelles de l’analyse linguistique lors de la détection de la maladie d’Alzheimer, tandis que Harry Hollien donne un aperçu structuré sur le domaine de la phonétique judiciaire destiné à dévoiler l’identité des locuteurs et de détecter la déception dans le discours parlé. Les analyses explorant l’acquisition du langage commencent par l’article de Katharina Zipser qui examine la progression de structures grammaticales en les mettant en comparaison avec la compétence des apprenants et continuent par l’étude de Meta Lah proposant une évaluation des documents audiovisuels proposés aux apprenants de langue étrangère. Vesna Požgaj Hadži, Damir Horga et Tatjana Balažic Bulc remettent en question la corrélation entre la compétence linguistique et la fluence linguistique auprès de locuteurs non-maternels et l'analyse de Gemma Santiago Alonso aborde l'acquisition de l'article défini dans le langage enfantin. Les articles suivants se réunissent autour du domaine de l'interprétation: Jana Zidar Forte présente une approche actuelle dans l'entrainement d'interprètes, Lea Burjan analyse les phénomènes issus de la pratique de l'interprétation juridique et Simona  Šumrada traite de la reformulation dans le discours de la traduction et de

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

  9. DU-AGG pilot plant design study

    International Nuclear Information System (INIS)

    Lessing, P.A.; Gillman, H.

    1996-07-01

    The Idaho National Engineering Laboratory (INEL) is developing new methods to produce high-density aggregate (artificial rock) primarily consisting of depleted uranium oxide. The objective is to develop a low-cost method whereby uranium oxide powder (UO[sub 2], U[sub 3]O[sub ]8, or UO[sub 3]) can be processed to produce high-density aggregate pieces (DU-AGG) having physical properties suitable for disposal in low-level radioactive disposal facilities or for use as a component of high-density concrete used as shielding for radioactive materials. A commercial company, G-M Systems, conducted a design study for a manufacturing pilot plant to process DU-AGG. The results of that study are included and summarized in this report. Also explained are design considerations, equipment capacities, the equipment list, system operation, layout of equipment in the plant, cost estimates, and the proposed plan and schedule

  10. L’écologie du coupable.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    André Ourednik

    2006-04-01

    Full Text Available « Denn dass der Mensch erlöst werde von der Rache  : das ist mir die Brücke zur höchsten Hoffnung und ein Regenbogen nach langen Unwettern. » 1 Nous l’aurions presque oublié, en fouillant parmi les fondations du rapport moral au monde de nos sociétés, nous trouverons encore bien en place deux piliers érigés au cours du processus de la chrétienté : celui de l’ empathie et celui de la culpabilité . Le premier semble offrir le seul appui plausible à notre vivre ...

  11. DuPont Chemical Vapor Technical Report

    International Nuclear Information System (INIS)

    MOORE, T.L.

    2003-01-01

    DuPont Safety Resources was tasked with reviewing the current chemical vapor control practices and providing preventive recommendations on best commercial techniques to control worker exposures. The increased focus of the tank closure project to meet the 2024 Tri-Party Agreement (TPA) milestones has surfaced concerns among some CH2MHill employees and other interested parties. CH2MHill is committed to providing a safe working environment for employees and desires to safely manage the tank farm operations using appropriate control measures. To address worker concerns, CH2MHill has chartered a ''Chemical Vapors Project'' to integrate the activities of multiple CH2MHill project teams, and solicit the expertise of external resources, including an independent Industrial Hygiene expert panel, a communications consultant, and DuPont Safety Resources. Over a three-month time period, DuPont worked with CH2MHill ESH and Q, Industrial Hygiene, Engineering, and the independent expert panel to perform the assessment. The process included overview presentations, formal interviews, informal discussions, documentation review, and literature review. DuPont Safety Resources concluded that it is highly unlikely that workers in the tank farms are exposed to chemicals above established standards. Additionally, the conventional and radiological chemistry is understood, the inherent chemical hazards are known, and the risk associated with chemical vapor exposure is properly managed. The assessment highlighted management's commitment to addressing chemical vapor hazards and controlling the associated risks. Additionally, we found the Industrial Hygiene staff to be technically competent and well motivated. The tank characterization data resides in a comprehensive database containing the tank chemical compositions and relevant airborne concentrations

  12. Autour du paradigme d’écotourisme

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Anne-Laure Transler

    2008-02-01

    Full Text Available L’écotourisme ouvre un cadre conceptuel original qui permet d’envisager des démarches renouvelées de développement à partir des revenus issus de consommations touristiques mieux réfléchies et organisées, susceptibles de soutenir des initiatives de développement local s’inscrivant dans un projet global de développement durable. Variante douce du tourisme, loin du tourisme de masse, le champ de l’écotourisme s’étend aux confins du tourisme de nature, du tourisme culturel et des pratiques scientifiques et sportives de plein air. Une définition de l’écotourisme peut être proposée à partir des six points suivants : 1/ nature et culture, 2/ le bien-être des sociétés hôtes, 3/ des touristes responsables, 4/ la participation des sociétés hôtes, 5/ la durabilité, 6/ l’art de la rencontre.Ecotourism provides an original conceptual framework that enables approaches to development that are better able to provide a more equitable distribution of income, as well as better organized and thought through initiatives which are more likely to promote a holistic sustainable local development. With somewhat less negative impact than normal tourism, considerably less that mass tourism, ecotourism can encompass nature tourism, cultural tourism, scientific exploration, and even outdoor sports... A definition of ecotourism should take into account the following six points: 1/ nature and culture, 2/ the welfare of the host community, tourists acting responsibly, 3/ participation by the local community, 5 / sustainability , 6/ promotion of cultural exchanges

  13. Le cas du Brésil

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

    pwust

    important volet des activités de coopération du Brésil dans les pays en développement, ...... attention à l'Amérique latine ou aux Caraïbes, malgré la priorité accordée à .... prudente et sélective face aux opérations triangulaires, afin d'éviter la ...

  14. Fès, la cybercapitale du Maroc

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

    Fès, la cybercapitale du Maroc. La ville de Fès est devenue un modèle primé en matière de mise en œuvre efficace des technologies de l'information et de la communication (TIC) dans les services publics d'un pays africain. ès, au Maroc. Dans une pièce renfermée datant des années 1950, des centaines de documents.

  15. Inventaire des champignons ectomycorhiziens du Maroc

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    31 juil. 2014 ... RÉSUMÉ. Objectif : Le travail présenté ici a pour objectif de dresser, à partir de la bibliographie, l'inventaire des espèces ectomycorhiziennes du Maroc. Méthodologie et résultats : Les données sur les champignons, recueillies à partir de différents travaux publiés nous ont permis de réaliser un premier ...

  16. Les sens du musée

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Laurent Grison

    1999-09-01

    Full Text Available Cet article, fondé sur l'exemple de la National Gallery de Londres, porte sur l'intégration dans le cadre urbain, l'aménagement et les dynamiques spatiales du lieu muséal. Sur le même thème, nous relatons un exercice réalisé avec des lycéens.

  17. Technostress et autres revers du travail nomade

    NARCIS (Netherlands)

    Popma, J.

    2013-01-01

    L'Internet et l'utilisation des ordinateurs portables, des téléphones mobiles et des tablettes ont accru l'importance du « travail nomade». Ce type de travail, sans contrainte de lieu ni de temps, peut entraîner, d’après ce working paper, une plus grande autonomie et une plus grande flexibilité pour

  18. KYSTE DERMOÏDE DU PLANCHER BUCCAL

    African Journals Online (AJOL)

    18 juin 2007 ... molle, indolore bien limitée, sessile ou pédiculée, lisse avec un aspect jaune caractéristique[10]. La palpation bidigitale, l'échographie associée à une ponc- tion cytologique, le scanner et au mieux l'IRM sont essen- tiels pour l'orientation étiologique devant toute lésion du plancher buccal [8]. En effet, l'IRM ...

  19. Administration des subventions du CRDI aux institutions :

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

    IDRC CRDI

    Comment puis-je réviser le budget de mon projet ? Le CRDI couvre-t-il les dépenses engagées en sus du montant de la subvention ? De quelle façon le CRDI transmet-il les fonds ? Mon institution doit-elle déposer les fonds reçus pour le projet dans un compte bancaire distinct ? Combien de temps faut-il au CRDI pour ...

  20. PersPectives du Programme acca

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

    à acca@crdi.ca. À propos du programme ACCA. Lancé en 2006, le programme Adaptation aux changements ... Nous pourrions y ajouter, par soucis d'équilibre, les « connus inconnus », c'est- à-dire les connaissances que nous ne ...... marocain m'a déjà dit ceci : « Je comprends vos préoccupations, mais mes questions ...

  1. Les Gammaridae (Crustaces, Amphipodes) du Massif Central

    NARCIS (Netherlands)

    Goedmakers, Annemarie

    1974-01-01

    Une prospection systématique des eaux courantes du Massif Central a permis de reconnaître le nombre d’espèces des Gammaridés présentes dans cette région. On a trouvé les espèces suivantes: Gammarus pulex (Linnaeus, 1758), G. fossarum Koch, 1835, et G. ibericus Margalef, 1951. G. ibericus, espèce

  2. L’écriture du temps dans Robinson Crusoe

    OpenAIRE

    Bulckaen, Denise

    2018-01-01

    “Le récit est une séquence deux fois temporelle... il y a le temps de la chose-racontée et le temps du récit (temps du signifié et temps du signifiant)”. Cette citation se trouve au début du chapitre que Genette consacre à “Ordre” dans Figures III. Elle s'applique à de nombreux romans, mais elle est particulièrement intéressante quand on considère le roman de forme autobiographique. Le décalage entre “le temps du signifié” et “le temps du signifiant” est plus ou moins grand selon les romans. ...

  3. Enfants du soleil histoire de nos origines

    CERN Document Server

    Brahic, André

    1999-01-01

    D'où venons-nous ? Comment le Soleil et la Terre sont-ils apparus ? Nous avons enfin atteint le moment où la science peut apporter des réponses de plus en plus précises, de plus en plus étonnantes. La Nature a décidément plus d'imagination que les hommes ! Depuis l'exploration spatiale, nous en avons plus appris sur notre système solaire et son origine en une génération qu'en quarante siècles. Là où l'on attendait l'uniformité, on a trouvé la plus grande diversité. André Brahic, qui a découvert les anneaux de Neptune, nous présente les multiples facettes du système solaire et nous raconte quatre milliards et demi d'années de son histoire. Les planètes sont les soeurs du Soleil. Nous sommes les enfants du temps et des étoiles. Sommes-nous seuls dans l'Univers ? Les astronomes commencent à apercevoir d'autres planètes autour de quelques soleils proches, Ils espèrent bientôt trouver d'autres Terres...

  4. Ksenia Pimenova, Les sources de savoirs. Le renouveau du bouddhisme et du chamanisme chez les Touvas de la Sibérie du Sud

    OpenAIRE

    Pimenova, Ksenia

    2013-01-01

    Cette thèse présente une étude comparative du « renouveau » post-soviétique du chamanisme et du bouddhisme tibétain (école Guélougpa) chez les Touvas, un des peuples autochtones de la Sibérie du Sud (Russie). Ce phénomène a lieu après des décennies de politique antireligieuse (dès la fin des années 1920 jusqu’aux années 1980) ayant abouti à la destruction de la communauté bouddhique et à la marginalisation du chamanisme. Nous analysons le chamanisme et le bouddhisme post-soviétiques comme deu...

  5. Ved du, hvad der er i dine varer, når du handler?

    DEFF Research Database (Denmark)

    Phillip, Anja; Smith, Viktor

    2016-01-01

    I supermarkedet på vej hjem køber du ind til madpakken. Ved kølemontren med pålæg ser du en pakke Gårdlykke Hønsesalat. ... Måske vælger du den uden at tænke nærmere over hvorfor, eller fordi emballagen og navnet får hønsesalaten til at fremstå lokal, hjemmelavet eller økologisk. ... Alt dette ba...... bakkes op af resultaterne fra årelang forskning på CBS, hvor universitetets forskergruppe Fair-Speak har undersøgt emballagernes måde at påvirke forbrugerne til at købe produktet....

  6. Thermal and radiation induced polymerisation of carbon sub-oxide; Polymerisation thermique et sous rayonnement du sous-oxyde de carbone

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Schmidt, Michel

    1964-03-15

    This research thesis addresses the study of the polymerisation of carbon sub-oxide (C{sub 3}O{sub 2}) in gaseous phase. As this work is related to other researches dealing with the reactions of the graphite-CO{sub 2} system which occur in graphite-moderated nuclear reactors, a first intention was to study the behaviour of C{sub 3}O{sub 2} when submitted to radiations. Preliminary tests showed that the most remarkable result of this action was the formation of a polymer. It was also noticed that the polymerisation of this gas was spontaneous however slower at room temperature. The research thus focused on this polymerisation, and on the formula of the obtained polymer. After some generalities, the author reports the preparation, purification and storage and conservation of the carbon sub-oxide. The next parts report the kinetic study of thermal polymerisation, the study of polymerisation under γ rays, the study of the obtained polymer by using visible, UV and infrared spectroscopy, electronic paramagnetic resonance, and semi-conductivity measurements [French] Le but de ce travail est l'etude de la polymerisation du sous-oxyde de carbone, C{sub 3}O{sub 2}, en phase gazeuse. Ce travail est en relation avec d'autres recherches concernant les reactions du systeme graphite-CO{sub 2} qui se produisent dans les reacteurs nucleaires de la filiere moderee au graphite. Notre premiere intention etait donc d'etudier le comportement de C{sub 3}O{sub 2} sous l'action des rayonnements. Or des essais preliminaires nous ont rapidement montre que le resultat le plus marquant de cette action etait l'obtention d'un polymere. On a egalement remarque que ce gaz polymerisait spontanement - quoique moins rapidement - a la temperature ambiante. Notre etude s'est donc circonscrite a cette polymerisation, avec ou sans rayonnements, ainsi qu'a son aboutissement: le polymere, dont nous avons tente d'eclaircir la formule. Au terme de cette etude, bien que certains points ne soient pas encore

  7. 98 Etude Comparative du Systeme Phonematique et Tonal des ...

    African Journals Online (AJOL)

    98. Etude Comparative du Systeme Phonematique et Tonal des. Deux Parlers: Le Yoruba du Nigeria et L'itsa Parle en. Republique du Benin. Ajani Akinwumi Lateef et Ayuba G. Ajibabi http://dx.doi./org/10.4314/ujah.v18i3.5. Résume. En ce début de l'époque ou la mondialisation et la coexistence des peuples dans le ...

  8. Carcinome du tube collecteur de Bellini: une nouvelle observation ...

    African Journals Online (AJOL)

    Le carcinome du tube collecteur de Bellini est un type très rare des carcinomes à cellules rénales (CCR), sa fréquence est inférieure à 1%. Il dérive de la partie distale du néphron, plus précisément du tube collecteur. Ses aspects morphologiques sont extrêmement variables, rendant son diagnostic difficile. Nous rapportons ...

  9. Bourse du CRDI aux chercheurs candidats au doctorat 2018 | CRDI ...

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

    Carrières · Communiquez avec nous · Plan du site. Abonnez-vous à notre bulletin pour recevoir les nouvelles du CRDI chaque mois. Abonnez-vous · Droits d'auteur · Éthique de la recherche · Politique de libre accès · Politique de confidentialité · Transparence · Utilisation du site Web. Suivez-nous; Facebook · Twitter ...

  10. Incorporation du coprah et des cuticules de cacao et d'arachide ...

    African Journals Online (AJOL)

    Incorporation du coprah et des cuticules de cacao et d'arachide dans l'aliment du ( tilapia du nil( ( Oreohromis niloticus , linné, 1758) eleve en etang : Effet sur la croissance et la composition biochimique.

  11. Matere z motnjami v duševnem razvoju

    OpenAIRE

    Kolarič, Sandra

    2015-01-01

    S pregledom tuje literature in že opravljenih raziskav v tujini smo v teoretičnem delu magistrske naloge zajeli značilnosti mater z motnjami v duševnem razvoju, dejavnike, ki vplivajo na uspešnost opravljanja materinske vloge, ter pravice oseb z motnjami v duševnem razvoju do starševstva, v povezavi z zakonodajo na slovenskem. Navedli smo vzroke za omejevanje reprodukcije pri ženskah z motnjami v duševnem razvoju in problematiko odvzema skrbništva materam z motnjami v duševnem razvoju nad otr...

  12. Autonomie du groupe restreint et performance

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Elke Nissen

    2005-09-01

    Full Text Available Un groupe est autonome lorsqu'il prend lui-même en charge sa gestion (Abric, 1996 et lorsque celle-ci fonctionne bien. L'autonomie du groupe restreint est une caractéristique revendiquée dans le cadre actuel de l'expansion de dispositifs collaboratifs à distance entre apprenants. La question qui se pose alors est de savoir si un groupe restreint autonome est plus performant qu'un groupe moins autonome. L'autonomie d'un groupe d'apprentissage en ligne est-elle en relation avec la qualité de la réalisation de la tâche ? Est-elle en relation avec les progrès réalisés par les membres du groupe ? Dans le cadre de notre étude expérimentale, menée dans deux dispositifs pédagogiques différents (l'environnement d'apprentissage Babbelnet et une formation sur la plate-forme Acolad, des étudiants ont réalisé en groupes restreints, avec l'accompagnement d'un tuteur, une tâche de type actionnel – en l'occurrence une rédaction en langue étrangère (allemand ou anglais. Pour ce faire, ils disposaient d'aides méthodologiques et linguistiques dans l'environnement pédagogique en ligne. Ils ont interagi par le biais d'Internet au moyen de différents outils de communication. Une analyse de l'interaction qui a eu lieu dans chaque groupe, l'évaluation des rédactions réalisées conjointement, deux tests réalisés respectivement avant et après la phase de travail en groupe ainsi qu'un formulaire auto-administré nous permettent de mettre en lien l'autonomie des groupes, d'une part, et leur performance, voire leur apprentissage, d'autre part. Au vu de cette étude, il apparaît que l'autonomie du groupe n'a pas d'influence directe sur l'apprentissage des groupes restreints. En revanche, un rapport est visible entre l'appréciation du fonctionnement du groupe par ses membres et l'évolution de la performance des groupes.

  13. EQUILIBRE GLYCEMIQUE ET COMPLICATIONS MACROANGIOPATHIQUES DU DIABETE

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Lyse BORDIER

    2017-05-01

    Full Text Available La question de l’efficacité d’un équilibre glycémique optimal dans la prévention des complications macroangiopathiques du diabète a fait l’objet d’une récente polémique. Si les faits sont clairs pour la microangiopathie notamment au cours du diabète de type 1, ils paraissent moins certains pour les complications cardiovasculaires du diabète de type 2. Cette constatation vient de l’intrication des autres facteurs de risque cardiovasculaires qui sont très fréquents chez ces patients. Cependant, les études de suivi sur une longue durée s’inscrivent en faveur de l’intérêt d’un bon équilibre glycémique sur les complications macroangiopathiques. Les résultats négatifs sur la mortalité de l’étude ACCORD et les inquiétudes concernant la rosiglitazone ont conduit à la mise en place d’études sur la sécurité d’utilisation des nouvelles molécules. Tous ces travaux ont abouti à la démonstration de l’absence de risque des iDPP-4 et de l’effet très positif de certaines molécules de la classe des analogues du GLP-1 et des iSGLT2.Il reste à espérer que la récente mise au point de l’Académie de Médecine soulignant que les complications du diabète de type 2 exigent une prévention multifactorielle qui passe obligatoirement par un contrôle optimisé de l'équilibre glycémique mette fin à une polémique inutile et dangereuse pour nos malades.

  14. An Effect of Flux Level and Flux Spectrum on the Accumulation of Damage in Reactor-Irradiated Graphite; Effet de l’intensité du flux et du spectre neutronique sur l'accumulation des dommages causés au graphite irradie dans un reacteur; ВЛИЯНИЕ УРОВНЯ И СПЕКТРА ПОТОКА НА АККУМУЛИРОВАНИЕ ПОВРЕЖДЕНИЙ В ОБЛУЧЕННОМ В РЕАКТОРЕ ГРАФИТЕ; Efecto de la intensidad y del espectro del flujo sobre la acumulación de daños por irradiación en el grafito nuclear

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bridge, H.; Gray, B. S.; Kelly, B. T. [U.K.A.E.A. Reactor Materials Laboratory, Culcheth, Warrington, Lancs. (United Kingdom); Sørensen, H. [Risø Research Establishment, Roskilde (Denmark)

    1963-08-15

    The results of an experiment to measure the effect of flux level on the damage accumulated in reactor-quality graphite when it is irradiated to fast neutron doses of 4 x l0{sup 19}n/cm{sup 2} are presented. An effect is ctearly demonstrated from measurements of electrical and thermal resistivity. Young's modulus and dimensional changes, which can be interpreted in terms of a dominant process in the damaging mechanism with an activation energy for thermal annealing of 1.2 eV. In addition, data are given comparing the changes in electrical resistivity occurring at low doses in an irradiation facility in a graphite-moderated reactor with those in a hollow fuel element facility in a heavy- water-moderated reactor. The variation with dose is shown to be of the same form in both cases, and is used to derive a relationship between the damaging powers of the neutron spectra in these facilities. The irradiation temperatures used during the main experiment were in the range 150-225°C, while the flux levels chosen are typical of the rigs used in the United Kingdom for accelerated materials-testing programmes and of the core in current designs of graphite-moderated reactors. Thus, after consideration of the possible change in the effect with dose, theresults of the two experiments are directly applicable to die problem of correcting the results of the accelerated tests in power reactor conditions. The use of an equivalent- temperature concept for this purpose Is discussed in considerable detail. (author) [French] Les auteurs présentent les résultats d'une expérience qui consiste à mesurer l'effet de l'intensité du flux sue l'accumulation des dommages dans du graphite pour réacteur, irradié à des doses de neutrons rapides de 4 * 10{sup 19}n/cm{sup 2}. Les mesures de la résistivité thermique et électrique, du module de Young et des variations de dimensions montrent qu'il se produit un effet que l'on peut interpréter comme constituant le mécanisme dominant du

  15. Visite du Conseil des gouverneurs du CRDI en Afrique de l'Est ...

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

    17 oct. 2017 ... La délégation dans la communauté La délégation à l'école féminine. La délégation avec les membres du Women's Group. Durant la visite, Jean Lebel et Molapo Qhobela, directeur général de la Fondation nationale de la recherche de l'Afrique du Sud, ont annoncé les projets retenus au Kenya et en ...

  16. Hausse du niveau des océans et perte de terres dans le delta du Nil ...

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

    9 juin 2016 ... Au moyen de systèmes d'information géographique (SIG), des chercheurs subventionnés par le CRDI ont déterminé les zones littorales du delta du Nil qui pourraient être touchées par la hausse du niveau des océans. Il pourrait en résulter d'importantes pertes de terres d'ici 2100. Selon les plus récentes ...

  17. Le Silurien du Synclinorium de Moncorvo (NE du Portugal): Biostratigraphie et Importance Paléogéographique

    Czech Academy of Sciences Publication Activity Database

    Sarmiento, G. N.; Picarra, J. M.; Rebelo, J. A.; Robardet, M.; Gutiérrez-Marco, J. C.; Štorch, Petr; Rábano, I.

    1999-01-01

    Roč. 32, č. 5 (1999), s. 749-767 ISSN 0016-6995 R&D Projects: GA AV ČR Projects 351 et 421 du Programme International de Corrélation Géologique et au Projet Iberian Variscides du programme Europrobe, Projet 061-B0 du Programme de Coopération Scientifique et Technique Franco-Portugais Subject RIV: DB - Geology ; Mineralogy Impact factor: 0.736, year: 1999

  18. Gestion intégrée du mildiou du mil en station au centre régional de ...

    African Journals Online (AJOL)

    user

    Le mil (Pennicetum glaucum) L.R.Br constitue 75% de la production céréalière du Niger. Cependant, son rendement est très faible dû à plusieurs types de contraintes. La maladie du mildiou du mil causé par un champignon Sclerospora graminicola (Sacc) Schroët, occupe une place importante. L'objectif de cette étude.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  20. Progrès de la connaissance du Congo, du Rwanda et du Burundi de 1993 à 2008

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Henri Nicolaï

    2013-03-01

    Full Text Available Cette chronique, la vingt et unième d’une série qui a commencé avec l’année 1949, couvre la période 1993-2008 et a pour objectif de faire le point sur les progrès réalisés sur la connaissance du Congo (République démocratique du Congo, du Rwanda et du Burundi, dans le domaine de la géographie mais aussi dans les domaines des sciences naturelles et des sciences humaines qui peuvent fournir des données utiles ou indispensables aux géographes. Chaque référence bibliographique, livre ou article, est accompagnée d’un bref commentaire qui en retient les éléments principaux et surtout les faits ou les idées qui intéressent particulièrement les géographes. L’article comporte onze chapitres dont les plus importants concernent le milieu naturel, la géographie de la santé, la démographie, l’histoire (y compris l’histoire récente, la vie sociale et économique des campagnes traditionnelles et modernes, le secteur informel, les aspects de la vie urbaine. Les événements dramatiques qui se sont produits dans ces territoires africains au cours des quinze dernières années ont rendu la recherche sur le terrain particulièrement difficile tant pour les chercheurs nationaux que pour les chercheurs étrangers, ce qui se traduit notamment par une part de plus en plus importante des recherches menées en milieu urbain.This paper, the 21st issue of an edition of books and paper reviews on the knowledge of three countries of former Belgian Africa (DR Congo, Rwanda, and Burundi, covers the period 1993-2008. A short text for each reference points out the facts or ideas that are useful for geographers. The paper is composed of eleven sections. The most important are coping with the natural environment, health geography, population geography, history (including recent events, social and economic life in traditional and modern rural areas, informal economy, and urban geography. During the last sixteen years, conditions for field

  1. Un Genevois coopte a la tete du Front islamique du salut

    CERN Multimedia

    Merckling, N

    2002-01-01

    "Le Front islamique du salut (FIS), a nomme a la tete de ce parti fondamentaliste un resident genevois, Mourad Dhani, chois parmi trois candidats. Ce physicien algerien est arrive a Geneve il y a 14 ans pour travailler au CERN (1 page).

  2. La ministre Bibeau annonce la nomination du président du CRDI et ...

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

    il y a 5 jours ... ... et chargé de cours associé à l'Université Griffith de South East Queensland, en Australie. Ancien professeur adjoint auxiliaire à la School of International and Public Affairs de l'Université Columbia, à New York; et ancien chercheur du Centre international pour la recherche en agroforesterie, à Nairobi.

  3. 73 Utilisation du SIG pour une réorganisation urbaine du centre-ville ...

    African Journals Online (AJOL)

    TOHOZIN

    restructuration des routes, du chemin de fer, des bâtis et des cours d'eaux. ... aussi la réalisation d'une mappe foncière qui est un instrument capital en matière ..... confirmer que le SIG, en tant qu'outil de décision et de planification a ...

  4. Résultats du traitement chirurgical des traumatismes du rachis à l ...

    African Journals Online (AJOL)

    incomplète était prédictive de bon pronostic P< 0,001. Les traumatismes du rachis cervical sont des urgences neurologiques qui mettent en jeu le pronostic vital et fonctionnel des patients. Mots clés : Traumatisme, rachis, traitement. The purpose of this series was to describe the results of surgical treatment of spinal injury.

  5. ETUDE DU COMPORTEMENT MECANIQUE DU BETON CELLULAIRE AUTOCLAVE PRODUIT EN ALGERIE

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    R BELOUETTAR

    2002-12-01

    Full Text Available Ce travail présente une étude expérimentale du comportement mécanique du béton cellulaire autoclavé. L’étude est portée essentiellement sur une série d’essais mécaniques en compression quasistatique à différentes vitesses de déformation variables entre 10-4 s-1 et 10 s-1 et à deux états différents (état sec et état saturé d’eau. En général, l’augmentation de la vitesse de déformation donne une augmentation de la contrainte critique du béton cellulaire autoclavé. Le béton cellulaire autoclavé présente une sensibilité à la vitesse de déformation positive. La valeur du module d’élasticité est proche de la valeur standard (1.5 GPa pour un béton cellulaire autoclavé de masse volumique égale à 500-550 kg/m3.

  6. La reconstruction du sourcil par greffon composite du cuir chevelu: une astuce pour faciliter la technique

    Science.gov (United States)

    El Omari, Mounia; El Mazouz, Samir; Gharib, Noureddine; EL Abbassi, Abdallah

    2015-01-01

    Les sourcils jouent un rôle important dans l’équilibre esthétique du visage. Leur reconstruction ou ophriopoïése, après séquelle de brûlure fait partie intégrante du programme de réhabilitation de la face brûlée. Plusieurs techniques ont été décrites. Nous insistons ici sur l'intérêt d'une technique simple, à la portée de tous les chirurgiens, et dont la méthode et les résultats peuvent être améliorés par un dessin bien planifié des zones donneuse et receveuse: la greffe composite prélevée au niveau du cuir chevelu dessinée à l'aide d'un calque du sourcil controlatéral. PMID:26401195

  7. Lignes directrices du CRDI pour la préparation du rapport technique

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

    fdieudonne

    l'accord de subvention et doivent faire partie de tout rapport hébergé dans la ... questions de nature délicate ou confidentielle doivent être traitées par un échange .... les innovations relevant des sciences, de la recherche ou du savoir;.

  8. L'aventure du grand collisionneur LHC du big bang au boson de Higgs

    CERN Document Server

    Denegri, Daniel; Hoecker, Andreas; Roos, Lydia; Rubbia, Carlo

    2014-01-01

    Qu'est-ce que la physique des particules élémentaires, le LHC, et le boson de Higgs ? Ce livre présente de manière simple le monde des quarks, des leptons et de leurs interactions, gouvernées par des symétries fondamentales de la nature, ainsi que le lien entre ce monde de l'infiniment petit et celui de l'infiniment grand. Cette conjonction entre la physique des particules élémentaires et l'évolution de la matière dans les premiers instants de l Univers qui ont suivi le Big-Bang est un des plus beaux acquis de la science de ces cinquante dernières années. Après une description du cadre théorique, le modèle standard, et de son élaboration durant la deuxième moitié du XXe siècle, l'accent est mis sur ses grands succès expérimentaux, mais aussi sur ses faiblesses ou insuffisances telles que nous les percevons aujourd'hui. La passionnante histoire du grand collisionneur de hadrons du CERN, le LHC, le plus grand projet purement scientifique jamais réalisé, est présentée à la fois sous ses...

  9. Une brève histoire du temps du Big Bang aux trous noirs

    CERN Document Server

    Hawking, Stephen

    2017-01-01

    Stephen Hawking est universellement reconnu comme l'un des plus grands cosmologistes de notre époque et l'un des plus brillants physiciens depuis Einstein. Successeur de Newton, il occupe à l'université de Cambridge la chaire de Mathématiques, et s'est rendu célèbre pour ses travaux sur les origines de l'Univers. Une brève histoire du temps est le premier livre qu'il ait décidé d'écrire pour le non-spécialiste. Il y expose, dans un langage simple et accessible, les plus récents développements de l'astrophysique concernant la nature du temps et du monde. Retraçant les grandes théories du cosmos, de Galilée et Newton à Einstein et Poincaré, racontant les ultimes découvertes de l'espace, expliquant la nature des trous noirs, il propose ensuite de relever le plus grand défi de la science moderne : la recherche d'une théorie unitaire combinant et unifiant la relativité générale et la mécanique quantique. On sait que Stephen Hawking lutte depuis plus de trente ans contre une maladie neurolo...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  11. Harmful effects of DU in the offspring of the military personnel employed in DU contaminated regions

    International Nuclear Information System (INIS)

    Atlagic, N.; Lisov, Lj.; Barjaktarovic, V.; Djurovic, B.; Spasic, Jokic V.

    2008-01-01

    Full text: In 1999, during the NATO attacks on Kosovo, from AT-10 aircraft has been shot over 50000 30-mm projectiles which contained approximately 15 tones of DU. Besides DU, projectiles contained products of DU radioactive decay as well as americium, neptunium, plutonium and technetium. Due to DU contamination military personnel employed near hit targets could be contaminated and irradiated. Besides the harmful effects in exposed military personnel, harmful effects were noticed in their offsprings, too. DU can cause genetic and teratogenic harmful effects in the embryos/fetus. It is concentrated in semen of contaminated males and also can contaminate the embryo/fetus through placenta. DU, as a toxic and radioactive element, can cause variety of harmful effects, but the most important are the effects on DNA which are the cause of many diseases. The aim of this paper is to examine is there any change in the incidence in heritable effects, congenital malformations, malignant diseases, endocrine and immune disorders. For that reason we compared the incidence of these diseases in the offspring's of military personnel born from 1995-1999 (1204) with the children born from 2000-2004 (1131) / and 2005-2008. Our results showed higher incidence of congenital malformations and chromosomal abnormalities (12.55 % vs 4.57 %), with highest incidence of foot deformity-52.04 % and hip deformity. These abnormalities were followed with immunological disorders and dysfunction of the urine bladder. Endocrine diseases were increased too(2.16 % :1.63 %). In this period higher incidence of malignant diseases was not noticed, but in the second period (from 5-9 year) after 1999, higher incidence of malignant hematological diseases was noticed, as well as Down Sy. During the conflicts future parents as well as embryo/fetus are exposed to many harmfulness and it is very hard to separate the influence of each. Considering the fact that the effects of DU, could be delayed and synergistic with

  12. Suivi après le traitement du cancer du sein

    Science.gov (United States)

    Sisler, Jeffrey; Chaput, Geneviève; Sussman, Jonathan; Ozokwelu, Emmanuel

    2016-01-01

    Résumé Objectif Offrir aux médecins de famille un résumé des recommandations fondées sur les données probantes pour guider les soins aux survivantes traitées pour le cancer du sein. Qualité des données Une recherche documentaire a été effectuée dans MEDLINE entre 2000 et 2016 à l’aide des mots-clés anglais suivants : breast cancer, survivorship, follow-up care, aftercare, guidelines et survivorship care plans, en se concentrant sur la revue des lignes directrices publiées récemment par les organismes nationaux de cancérologie. Les données étaient de niveaux I à III. Message principal Les soins aux survivantes comportent 4 facettes : surveillance et dépistage, prise en charge des effets à long terme, promotion de la santé et coordination des soins. La surveillance des récidives ne se traduit que par une mammographie annuelle, et le dépistage d’autres cancers doit suivre les lignes directrices basées sur la population. La prise en charge des effets à long terme du cancer et de son traitement aborde des problèmes courants tels la douleur, la fatigue, le lymphœdème, la détresse et les effets indésirables des médicaments, de même que les préoccupations à long terme comme la santé du cœur et des os. La promotion de la santé met en relief les bienfaits de l’activité chez les survivantes du cancer, avec l’accent mis sur l’activité physique. Les soins aux survivantes sont de meilleure qualité lorsque divers services et professionnels de la santé participent aux soins, et le médecin de famille joue un rôle important dans la coordination des soins. Conclusion Les médecins de famille sont de plus en plus souvent les principaux fournisseurs de soins de suivi après le traitement du cancer du sein. Le cancer du sein doit être considéré comme une affection médicale chronique, même chez les femmes en rémission, et les patientes profitent de la même approche que celle utilisée pour les autres affections chroniques en

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  14. Le devenir actif du corps affectif

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Pascal Séverac

    2005-09-01

    Full Text Available Le but de cet article est de saisir ce que signifie, pour le corps, être actif. À partir de la proposition 49 de la partie IV de l’Éthique, on propose de distinguer deux manières d’appréhender le corps – soit comme corps organique, soit comme corps affectif -, et l’on montre que la question éthique du devenir actif s’adresse à la dimension affective du corps. Il faut penser le devenir actif du corps affectif comme augmentation de son aptitude non seulement à affecter, mais aussi à être affecté. En effet, être affecté pour le corps n’est pas identique à pâtir : au contraire, plus est grande l’ouverture sensible d’un corps aux autres corps, plus est grande son activité éthique.The aim of this paper is to understand how the body can be active. With the proposition 49 of the fourth part of Ethics, two ways of conceiving of the body are distinguished : like an organic body or like an affective body. The ethics question of becoming active is about the affective body. This becoming active must be understood as increasing of the ability to affect, as well as to be affected. To be affected is different from to be passive. On the contrary, the more the body is able to be affected, the more he becomes active.

  15. vARIATIONS MENSUELLES DURANT TROIS ANNÉES DU ...

    African Journals Online (AJOL)

    , Université .... ont reçu une alimentation à base de pâturage de. Panicum maximum avec ... Variations mensuelles durant trois années du nombre de spermatozoïdes par éjaculat et des paramètres de spermocytogramme du sperme de bélier ...

  16. Les physiciens du CERN se font batisseurs de cavernes

    CERN Multimedia

    Augereau, J F

    2002-01-01

    Pour percer les secrets bien gardes de la nature, en particulier les origines de la masse, les chercheurs vont installer dans une de ces grottes un enorme detecteur de particules. Atlas, c'est son nom, sera place sur le trace du plus grand accelerateur du monde pour recueillir des indices (1 page).

  17. pluviosite en region soudano-sahelienne au nord du cameroun

    African Journals Online (AJOL)

    AISA

    Dans le but de montrer qu'en zone soudano-sahélienne du Nord du ... principaux facteurs responsables de la variation des rendements en culture pluviale, une étude basée sur ... Mots clés : Risque climatique, pluviométrie, variation, rendement agricole, Nord Cameroun. ... d'analyse plus global et fonctionnel, à savoir,.

  18. Petites entreprises en Afrique: Clés du Changement

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

    Petites et moyennes entreprises — Politique gouvernementale — Afrique — ...... d'adhérer aux stratégies et aux politiques visant à assurer le développement ...... Qui plus est, les banques ont du mal à recruter du personnel de direction et de ...

  19. Connaissances, attitudes, pratiques et appréciations du personnel ...

    African Journals Online (AJOL)

    Connaissances, attitudes, pratiques et appréciations du personnel médical du CHU-Tokoin sur le rôle de la pharmacie hospitalière dans sa mission d'appui au fonctionnement des unités de soins et de diagnostic.

  20. Appel à propositions pour le concours de 2018 du Programme ...

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

    23 nov. 2017 ... Zipline uses drone technology to save lives. Sarah Farhat / Banque mondiale. Le CRDI, l'Israel Science Foundation, la Fondation Azrieli et les Instituts de recherche en santé du Canada annoncent l'appel de propositions pour la quatrième ronde du Programme conjoint canado-israélien de recherche en ...

  1. Renforcement de la lutte antitabac en Afrique du Sud | IDRC ...

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

    affichage de mises en garde sur les produits du tabac (l'équipe doit encore proposer des messages, les soumettre à un groupe test et les évaluer) et de délimiter des zones sans fumée pour les spectateurs de la Coupe du monde de football de 2010.

  2. Fondements du projet urbain ; enjeux et processus

    OpenAIRE

    Tabouret , René

    1989-01-01

    Ce rapport retrace l’émergence et la formalisation progressive du concept de projet urbain dans le cadre de l’Ecole d’Architecture de Strasbourg sur une décennie (1978-1988), à l’épreuve de projets contrastés (villes de Mulhouse, St Denis, Strasbourg) et de la participation au Seminario Internazionale de Arquitectura Contemporanea (sessions de Barcelone, Naples et Belfort). La projet urbain y est identifié comme ‘intervention dans le processus complexe de (trans)formation de la ville’ ; ceci ...

  3. EPIDEMIOLOGIE DE LA PANACHURE JAUNE DU RIZ ...

    African Journals Online (AJOL)

    AISA

    Dans le but de connaître la situation épidémiologique de la panachure jaune du riz en côte d'Ivoire, une enquête phytosanitaire a été effectuée au cours des campagnes agricoles en 2004 et 2005. Elle a porté sur. 128 rizières irriguées et pluviales de 28 localités représentatives dans la moitié sud de la Côte d'Ivoire. Sur.

  4. Study of a method of detection for natural carbon-14 using a liquid scintillator, recent variations in the natural radio-activity due to artificial carbon-14 (1963); Etude d'une methode de detection du carrons 14 naturel, utilisant un scintillateur liquide - variations recentes de l'activite naturelle dues au carbone 14 artificiel (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-06-15

    Among the various natural isotopes of carbon, a radioactive isotope, carbon-14, is formed by the action of secondary neutrons from cosmic rays on nitrogen in the air. Until 1950, the concentration of this isotope in ordinary carbon underwent weak fluctuations of about 2-3 per cent. The exact measurement of this concentration 6 X 10{sup 12} Ci/gm of carbon, and of its fluctuations, are difficult and in the first part of this report a highly sensitive method is given using a liquid scintillator. Since 1950 this natural activity has shown large fluctuations because of the carbon-14 formed during nuclear explosions, and in the second part, the evolution in France of this specific activity of carbon in the atmosphere and biosphere is examined. In the last part is studied the local increase in carbon activity in the atmosphere around the Saclay site, an increase caused by the carbon-14 given off as C{sup 14}O{sub 2}, by the reactors cooled partially with exterior air. (author) [French] Parmi les differents isotopes naturels du carbone, un isotope radioactif, le carbone 14, est forme par l'action de neutrons secondaires due aux rayons cosmiques sir l'azote de l'air. Jusqu'en 1950, la concentration de cet isotope dans le carbone ordinaire est soumise a des fluctuations de faible amplitude, de l'ordre de 2 a 3 pour cent. Les mesures precises de cette concentration, 6. 10{sup -12} Ci/g de carbone, et de ses fluctuations sont delicates, et dans la premiere partie de ce rapport, on decrit une methode de detection a grande sensibilite utilisant un scintillateur liquide. Depuis 1950, cette activite naturelle subit des fluctuations importantes dues au carbone 14 forme lors des explosions nucleaires, et dans la seconde partie, on examine l'evolution en France de l'activite specifique du carbone de l'atmosphere et ce la biosphere. Dans la derniere partie, on etudie l'accroissement local de l'activite du carbone de l'air aux environs du site de Saclay, accroissement provoque par le

  5. Study of a method of detection for natural carbon-14 using a liquid scintillator, recent variations in the natural radio-activity due to artificial carbon-14 (1963); Etude d'une methode de detection du carrons 14 naturel, utilisant un scintillateur liquide - variations recentes de l'activite naturelle dues au carbone 14 artificiel (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-06-15

    environs du site de Saclay, accroissement provoque par le carbone 14 rejete sous forme de {sup 14}CO{sub 2} par les reacteurs refroidis partiellement a l'air exterieur. (auteur)

  6. The Use of Research Reactors and Short-Lived Isotopes in the Study of Nuclear-Reactor Fuel Materials; Emploi de Reacteurs de Recherche et de Radioisotopes de Courte Periode dans l'Etude des Combustibles pour Reacteurs Nucleaires; ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ И КОРОТКОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ ПРИ ИЗУЧЕНИИ ТОПЛИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ЯДЕРННХ РЕАКТОРОВ; Empleo de Reactores de Investigacion y de Isotopos de Periodo Corto en el Estudio de Combustibles Nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-03-15

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

  7. Festival du rire de Genève

    CERN Document Server

    Staff Association

    2015-01-01

    Connaissez-vous le Festival du rire de Genève ? La deuxième édition aura lieu du 25 au 28 mars 2015 au Casino-Théâtre à Carouge. Côté programmation, Marc Donnet-Monay ouvre les festivités avant trois autres soirées de folie et d’humour que nous vous laissons le soin de découvrir dans le programme : http://www.rire-geneve.ch/#programme. Réduction de 30% sur l’achat de places pour les membres du personnel du CERN. Pour cela, il suffit de se rendre sur la billetterie en ligne de notre site : www.rire-geneve.ch et d’utiliser le code promotionnel. Contacter le secrétariat de l’Association du personnel (Staff.Association@cern.ch) pour connaitre ce code promotionnel.

  8. La longue marche du mouvement sportif camerounais : l'émergence du Comité Olympique Camerounais (1946–1964

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Charitas Pascal

    2016-01-01

    Dans ces conditions et selon le statut particulier de ce territoire du « pré-carré » africain de la France, il s'agit de comprendre les étapes de l'institutionnalisation du sport camerounais au sein des atermoiements de la colonisation française puis les processus à l'œuvre dans l'émergence puis la création du Comité Olympique Camerounais (COC, symbole de l'émancipation du sport camerounais et marqueur de son intégration sur la scène sportive internationale, plus particulièrement olympique. Autrement dit, de 1946 et la mise sous tutelle par l'ONU du Cameroun français pour sa partie orientale à 1964 et la première participation du CNO du Cameroun aux Jeux olympiques de Tokyo, l'objectif est de saisir ici le passage d'un sport colonial à un sport postcolonial mettant en exergue le rôle de l'influence française et le rôle des cadres camerounais du secteur sportif.

  9. Performances comparées du HDL-cholestérol et du ratio cholestérol ...

    African Journals Online (AJOL)

    Pour le dépistage du SMet, l'AUC du CT/HDL-C est de 0,69 (IC 95% 0,61-0,77) chez les ... high blood pressure (BP), high fasting glucose, low HDL-C and high triglycerides. Areas under the "Receiver operator characteristic" curves (AUC)

  10. "Cet obscur objet du Désir"

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Reto Melchior

    1996-09-01

    Full Text Available Luis Bunuel’s last film is based on Pierre Louÿs’ La Femme et le Pantin. This now forgotten bestseller, published in 1898, is drawn from Goya s painting El Pelele, in which four women are playing with a male puppet. In Pierre Louÿs’ novel this scene is inverted so that one woman with two faces plays with four men. In Cet Obscur Objet du Désir this “femme fatale” is interpreted by two actresses. The concentric structure of the film puts focus on a scene of being excluded from knowing. The technique of continually interrupting the flash-back sequences frustrates the audience because of its exclusion from the “real” course of events and gives rise to doubts whether the male protagonist tells the truth about his love-affair or whether he satisfies the curiosity of the audience by telling them Pierre Louÿs’ novel as his own story. This ambiguous art of narration mirrors Bunuel’s claim that the main topic of Cet Obscur Objet du Désir is frustration.

  11. La dimension publicitaire du storytelling politique

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Andreea Monica State

    2016-11-01

    Full Text Available Le thème général de cet article fait référence à la dimension publicitaire de la narration politique. J'ai choisi ce sujet parce que les histoires font partie de la vie humaine depuis longtemps, utilisées pour transmettre la tradition et enseigner des modèles de comportement social. Récemment, des histoires ont été utilisées de plus en plus souvent à des fins diverses telles que la publicité, la gestion ou la politique. Cet article vise à réaliser une recherche qualitative qui combine l'analyse du contenu et l'analyse du discours. En dehors de la base théorique qui vise à clarifier les concepts de base de la recherche, j’étudie la narration politique utilisée par l'ancien Président Traian Basescu et l'ancien Premier Ministre Victor Ponta dans les biographies en ligne, puis une analyse de leurs discours lors de la Fête Nationale de la Roumanie et l'Union des Principautés Roumaines.

  12. Speech by Prime Minister Francois Fillon. Visit of the Jules Horowitz experimental reactor works on the Commissariat a l'Energie et aux Energies Alternatives site. Cadarache, May 3, 2010; Discours du Premier ministre Francois FILLON Cadarache, lundi 3 mai 2010. Visite du chantier du Reacteur experimental Jules Horowitz sur le site du Commissariat a l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2010-07-01

    In this speech, the French Prime Minister evokes the present context, the importance of strategic technologies, and the challenge of investing in these technologies within a context of reduction of public expenses. He comments the decision of his government to finance research and education activities in different domains, and more specifically in the energy sector with this fourth generation Jules Horowitz experimental reactor. He recalls that the nuclear sector has always been very important to the eyes of the successive French governments, and outlines how this reactor will contribute to reactor operational optimization, lifetime extension and safety, nuclear fuel development, etc.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

  14. Tables of formulae for calculating the mechanics of stacks in gas-graphite reactors; Formulaire pour le calcul de la mecanique des empilements des reacteurs graphite-gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

    This collection of formulae only gives, for nuclear graphite stacks. The mechanical effects due to the strains, thermal or not, of steel structures supporting or surrounding graphite blocks. Equations have been established by mean of experiments made at Chinon with large pile models. Thus, it is possible to calculate displacement, strain and stress in the EDF type stacks of horizontal triangular block lattice. (authors) [French] Le domaine de ce formulaire est strictement limite aux effets mecaniques, pour les empilements, des deformations, thermiques ou autres, des structures metalliques de soutien (aire - support et corset). On propose un ensemble de relations qui ont ete etablies a la suite des essais de CHINON sur des maquettes de grande taille. Ces relations permettent le calcul des mouvements, des deformations et des contraintes dans les empilements du type EDF, a reseau horizontal triangulaire regulier. (auteurs)

  15. DU weaponry: a view on facts and deceptions

    International Nuclear Information System (INIS)

    Joksimovich, V.

    2002-01-01

    The paper summarizes the results of literature research conducted by the author on the use of depleted uranium (DU) weaponry. The research was initiated during the NATO bombing of Yugoslavia in 1999 with an objective of searching for facts in the presence of massive deceptions staged by the huge propaganda machinery of DU weaponry use proponents. The U.S. made use of DU penetrators in the Persian Gulf war as well as in the Balkan wars both in Bosnia and Kosovo. Brief science and history backgrounds are provided including overviews of DU uses and abuses in these three wars. The U.S./NATO public pronouncements have been centered around the theme that there has been no proven link between DU and cancers. In the author's view, these types of carefully word engineered statements are motivated by possible compensation and cleanup claims rather than supported by hard data and sound science. Since underlying causes of so called Gulf and Balkan syndromes have not been found despite a decade elapsed since conclusion of the Persian Gulf War, the DU must continue to be a front-line suspect. From the standpoint of public health and safety, it is prudent and responsible to call for a moratorium. DU use in the Kosovo war, which was not sanctioned by the UN Security Council, was reckless in the extreme. (author)

  16. Depleted uranium (DU) mobility in the natural environment

    International Nuclear Information System (INIS)

    Ragnarsdottir, K.V.

    2002-01-01

    In 1999 the Balkan's conflict lead NATO war planes to leave 10x10 3 kg of depleted uranium (DU) in the environment of Kosovo and neighbouring states (UNEP, 2001). DU behaves in the same manner in the environment as natural uranium and it can be traced with isotopic analysis due to the fact that DU has the isotopic composition of 0.2% 235 U and 99.8% 2 38 U as opposed to natural uranium which has 0.7% 2 35 U and 99.3% 2 38 U. DU is a waste product of the nuclear industry which enrich nuclear fuel by 2 35 U. Large stock piles of DU therefore exist in countries that produce nuclear energy and/or nuclear weapons. The DU is given to the weapons industry for free (or cheap) and has been a popular choice for armour penetrating arsenal due to the high density of uranium (19 g cm -3 ) and therefore its high penetrating power. Indeed the arsenal used in Kosovo consisted of DU penetrators that were shot from A-10 aeroplanes. They weigh roughly 300 g and have the shape of a fat 9 cm long pencil. (author)

  17. Roman contre roman dans l’organisation du manuscrit du Vatican, Regina Latina 1725

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Francis Gingras

    2012-08-01

    Full Text Available Alors que les développements structuralistes et post-structuralistes ont favorisé la “textualisation” de la littérature médiévale, l’auteur suggère que la recontextualisation de la réception du roman médiéval passe par un retour aux manuscrits. Appliquée au manuscrit du Vatican, Regina Latina 1725, cette hypothèse de recherche révèle une technique de contrepoint que permet la juxtaposition de différents romans et dont, en dernier recours, le lecteur est toujours un peu juge.

  18. Strategie de repeuplement du mollusque gasteropode Concholepas concholepas (B) au sud du Chili

    OpenAIRE

    Varelasantibanez, C

    1992-01-01

    Une stratégie de repeuplement du "loco" Concholepas concholepas (B) est développée dans le sud du Chili à partir de résultats obtenus au laboratoire sur la reproduction et la croissance de ce mollusque. Les reproducteurs sont conservés au laboratoire pendant toute l'année et l'émission de capsules ovigères peut être provoquée au cours de toute cette période. Les capsules sont ensuite transférées dans le milieu naturel où a lieu l'éclosion. Par ailleurs, des juvéniles recrutés dans le milie...

  19. effet du potassium et du deficit hydrique modere sur la transpiration ...

    African Journals Online (AJOL)

    AISA

    2Université de Cocody-Abidjan, Laboratoire de Physiologie et Pathologie Végétales, UFR Biosciences, 22 B.P. 582. Abidjan 22, Côte d'Ivoire. 3CIRAD-CP, TA 80/01, 34398 Montpellier cedex 5. RESUME. L'importance relative des ions K+ et Cl- dans la tolérance du palmier à la sécheresse n'est pas complètement.

  20. TABLE DES MATIÈRES 1.À propos du CRDI et du domaine de ...

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

    Marie-Isabelle Beyer

    15 déc. 2014 ... Modalités de l'accord de subvention type du CRDI. 11 ... En partenariat avec le Department for International Development .... Les effets que la structure de la croissance a sur l'autonomisation économique des ..... Le CRDI a conclu un accord général de coopération scientifique et technique avec certains.

  1. l'algerie, du transfert de technologie a l'economie du savoir

    African Journals Online (AJOL)

    Abdelkader DJEFLAT

    sphère académique et l'entreprise, ni négocié correctement par la sphère de la ... La stratégie d'import-substitution poursuivie et les politiques mises en ...... formation adéquate a été à l'origine du bas niveau de recrutement des diplômés et de ...

  2. Accroissement de la compétitivité du Kenya dans l'économie du ...

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

    Pour répondre à la demande d'une participation plus active au développement, les universités doivent entretenir des relations plus étroites avec l'industrie et un vaste éventail d'acteurs sociaux. Vision 2030, le plan directeur du Kenya en matière de développement, fait des universités des acteurs de premier plan dans le ...

  3. CALCUL DU SPECTRE DE REFLEXION DU MULTICOUCHE Ni/C DANS LE DOMAINE DES RAYONS X

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    A MEDDOUR

    2000-12-01

    Full Text Available Le pouvoir réflecteur d’un dioptre quelconque dans le domaine des rayons X est trop faible, mais il est toujours possible de choisir des systèmes pouvant présenter un pic de réflexion d’intensité importante autour d’une incidence caractéristique du matériau. Ce dernier est un multicouche, composé de deux couches déposées en sandwich.                 Nous avons élaboré un programme qui permet de calculer la réflexion d’un tel matériau en suivant la méthode d’Abelès dans laquelle une couche mince est représentée par une matrice carrée contenant toutes les informations nécessaires pour le calcul de la réflexion. Ce programme tient compte aussi des rugosités aux interfaces du multicouche, vue leur importante influence sur l’intensité du pic apparaissant sur le spectre de réflexion.                 L’application du programme au multicouche Ni/C a montré  l’existence d’un pic centré autour de 31.32°. Son intensité est sensible au nombre de périodes dans le multicouche, aux épaisseurs des couches minces de Ni et de C et à la taille des rugosités des interfaces Ni/C et C/Ni.

  4. Methods of Containment Adopted for the EL4 Reactor and Projected Heavy-Water, Gas-Cooled Plants; Mode de Confinement Adopte pour le Reacteur EL4 et les Projets de Centrales Eau Lourde-Gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Schulhof, P.; Justin, F. [Commissariat a l' Energie Atomique, Paris (France)

    1967-09-15

    After a brief description of the plant, the paper explains the principles adopted for preventing the release of waste gas, from the EL4 reactor and refers to some of the difficulties associated with this type of containment. From the economic standpoint, the authors present the results of a comparative civil engineering study of pre-stressed concrete and steel shells for a projected 60 MW(e) power station, giving various values for accidental pressures. They demonstrate the influence of the stress values adopted. (author) [French] Les auteurs rappellent les principes adoptes dans le reacteur EL4 pour le confinement des rejets gazeux, apres une description sommaire des installations. Suivent quelques aspects des difficultes introduites par ce type de confinement. Dans le domaine economique, ils presentent le resultat d'une etude comparative de genie civil d'enceintes en beton precontraint et en acier pour un projet de centrale de 600 MW(e), avec diverses valeurs de pression accidentelle. Dans cette etude, ils font ressortir l'influence des valeurs admises pour le taux de travail des materiaux. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  7. Lettre ouverte au Président du Conseil du CERN

    CERN Document Server

    Association du personnel

    2010-01-01

    Genève, le 1er février 2010 Monsieur le Président, Les membres de la Caisse de pensions, actifs et pensionnés, sont à la fois très inquiets et indignés par la manière avec laquelle le Conseil traite la question, devenue alarmante, de l’équilibre de la Caisse. Dès 2004 en effet, l’étude actuarielle avait alerté le Conseil au sujet du déficit technique du régime et de l’insuffisance du financement de son plan de prestations. Le Conseil s’est alors contenté de mettre en place un mécanisme de sous indexation des pensions – arbitraire et discriminatoire dans la mesure où il ne fait appel qu’à la solidarité des pensionnés – et de décider une augmentation minime des contributions à la Caisse, une mesurette ...

  8. Proudhon, science ou métaphysique du travail

    OpenAIRE

    Lecerf , Eric

    2008-01-01

    La philosophie de Proudhon, même si elle trouve son concept essentiel dans la justice, est intégralement une philosophie du travail, non pas que le travail en constitue l'objet unique, mais car c'est en lui que les tensions du réel sont concrètement identifiables. C'est dans sa critique que l'agir humain se donne comme émancipation et/ou aliénation, autrement dit que la dialectique acquiert toute sa justification. La philosophie du travail de Proudhon donnera lieu à deux lectures opposées : c...

  9. Brain stem hypoplasia associated with Cri-du-Chat syndrome

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hong, Jin Ho; Lee, Ha Young; Lim, Myung Kwan; Kim, Mi Young; Kang, Young Hye; Lee, Kyung Hee; Cho, Soon Gu [Dept. of Radiology, Inha University Hospital, Inha University School of Medicine, Incheon (Korea, Republic of)

    2013-12-15

    Cri-du-Chat syndrome, also called the 5p-syndrome, is a rare genetic abnormality, and only few cases have been reported on its brain MRI findings. We describe the magnetic resonance imaging findings of a 1-year-old girl with Cri-du-Chat syndrome who showed brain stem hypoplasia, particularly in the pons, with normal cerebellum and diffuse hypoplasia of the cerebral hemispheres. We suggest that Cri-du-Chat syndrome chould be suspected in children with brain stem hypoplasia, particularly for those with high-pitched cries.

  10. Business plan pour une application Smartphone : du concept au lancement

    OpenAIRE

    Vriamont, Gilles

    2015-01-01

    Création d'une application mobile pour Smartphone. Description théorique concernant la rédaction d'un business plan dans une première partie suivi d'une description théorique des caractéristiques des applications mobiles. Dans une seconde partie, analyse de l'industrie des Smartphones et des applications mobiles suivi de la partie pratique et du développement du produit, partant de la description du produit jusqu'à l'analyse des coûts. Master [120] en Ingénieur de gestion, Université catho...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-10-01

    In order to study the effect of an external pressure on the limitation of swelling due to fission-gas precipitation, some irradiations have been carried out at burn-ups of about 35.000 MWd/ton, and at average sample temperatures of 575 Celsius degrees, of non-alloyed uranium and uranium 8 per cent molybdenum gained in a thick stainless steel can. A cylindrical central hole allows a fuel swelling from 20 to 33 per cent according to the experiment. After irradiation, the uranium samples showed two types of can rupture: one is due to the fuel swelling, and the other, to the pressure of the fission gases, released through a network of microcracks. The cans of the uranium-molybdenum samples are all undamaged and it is shown that the gas release occurs by interconnection of the bubbles for swelling values higher than those obtained in the case of uranium. For each type of fuel, a swelling-fission gas release relationship is established. The results suggest that good performances with a metallic fuel intended for use in fast reactor conditions can be obtained. (author) [French] Afin d'etudier l'effet d'une pression exterieure sur la limitation du gonflement due a la precipitation des gaz de fission, on a irradie a des taux de combustion d'environ 35.000 MWj/t et a des temperatures moyennes de 575 degres des echantillons d'uranium non allie et d'uranium-molybdene 8 pour cent contenus dans une gaine en acier inoxydable epaisse. Un trou cylindrique central permet au combustible de gonfler librement de 20 a 33 pour cent suivant les cas. Apres irradiation les echantillons d'uranium presentent deux types de ruptures de gaine: l'une due au gonflement du combustible, l'autre a la pression des gaz degages, ce degagement des gaz etant provoque par un reseau de micro-fissures. Les gaines des echantillons d'alliage uranium-molybdene sont toutes intactes et l'on montre que le relachement des gaz opere par interconnexion des bulles pour des valeurs de gonflement plus elevees que dans

  13. Activity report 2015 Commission Perspectives du Reseau

    International Nuclear Information System (INIS)

    Ricour, Olivia

    2016-01-01

    This document contains the activity report for 2015 of the Commission Perspectives du Reseau which has been set up by RTE to be the main body for organising a dialogue with all the actors of the energy sector and civil society about challenges and stakes of the electric power system on the medium and on the long term. It describes how this body aims at sharing knowledge and expertise of all stakeholders (publications, European platform for data transparency), at being a place for debating and enriching the understanding of tomorrow's important stakes for the power system (discussion of the issue of greenhouse gas emissions with an analysis of the impact of the CO 2 price signal on emissions by the European electricity system and results of the e-Highway 2050 European project). The road-map of the Commission works for 2016 is provided, as well as a list of members

  14. Chronologie politique du Yémen. 2002

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Stéphane Levaux

    2002-04-01

    Full Text Available photo © François Burgat Politique Intérieure Janvier-février 06 janvier : Dix chefs tribaux des provinces de Ma'rib, de Shabwa et du Jawf, provinces dont l'importance politique va croissant en raison des tensions sécuritaires, affirment leur soutien au Président `Alî `Abd Allâh /Sâli/h dans sa campagne antiterroriste. 14 janvier : L'ambassade américaine reçoit des menaces et ferme son service consulaire. 15 janvier : Amnistie et retour d'exil de Sâlim /Sâli/h Mu/hammad, ancien dirig...

  15. La crise du vivre-ensemble

    DEFF Research Database (Denmark)

    Schultz, Nils Voisin

    2014-01-01

    Cet article examine les caractères idéologique et affectif de deux essais écrits respectivement par Alain Finkielkraut et Richard Millet sur la crise actuelle du vivre-ensemble en France. Les deux penseurs critiquent la société multiculturelle, mais alors que pour Finkielkraut cette société est une...... chance pour la France à condition que le dialogue interculturel soit renforcé et que l’idée d’une culture française y garde sa place, elle reste pour Millet une impossibilité. L’enjeu de l’analyse est de dévoiler la capacité des discours à générer par l’affectivité une peur capable d’intensifier l’argumentation...

  16. Elevage intensif du loup Dicentrarchus labrax

    OpenAIRE

    Coves, Denis; Gasset, Eric

    1993-01-01

    Cet article fait le point sue les coûts de production directs relatifs à différentes méthodes d'élevage intensif du loup (Dicentrarchus labrax). Il s'appuie sur des résultats zootechniques obtenus dans l'unité de démonstration à grande échelle de notre laboratoire. Par rapport à un système de production en circuit ouvert, le recyclage de l'eau permet de diviser par 2.2 les charges directes de production. Si les proies vivantes sont précédemment remplacées par une microparticule efficace, ces ...

  17. evaluation du nouveau ne par cesarienne

    OpenAIRE

    MERAD, Atif Djelloul; BOUARFA, Wahiba

    2014-01-01

    L’étude rétrospective des dossiers montre un recueil des données anamnestiques peu satisfaisant. L’anamnèse reste l’élément essentiel qui permet de faire le point sur l’enfant nouveau-né adressé pour soins appropriés, elle doit retracer l’histoire de la grossesse jusqu’à l’accouchement. L’étude du profil de nos patientes montre que La césarienne concerne particulièrement les primipares qui représentent plus de la moitié de nos femmes. Le risque de césarienne augmente statistiquement lorsqu...

  18. Entretiens sur la multitude du monde

    CERN Document Server

    Damour, Thibault

    2014-01-01

    L'un est un écrivain et un scénariste célèbre. L'autre est un physicien et un chercheur mondialement connu. Une même interrogation les porte. Comment penser le monde après un siècle de bouleversements scientifiques ? Jean- Claude Carrière et Thibault Damour nous entraînent ici dans un dialogue lumineux, qui met l'esprit au défi de lui- même et où la clarté rivalise avec le gai savoir. La matière éternelle, l'espace et le temps absolus, l 'unique réalité : en ce début de troisième millénaire, toutes ces grandes notions du passé n'ont plus qu'une valeur d'illu- sions. Il n'y a plus d'histoire prédéterminée, inexorable, li- vrée à des forces mécaniques. L'univers se révèle léger, instable, multiple dans la superposition d'une infinité d'his- toires possibles dont nous ne percevons qu'un mince fais- ceau. C'est à la découverte de cette multitude du monde, laissant loin derrière les récits de science-fiction, que nous invitent Jean-Claude Carrière et Thibault Damour. Un voyage p...

  19. Impact socio professionnel de la libération chirurgicale du syndrome du canal carpien

    Science.gov (United States)

    Kraiem, Aouatef Mahfoudh; Hnia, Hajer; Bouzgarrou, Lamia; Henchi, Mohamed Adnène; Khalfallah, Taoufik

    2016-01-01

    L’objectif de notre travail était d’étudier les conséquences socioprofessionnelles d’une libération chirurgicale du SCC. Il s’agit d’une étude transversale portant sur les sujets opérés pour un SCC d’origine professionnelle ; recensés dans le Service de Médecine de Travail et de Pathologies Professionnelles au CHU Tahar Sfar de Mahdia en Tunisie sur une période de 8 ans allant du 1 Janvier 2006 au mois Décembre 2013. Le recueil des données s’est basé sur une fiche d’enquête, portant sur la description des caractéristiques socioprofessionnelles, médicales, et sur le devenir professionnel des participants. Pour étudier les contraintes psychosociales au travail, nous avons adopté le questionnaire de Karasek. La durée d’arrêt de travail après libération chirurgicale du SCC était significativement liée à l’existence d’autres troubles musculo-squelettiques autre que le SCC, la déclaration du SCC en maladie professionnelle et à l’ancienneté professionnelle des salariés. Quant au devenir professionnel des salariés opérés, 50,7% ont gardé le même poste, 15,3% ont bénéficié d’un aménagement de poste et 33,8% ont bénéficié d’un changement de poste dans la même entreprise. Le devenir professionnel de ces salariés était corrélé à leurs qualifications professionnelles et au type de l’atteinte sensitive et/ou motrice du nerf médian à l’EMG. Un certain nombre de facteurs non lésionnels déterminaient la durée de l’arrêt de travail, alors que le devenir professionnel des opérés pour SCC dépendait essentiellement de leurs qualifications professionnelles et des données de l’électromyogramme. Il est certain que des travaux beaucoup plus larges permettraient d’affiner encore ces résultats. PMID:27800089

  20. Politique de gestion de l'habitat du poisson du Ministère des pêches et des océans

    National Research Council Canada - National Science Library

    1986-01-01

    Le present document enonce la politique, les objectifs et les strategies du Ministere des Peches et des Oceans pour la gestion de l'habitat du poisson dont dependent les peches canadiennes en eaux douces et marines...

  1. Archéologie d’un parasite du cheval

    OpenAIRE

    Dufour, Benjamin; Bailly, Matthieu Le

    2017-01-01

    Oxyuris equi, l’oxyure du cheval, est un vers parasite spécifique des équidés régulièrement mis en évidence lors des études paléoparasitologiques. Nous proposons ici une synthèse originale entre les mentions de ce parasite connues dans la bibliographie et les textes anciens, avec des données inédites issues de nos recherches en paléoparasitologie. Cette compilation des données montre que la plus ancienne observation de l’oxyure du cheval date du milieu du Ier millénaire avant notre ère en Asi...

  2. Echographie devant une metrorragie du premier trimestre de ...

    African Journals Online (AJOL)

    Echographie devant une metrorragie du premier trimestre de grossesse sur uterus bicorne a issue favorable. Vaginal bleeding in a pregnant woman with a bicornuate uterus, ultrasound finding and favourable outcome.

  3. Ottawa exprime son soutien lors des projections du documentaire ...

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

    22 mars 2017 ... Les récentes projections à Ottawa du film primé Little Gandhi: The lost truth of the Syrian uprising ont été chaleureusement accueillies tant par les parlementaires que par le public.

  4. Duši alla sauna / Margit Aedla

    Index Scriptorium Estoniae

    Aedla, Margit, 1970-

    2007-01-01

    Duraviti multifunktsionaalne värviline duširuum. Electroluxi Design Lab'07 konkursi finalisti Joao Diego Schimansky Fog Shower (ududuš). Väiksematesse kodudesse sobiv Muoto mobiilne aurusaunatool Muoto-Steam Deluxe

  5. Sibelius: Luonnotar. Chevauchee nocturne et lever du soleil / Pierre Gervasoni

    Index Scriptorium Estoniae

    Gervasoni, Pierre

    1996-01-01

    Uuest heliplaadist "Sibelius: Luonnotar. Chevauchee nocturne et lever du soleil. 4 Legendes. Orchestre Philharmonique Royal de Stockholm, Paavo Järvi. Virgin Classics 545 213-2 (CD:167F). 1996. TT: 1h 13'22"

  6. Stravinsky, Igor: Le Sacre du Printemps / Pierre-E. Barbier

    Index Scriptorium Estoniae

    Barbier, Pierre-E.

    1996-01-01

    Uuest heliplaadist "Stravinsky, Igor: Le Sacre du Printemps. Requiem Canticles. Canticum sacrum. Variations sur un choral de Bach. Orchestre de la Suisse Romande, Neeme Järvi" Chandos CHAN 9 408, distribution Media 7 (SD:160F)

  7. Emilie du Châtelet between Leibniz and Newton

    CERN Document Server

    Hagengruber, Ruth

    2012-01-01

    This book describes Emilie du Chatelet known as "Emilia Newtonmania", and her innovative and outstanding position within the controversy between Newton and Leibniz, one of the fundamental scientific discourses of her time.

  8. Magic turtle dans le canton du Jura: concept marketing

    OpenAIRE

    Hauser, Magali; Perruchoud-Massy, Marie-Françoise

    2012-01-01

    Depuis juin 2009, Saint-Ursanne/Clos du Doubs est une région pilote du Projet Enjoy Switzerland/ASM ayant pour but d’intervenir sur le développement et la sensibilisation du tourisme dans la région. En parallèle, la Maison du Tourisme, entreprise proposant principalement des offres touristiques dans la région, a ouvert ses portes l’année dernière. Ces deux entités ont travaillé ensemble afin de développer une nouvelle offre touristique intitulée « Magic turtle ». Le Magic turtle, pensé par de...

  9. La microflore des sols du vignoble de Touraine

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Claude Cuinier

    1975-12-01

    Full Text Available L'étude microbiologique des sols du vignoble porte sur trois années. Les déterminations quantitatives des bactéries, champignons, actinomycètes et des groupes fonctionnels des cycles de l'azote, du carbone et du soufre sont effectuées au cours de trois périodes du cycle végétatif de la vigne. Des variations saisonnières et annuelles sont observées. La microflore des sols viticoles est comparée à celle d'autres sols. Elle est au moins aussi riche et se distingue par son caractère plus aérobie. De grands écarts dans la composition microbiologique sont apparus entre des sols viticoles différant par leurs caractéristiques physiques et chimiques.

  10. Irradiation and lithium presence influence on the crystallographic nature of zirconia in the framework of PWR zircaloy 4 fuel cladding corrosion study; Influence de l'irradiation et de la presence du lithium sur la nature cristallographique de la zircone dans le cadre de l'etude de la corrosion du zircaloy 4 en milieu reacteur a eau pressurisee

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gibert, C

    1999-07-01

    The-increasing deterioration of the initially protective zirconia layer is one of the hypotheses which can explain the impairment with time of PWR fuel cladding corrosion. This deterioration could be worsened by irradiation or lithium presence in the oxidizing medium. The aim of this thesis was to underline the influence of those two parameters on zirconia crystallographic nature. We first studied the impact of ionic irradiation on pure, powdery, monoclinic zirconia and oxidation formed zirconia, mainly with X-ray diffraction and Raman microscopy. The high or low energy particles used (Kr{sup n+-}, Ar{sup n+}) respectively favored electronic or atomic defaults production. The crystallographic analyses showed that these irradiation have a significant effect on zirconia by inducing nucleation or growth of tetragonal phase. The extent depends on sample nature and particles energy. In all cases, phase transformation is correlated with crystalline parameters, grain size and especially micro-stress changes. The results are consistent with those obtained with 1 to 5 cycles PWR claddings. Therefore, the corrosion acceleration observed in reactor can partly be explained by the stress fields appearance under irradiation, which is particularly detrimental to zirconia layer cohesion. Last, we have underlined that the presence of considerable amounts of lithium in the oxidizing medium ((> 700 ppm) induces the disappearance of the tetragonal zirconia located at the metal/oxide interface and the appearance of a porosity of the dense under layer, which looses its protectiveness. (author)

  11. Irradiation and lithium presence influence on the crystallographic nature of zirconia in the framework of PWR zircaloy 4 fuel cladding corrosion study; Influence de l'irradiation et de la presence du lithium sur la nature cristallographique de la zircone dans le cadre de l'etude de la corrosion du zircaloy 4 en milieu reacteur a eau pressurisee

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gibert, C

    1999-07-01

    The-increasing deterioration of the initially protective zirconia layer is one of the hypotheses which can explain the impairment with time of PWR fuel cladding corrosion. This deterioration could be worsened by irradiation or lithium presence in the oxidizing medium. The aim of this thesis was to underline the influence of those two parameters on zirconia crystallographic nature. We first studied the impact of ionic irradiation on pure, powdery, monoclinic zirconia and oxidation formed zirconia, mainly with X-ray diffraction and Raman microscopy. The high or low energy particles used (Kr{sup n+-}, Ar{sup n+}) respectively favored electronic or atomic defaults production. The crystallographic analyses showed that these irradiation have a significant effect on zirconia by inducing nucleation or growth of tetragonal phase. The extent depends on sample nature and particles energy. In all cases, phase transformation is correlated with crystalline parameters, grain size and especially micro-stress changes. The results are consistent with those obtained with 1 to 5 cycles PWR claddings. Therefore, the corrosion acceleration observed in reactor can partly be explained by the stress fields appearance under irradiation, which is particularly detrimental to zirconia layer cohesion. Last, we have underlined that the presence of considerable amounts of lithium in the oxidizing medium ((> 700 ppm) induces the disappearance of the tetragonal zirconia located at the metal/oxide interface and the appearance of a porosity of the dense under layer, which looses its protectiveness. (author)

  12. Study of the ruthenium fission-product behavior in the containment, in the case of a nuclear reactor severe accident; Etude du comportement du produit de fission ruthenium dans l'enceinte de confinement d'un reacteur nucleaire, en cas d'accident grave

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mun, Ch

    2007-03-15

    Ruthenium tetroxide is an extremely volatile and highly radio-toxic species. During a severe accident with air ingress in the reactor vessel, ruthenium oxides may reach the reactor containment building in significant quantities. Therefore, a better understanding of the RuO{sub 4}(g) behaviour in the containment atmosphere is of primary importance for the assessment of radiological consequences, in the case of potential releases of this species into the environment. A RuO{sub 4}(g) decomposition kinetic law was determined. Steam seems to play a catalytic role, as well as the presence of ruthenium dioxide deposits. The temperature is also a key parameter. The nature of the substrate, stainless steel or paint, did not exhibit any chemical affinities with RuO{sub 4}(g). This absence of reactivity was confirmed by XPS analyses, which indicate the presence of the same species in the Ru deposits surface layer whatever the substrates considered. It has been concluded that RuO{sub 4}(g) decomposition corresponds to a bulk gas phase decomposition. The ruthenium re-volatilization phenomenon under irradiation from Ru deposits was also highlighted. An oxidation kinetic law was determined. The increase of the temperature and the steam concentration promote significantly the oxidation reaction. The establishment of Ru behavioural laws allowed making a modelling of the Ru source term. The results of the reactor calculations indicate that the values obtained for {sup 106}Ru source term are closed to the reference value considered currently by the IRSN, for 900 MWe PWR safety analysis. (author)

  13. Study of the uniform corrosion of an aluminium alloy used for the fuel cladding of the Jules Horowitz experimental reactor; Etude de la corrosion uniforme d'un alliage d'aluminium utilise comme gainage du combustible nucleaire du reacteur experimental Jules Horowitz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wintergerst, M. [CEA Saclay, Dept. des Materiaux pour le Nucleaire (DEN/DANS/DMN/SEMI), 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    2008-07-01

    For the Jules Horowitz new material testing reactor, an aluminium base alloy, AlFeNi, will be used for the cladding of the fuel plates. Taking into account the thermal properties of the alloy and of its oxide, the corrosion of the fuel cans presents many problems. The aim of this thesis is to provide a growing kinetic of the oxide layer at the surface of the AlFeNi fuel can in order to predict the life time of fuel element. Thus the mechanism of degradation of the cladding will be describe in order to integrate the different parameters of the operating reactor. (A.L.B.)

  14. Numerical simulation and analysis of axial instabilities occurrence and development in turbomachines. Application to a break transient in a helium nuclear reactor; Simulation numerique et analyse du declenchement et du developpement des instabilites axiales dans les turbomachines: application a un transitoire de breche dans un reacteur nucleaire a helium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Tauveron, N

    2006-02-15

    The subject of the present work was to develop models able to simulate axial instabilities occurrence and development in multistage turbomachines. The construction of a 1D unsteady axisymmetric model of internal flow in a turbomachine (at the scale of the row) has followed different steps: generation of steady correlations, adapted to different regimes (off-design conditions, low mass flowrate, negative mass flow rate); building of a model able to describe transient behaviour; use of implicit time schemes adapted to long transients; validation of the model in comparison of experimental investigations, measurements and numerical results from the bibliography. This model is integrated in a numerical tool, which has the capacity to describe the gas dynamics in a complete circuit containing different elements (ducts, valves, plenums). Thus, the complete model can represent the coupling between local and global phenomena, which is a very important mechanism in axial instability occurrence and development. An elementary theory has also been developed, based on a generalisation of Greitzer's model. These models, which were validated on various configurations, have provided complementary elements for the validation of the complete model. They have also allowed a more comprehensive description of physical phenomena at stake in instability occurrence and development by quantifying various effects (inertia, compressibility, performance levels) and underlying the main phenomena (in particular the collapse and recovery kinetics of the plenum), which were the only retained in the final elementary theory. The models were first applied to academic configurations (compression system), and then to an innovative industrial project: a helium cooled fast nuclear reactor with a Brayton cycle. The use of the models have brought comprehensive elements to surge occurrence due to a break event. It has been shown that surge occurrence is highly dependent of break location and that surge development is very limited (no more than few seconds). It is also shown that in the case of a break event, the turbomachine can have a significant contribution to decay heat removal from the nuclear core. At last, such a device is autonomous for a certain time only, and that this time is sensitive to some parameters such as break location and back pressure value. (author)

  15. Numerical simulation and analysis of axial instabilities occurrence and development in turbomachines. Application to a break transient in a helium nuclear reactor; Simulation numerique et analyse du declenchement et du developpement des instabilites axiales dans les turbomachines: application a un transitoire de breche dans un reacteur nucleaire a helium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Tauveron, N

    2006-02-15

    The subject of the present work was to develop models able to simulate axial instabilities occurrence and development in multistage turbomachines. The construction of a 1D unsteady axisymmetric model of internal flow in a turbomachine (at the scale of the row) has followed different steps: generation of steady correlations, adapted to different regimes (off-design conditions, low mass flowrate, negative mass flow rate); building of a model able to describe transient behaviour; use of implicit time schemes adapted to long transients; validation of the model in comparison of experimental investigations, measurements and numerical results from the bibliography. This model is integrated in a numerical tool, which has the capacity to describe the gas dynamics in a complete circuit containing different elements (ducts, valves, plenums). Thus, the complete model can represent the coupling between local and global phenomena, which is a very important mechanism in axial instability occurrence and development. An elementary theory has also been developed, based on a generalisation of Greitzer's model. These models, which were validated on various configurations, have provided complementary elements for the validation of the complete model. They have also allowed a more comprehensive description of physical phenomena at stake in instability occurrence and development by quantifying various effects (inertia, compressibility, performance levels) and underlying the main phenomena (in particular the collapse and recovery kinetics of the plenum), which were the only retained in the final elementary theory. The models were first applied to academic configurations (compression system), and then to an innovative industrial project: a helium cooled fast nuclear reactor with a Brayton cycle. The use of the models have brought comprehensive elements to surge occurrence due to a break event. It has been shown that surge occurrence is highly dependent of break location and that surge development is very limited (no more than few seconds). It is also shown that in the case of a break event, the turbomachine can have a significant contribution to decay heat removal from the nuclear core. At last, such a device is autonomous for a certain time only, and that this time is sensitive to some parameters such as break location and back pressure value. (author)

  16. Protéger les collectivités côtières du nord du Maroc | CRDI - Centre ...

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

    3 févr. 2011 ... Élévation du niveau de la mer, ondes de tempête, inondations littorales : les ... Un plan d'action en matière de gestion intégrée du littoral et une nouvelle ... du territoire sans recourir à un guide de la dynamique du milieu côtier. ... local, et encore moins de contrôle sur les terres dont elles sont tributaires.

  17. Communication du Service juridique et du Département HR à l'attention des membres du personnel domiciliés en France

    CERN Multimedia

    HR Department

    2007-01-01

    Déclaration de revenus 2006 Les membres du personnel trouveront ci-après les informations nécessaires sur la manière de remplir la déclaration de revenus 2006, qui doit être retournée au plus tard le 31 mai 2007. Qui doit remplir la déclaration? Comment l'obtenir? Tous les membres du personnel1) domiciliés en France2), qu'ils soient ou non de nationalité française, doivent remplir la déclaration de revenus 2006 sur la base des présentes instructions et la renvoyer signée, au plus tard le 31 mai 2007, au centre des impôts de leur domicile. Les membres du personnel devraient recevoir la déclaration de revenus 2006 fin avril - début mai. Ceux qui ne la recevraient pas directement devront la retirer au centre des impôts, à la trésorerie ou à la mairie de leur domicile ou bien encore la télécharger sur le site internet du Ministère des Finances (www.finances.gouv.fr). Comment remplir la déclaration Les membres du personnel doivent remplir la DECLARATION PAPIER uniquement. Dé...

  18. Du Mal-être au votre extrême

    OpenAIRE

    Gethin,, Amory; Jenmana,, Thanasak

    2017-01-01

    Note d'analyse de l'Observatoire du Bien-être du CEPREMAP; The rise of populism and the failure of traditional parties during the 2017 French presidential election calls to question the relevance of traditional determinants of voting. Given the difficult economic context associated with François Hollande’s term, to what extent has the increasing pessimism in France contributed towards anti-establishment voting?Available surveys reveal two remarkable phenomena. The extremes, particularly the e...

  19. Le developpement olympique du kayak Africain : Anglophonie vs ...

    African Journals Online (AJOL)

    Si le kayak de slalom s'est développé récemment en Afrique (premier Championnat continental organisé en 2009), il a été médiatisé à la faveur de sa reconnaissance olympique. Mais quels sont les enjeux culturels du développement olympique du kayak en Afrique francophone ? Comment cette activité a-t-elle pu ...

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

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

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