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Sample records for du reacteur nucleaire

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1953-12-15

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

  2. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-06-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  7. 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)

  8. 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)

  9. 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

  10. 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)

  11. 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)

  12. 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)

  13. 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

  14. 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

  15. 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)

  16. 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

  17. 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

  18. 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.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

  20. 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)

  1. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-12-15

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

  3. 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)

  4. [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

  5. 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

  6. 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

    After recalling the entry of nuclear energy into energy production in France, the paper emphasizes the evolution of techniques applied in the designing of French nuclear power plants and describes the means employed for reducing costs per kWh of EDF2 and EDF3 compared with EDF1: the electric power per ton of uranium varies from 493 kW/t for EDF1 to 970 kW/t for EDF3. For this purpose the thermal power and electric power of units are changed respectively from 290 MWt for EDF1 to 1200 or 1600 MWt for EDF3 and from 28 to 250 MW. The results are obtained by an improvement in neutronic characteristics, developments in nuclear fuel technology, and simplification of the system of charging the reactor, whose means of maintenance are increased; the EDF2 heat-exchangers have been so designed as to increase the unit power of the elements, which will attain 9 MWt, as against 3 for EDF1. For EDF3 an advance project forecasts a thermodynamic layout with only one pressure stage. The paper ends with a description of the burst-slug detection systems, and an appendix gives a detailed comparative table of EDF1, EDF2 and EDF3 plant characteristics. (author) [French] Apres avoir rappele l'integration de l'energie nucleaire parmi les moyens de production de l'energie en France, les auteurs se penchent surtout sur l'evolution des techniques appliquees dans l'equipement des centrales nucleaires francaises et decrivent les moyens mis en oeuvre pour reduire les prix de revient du kWh d'EDF2 et d'EDF3 par rapport a EDF1: la puissance electrique par tonne d'uranium varie de 493 kW/t pour EDF1 a 970 kW/t pour EDF3. C'est dans ce but que les puissances thermiques et la puissance unitaire des groupes turbo-alternateurs passent respectivement de 290 MWt pour EDF1 a 1200 ou 1600 MWt pour EDF3 et de 82 a 250 MW. Les resultats sont obtenus par une amelioration des caracteristiques neutroniques, des progres realises sur la technologie des elements combustibles, une simplification du systeme de

  7. Treatment of effluent at the Saclay Centre d'Etudes Nucleaires (1960); Le traitement des effluents du Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    The Centre d'Etudes Nucleaires at Saclay possesses several installations from which liquid radioactive effluent is rejected, and it has thus been found necessary to construct a station for the purification of radioactive liquids and to settle various chemical, analytical and technological problems. This report describes, in the following order: - the disposal possibilities at the Centre d'Etudes Nucleaires, Saclay, - the effluents produced at the centre, - the set-up for collecting effluent, - treatment of the effluent, - results of these treatments. (author) [French] La presence, au Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay, de plusieurs installations susceptibles de rejeter des effluents liquides radioactifs a necessite la construction d'une station d'epuration d'eaux radioactives et la mise au point de differents problemes chimiques, analytiques et technologiques. Dans ce rapport, nous exposerons successivement: - les possibilites de rejet du Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay, - les effluents du centre, - le dispositif de collecte des effluents, - le traitement de ces effluents, - les resultats de ces traitements. (auteur)

  8. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  10. 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

  11. A mathematical model for cost of maritime transport. Application to competitiveness of nuclear vessels; Modele mathematique du cout de transport maritime application a la competitivite du navire nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dorval, C [Commissariat a l' Energie Atomique, 75 - Paris (France)

    1966-05-01

    In studying the competitiveness of a nuclear merchant vessel, economic assessments in terms of figures were discarded in favor of a simplified model, which gives a clearer idea of the mechanism of the comparison between alternative vessels and the particular influence of each parameter. An expression is formulated for the unit cost per ton carried over a given distance as a function of the variables (speed and deadweight tonnage) and is used to determine the optima for conventional and nuclear vessels. To represent the freight market involved in the optimization studies, and thus in the competitiveness computation, two cases are taken into account: the tonnage to be carried annually is limited, and the tonnage to be carried annually is not limited. In both cases the optima are calculated and compared for a conventional and a nuclear vessel. Competitiveness curves are plotted as a function of the ratios of nuclear and conventional fuel costs and nuclear and conventional marginal power costs. These curves express the limiting values of the above two ratios for which the transport costs of the nuclear and conventional vessels are equal. The competitiveness curves vary considerably according to the hypothesis adopted for the freight market and the limit of tonnage carried annually. (author) [French] Pour etudier la competitivite du navire marchand nucleaire, plutot que de nous livrer a des evaluations economiques chiffrees, discutables dans l'etat actuel des etudes, nous utilisons un modele simplifie permettant de mieux saisir le mecanisme de la comparaison des navires et l'influence particuliere de chaque parametre. Nous etablissons une expression du cout unitaire de la tonne transportee sur un parcours donne en fonction des variables vitesse et port en lourd. Et nous l'utilisons pour determiner les optima des navires classiques et nucleaires. Pour representer le marche du fret qui intervient dans les etudes d'optimisation, et donc dans la recherche de la

  12. 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

  13. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

  15. 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)

  16. 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.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  18. 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

  19. 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)

  20. 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)

  1. Material movement of medium surrounding an underground nuclear explosion; Mouvement materiel du milieu environnant une explosion nucleaire souterraine

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Guerrini, C; Garnier, J L [Commissariat a l' Energie Atomique, Bruyeres-le-Chatel (France). Centre d' Etudes

    1969-07-01

    The results of measurements of the mechanical effects in the, intermediate zone around underground nuclear explosions in Sahara granite are presented. After a description of the main characteristics of the equipment used, the laws drawn up using experimental results for the acceleration, the velocity, and the material displacement are presented. These laws are compared to those published in other countries for nuclear tests in granite, in tuff and in alluvial deposits. (authors) [French] Les resultats de mesures d'effets mecaniques en zone intermediaire autour d'essais nucleaires souterrains dans le granite du Sahara sont exposes. Apres avoir decrit, dans leurs grandes lignes, les materiels utilises, on presente les lois etablies avec les resultats experimentaux pour l'acceleration, la vitesse et le deplacement materiel. Ces lois sont comparees a celles publiees a l'etranger pour des essais nucleaires dans le granite, le tuf et les alluvions. (auteur)

  2. 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

  3. 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

  4. 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)

  5. 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

  6. 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)

  7. 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

  8. 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)

  9. Some aspects of the nuclear fission process; Quelques aspects du processus de fission nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    In the following report one can find first a short general view on the present situation of our knowledge concerning the nuclear fission process, namely on the nucleus going through the saddle-point. Then there are some aspects connected with the excitation energy of the fissioning nucleus. The measurements made at Saclay on the fast neutron fission cross-section of U{sup 233}, U{sup 235}, Pu{sup 239}, U{sup 238} are described at the beginning of this work. It appears that for U{sup 233} there is some characteristic shape modulation of the cross-section curve, in relation with the collective excited state of the deformed nucleus at the saddle-point. Good evidence of this is also given by the study of the relative fission rate with emission of long-range particles; it appears also that this ternary fission rate does not change substantially for neutron between thermal energy and 2 MeV, but that is very lower for the compound nucleus U{sup 239} than for even-even compound nuclei. At the end there are some experiments on the strong 4,5 MeV gamma-ray originated by slow neutron absorption in U{sup 235}. Time-of-flight device is used to establish that this 4,5 MeV gamma-ray seems mostly connected with radiative capture. (author) [French] Le present travail debute par un apercu de l'etat actuel de nos connaissances sur le processus de fission nucleaire, notamment sur le passage par le point-seuil. Puis sont evoques des aspects lies au niveau d'energie d'excitation auquel est porte le noyau qui subit la fission. Les mesures de sections efficaces de fission induite dans {sup 233}U, {sup 235}U, {sup 239}Pu et {sup 238}U par des neutrons rapides effectuees a Saclay sont decrites en premier lieu; elles font apparaitre pour {sup 233}U une ondulation caracteristique du role des etats collectifs d'excitation du noyau deforme au point-seuil. Des experiences sur la fission avec emission de particules de long parcours confirment cet aspect tout en demontrant que la frequence

  10. Economic consequences of the Swiss 'Sortir du nucleaire' and 'Moratoire-plus' popular initiatives - Analysis using a balanced model

    International Nuclear Information System (INIS)

    Mueller, A.; Wickart, M.; Van Nieuwkoop, R.

    2001-01-01

    This article is a short version of the ENET number 210359. This report for the Swiss Federal Office of Energy (SFOE) presents the results of a study made to assess the economic consequences of two models for the opting out of nuclear energy in Switzerland, as proposed in two popular initiatives. The 'Sortir du nucleaire' (electricity without atomic power) initiative calls for the shutting down of the existing nuclear power stations and the 'Moratoire-plus' initiative calls for a stop on the building of new atomic power stations for 10 years. The method used for assessing the costs and benefits resulting if the initiatives were accepted in a public vote is described. Basic assumptions made on further factors concerning the electricity and energy markets are discussed. Results of analyses made for various scenarios with respect to CO 2 emissions are presented and include discussions on risk costs, effects on employment and welfare aspects

  11. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-10-01

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

  13. Contribution to the study of thermal mixing between nuclear spin systems; Contribution a l'etude du melange thermique entre systemes de spins nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-02-15

    This work describes methods of dynamic nuclear polarization in solids based on the thermal mixing between nuclear spin systems. The description of the thermal mixing processes involves most of the fundamental aspects of the spin temperature theory. The experiments, conducted with paradichlorobenzene and para-dibromobenzene, yield a detailed confirmation of the theoretical predictions. (author) [French] Ce travail decrit des methodes de polarisation dynamique nucleaire dans les solides basees sur le melange thermique entre systemes de spins nucleaires. La description des processus de melange thermique met en jeu la plupart des aspects fondamentaux de la theorie de la temperature de spin. Les experiences, realisees avec du paradichlorobenzene et du paradibromobenzene, apportent une confirmation detaillee des previsions theoriques. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  16. 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

  17. 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)

  18. 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

  19. 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.

  20. 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)

  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. 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)

  3. 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

  4. 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

  5. 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

  6. 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)

  7. 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)

  8. Nuclear magnetic resonance of iron-57 nuclei in local fields in yttrium and iron garnets; Resonance magnetique nucleaire des noyaux du fer 57 dans les champs locaux du grenat d'yttrium et de fer

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    We have demonstrated the nuclear resonance of {sup 57}Fe nuclei in the local field of each of the two magnetic sub-lattices of yttrium and iron garnets. The resonance frequencies and the relaxation times have been measured as a function of the temperature. (author) [French] Nous avons mis en evidence la resonance nucleaire des noyaux de {sup 57}Fe dans le champ local de chacun des deux sous-reseaux magnetiques du grenat d'yttrium et de fer. Les frequences de resonances et les temps de relaxation ont ete mesures en fonction de la temperature. (auteur)

  9. Plutonium, nuclear fuel; Le plutonium, combustible nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Grison, E [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay aux Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires, Saclay

    1960-07-01

    A review of the physical properties of metallic plutonium, its preparation, and the alloys which it forms with the main nuclear metals. Appreciation of its future as a nuclear fuel. (author) [French] Apercu sur les proprietes physiques du plutonium metallique, sa preparation, ses alliages avec les principaux metaux nucleaires. Consideration sur son avenir en tant que combustible nucleaire. (auteur)

  10. Relationship between the nuclear resonance of cobalt metal and its ferromagnetic properties; Relations entre la resonance nucleaire du cobalt metallique et ses proprietes ferromagnetiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-05-15

    resulte du couplage intense existant entre les noyaux et les electrons porteurs du magnetisme. Ces derniers excitent les noyaux et, dans les parois de Bloch, les soumettent a un champ radio-frequence bien plus intense que le champ RF applique. Les parametres de la resonance se determinent alors a partir du mouvement des parois, et dependent donc des constantes ferromagnetiques. La theorie permet de prevoir quantitativement certains effets particuliers, notamment par action d'un champ magnetique continu ou de la temperature. L'etude expeimentale a porte sur des poudres de cobalt et est en bon accord avec la theorie. Toutefois il faut tenir compte de l'effet de peau et reviser la theorie en consequence. Ceci permet d'expliquer certaines divergences observees, ainsi que l'influence de la taille des grains et celle du champ magnetique sur la forme de raie. Des renseignements originaux ont ete obtenus sur certaines proprietes purement ferromagnetiques du cobalt, en etudiant l'effet d'un champ magnetique et cette methode a pu etre appliquee a d'autres corps ferromagnetiques. En raison du caractere particulier de cette resonance nucleaire, qui se produit en l'absence de champ directeur et possede une importante largeur de raie, des spectrographes de type nouveau ont ete realises qui ont rendu possible des mesures precises de la forme de raie. La faible intensite des signaux obtenus dans certains cas a conduit a la mise au point d'une methode originale d'extraction dont la theorie et les applications pratiques sont donnees ici. L'ensemble de ces experiences fait apparaitre la resonance nucleaire comme un puissant moyen d'etude du ferromagnetique permettant de deceler des phenomenes microscopiques difficilement accessibles par les methodes classiques. (auteur)

  11. Relationship between the nuclear resonance of cobalt metal and its ferromagnetic properties; Relations entre la resonance nucleaire du cobalt metallique et ses proprietes ferromagnetiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-05-15

    Theoretical study of nuclear magnetic resonance in ferromagnetic metals shows the near dependence of ferromagnetic properties and unusual feature of this nuclear resonance. This results from a strong interaction between nuclei and magnetic electrons. They excite the nuclei, and, in Bloch walls, submit them to a RF field much stronger than those directly applied. The parameters of the resonance are determined from wall movement and depend consequently of ferromagnetic constants. The theory is enable to provide quantitatively some peculiar effects, specially those of a continuous magnetic field and of temperature. Experimental study was made on cobalt powders, and is in good agreement with theory. However one must take the skin-effect into consideration and accordingly adjust, the theory. This can explain some observed divergences, as well as the influence at particles size and magnetic field over the line shape. Original informations have been obtained about some typical ferromagnetic properties of cobalt, when studying magnetic field effect, and it has been able to apply this method to other ferromagnetic materials. In consideration of the peculiar characteristics of this nuclear resonance, which occurs without external magnetic field and whose line width is large, new models of spectrographs have been realized and have permitted accurate measures of the line shape. The weak intensity of the signals obtained in some cases, has induced the elaboration of an original method of extraction whose theory and practical uses are described here. The whole of this experiment reveals the nuclear resonance as a strong way for the study of ferromagnetism, which is able to detect microscopic phenomenons, not easily accessible by classical methods. (author) [French] L'etude theorique de la resonance magnetique nucleaire dans les metaux ferromagnetiques revele l'etroite liaison entre les proprietes ferromagnetiques et l'aspect inhabituel de cette resonance. Ceci resulte du

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    projets de reacteurs futurs. - Il presente un concept de reacteur a neutrons rapides de 1000 MWe, pour la realisation duquel aucune impossibilite technologique de realisation n'apparait. - Il indique que le comportement dynamique appatait satisfaisant, bien que le coefficient de reactivite isotherme du au sodium soit positif. - Il essaie de situer le developpement des reacteurs a neutrons rapides dans le cadre de l'expansion de l'energie nucleaire. L'approvisionnement en matieres fissiles ne semble pas devoir freiner en France le developpement des reacteurs a neutrons rapides. Celui - ci dependra essentiellement a moyen terme de leur competitivite economique. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    . - Il presente un concept de reacteur a neutrons rapides de 1000 MWe, pour la realisation duquel aucune impossibilite technologique de realisation n'apparait. - Il indique que le comportement dynamique appatait satisfaisant, bien que le coefficient de reactivite isotherme du au sodium soit positif. - Il essaie de situer le developpement des reacteurs a neutrons rapides dans le cadre de l'expansion de l'energie nucleaire. L'approvisionnement en matieres fissiles ne semble pas devoir freiner en France le developpement des reacteurs a neutrons rapides. Celui - ci dependra essentiellement a moyen terme de leur competitivite economique. (auteurs)

  14. Nuclear study of Melusine; Etude nucleaire de Melusine

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    In this report are reviewed - with respect to starting of experiments - the main nuclear characteristics of a 20 per cent enriched uranium lattice, with light water as moderator and reflector. The reactor is to operate at 1 MW. 1) Study of various critical masses. 2) Control. Effectiveness of cadmium. Control rods and of a stainless steel regulating rod. 3) Study of the effect on reactivity of disturbances in the core center. 4) Study of xenon and samarium poisoning. 5) Temperature factor. 6) Heat exchanges in a fuel element. (author) [French] On etudie, dans ce rapport, les principales proprietes nucleaires d'un reseau a uranium enrichi (20 pour cent), dont le moderateur et le reflecteur sont l'eau legere en vue des experiences de demarrage. Ce reacteur devra fonctionner a 1 MW. 1) Etude de diverses masses critiques. 2) Controle. Efficacite des barres de controle en cadmium et d'une barre de reglage en acier inoxydable. 3) Etude de l'effet sur la reactivite de perturbation au centre du coeur. 4) Etude de l'empoisonnement xenon et samarium. 5) Coefficient de temperature. 6) Echanges thermiques dans un element. (auteur)

  15. 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)

  16. 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)

  17. 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.)

  18. 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.)

  19. Differential measurement of the earth's magnetic field by nuclear magnetic resonance; Mesure differentielle du champ magnetique terrestre par resonance magnetique nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    MNR transducers using proton dynamic polarisation allows to convert into a phase measurement any variation of the earth magnetic field. There exist several versions of the instrument corresponding to various models of MNR transducers, which the author analyses in detail, devoting an important place to influence of their alignment with respect to the earth's magnetic field. The sensibility obtained is of one hundredth of a gamma over a bandwidth of (0-0,1 Hz). - This instrument is designed for measuring field gradients in airborne magnetic surveying, for detecting nearly magnetic anomalies, and for distinguishing between nearly and distant magnetic phenomena. (author) [French] L'emploi de capteurs, bases sur la resonance magnetique nucleaire des protons en presence de polarisation dynamique, permet de traduire une difference de champ magnetique terrestre en une mesure de phase. L'appareil existe sous plusieurs versions avec des capteurs de modeles differents dont l'auteur fait une analyse detaillee en accordant une part importante a l'influence de l'orientation des capteurs par rapport au champ magnetique terrestre. La sensibilite est de 1/100 {gamma} pour une bande passante de (0 - 0,1 Hz). Cet appareil s'applique a la mesure du gradient en prospection magnetique aeroportee, a la detection d'anomalies magnetiques proches, a la differentiation d'effets magnetiques proches et lointains. (auteur)

  20. Staff Organization in Nuclear Power Stations; Organisation du personnel des centrales nucleaires; Organizatsiya personala na atomnykh ehlektrostantsiyakh; Organizacion del personal de las centrales nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Scuricini, G. B. [Comitato Nazionale Energia Nucleare, Roma (Italy)

    1963-10-15

    This paper deals with the organization of operating and maintenance staff at nuclear power stations in Italy and manpower variations, either because the plants themselves differ or are organized in some special way. Staff doing jobs for which a specific training is required are given special consideration in the paper. (author) [French] Dans le memoire, on examine l'organisation du personnel d'exploitation et d'entretien des centrales nucleaires italiennes et les differences existant dans les effectifs, differences dues soit aux caracteristiques des centrales memes, soit aux particularites d'organisation des entreprises. Le personnel charge de fonctions determinees pour lesquelles un entrainement special est requis, fait l'objet d'une attention particuliere. (author) [Spanish] En la memoria se examina la organizacion del personal de explotacion y conservacion de las centrales nucleares italianas y las diferencias que existen entre sus efectivos, diferencias que se deben a las caracteristicas de las mismas centrales o a las particularidades de organizacion de las empresas. El autor dedica especial atencion al personal encargado de funciones que requieren una formacion profesional especial. (author) [Russian] Issleduyutsya voprosy organizatsii personala, zanimayushchegosya ehkspluatatsiej ital'yanskikh atomnykh ehlektrostantsij i ukhodom za nimi, a takkhe razlichiya v sostave personala, vytekayushchie libo iz kharakternykh osobennostej samikh stantsij, libo iz osobennostej organizatsii predpriyatij. Osoboe vnimanie udelyaetsya personalu, kotoromu porucheny opredelennye funktsii, trebuyushchie spetsial'noj pod go tovki. (author)

  1. 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

  2. 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)

  3. 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.)

  4. Is it possible to recycle nuclear wastes? Costs, risks and stakes of the plutonium industry; Peut-on recycler les dechets nucleaires? Couts, risques et enjeux de l'industrie du plutonium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2009-07-01

    This document, published by the French association 'Sortir du nucleaire' (Get out of nuclear), gives some information on the chain reaction from uranium to plutonium, the difference between reprocessing (which does not reduce waste volumes but multiply waste types) and recycling, the high risks associated with plutonium transport, La Hague as the most dangerous nuclear site in France, reprocessing as the alibi for the French nuclear industry, Areva as an expert in propaganda, reprocessing as an absurd world strategy, plutonium as a fuel for proliferation, the myth of unlimited energy with the breeder reactors, and so on

  5. Production of nuclear graphite in France; Production de graphite nucleaire en France

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Legendre, P; Mondet, L [Societe Pechiney, 74 - Chedde (France); Arragon, Ph; Cornuault, P; Gueron, J; Hering, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1955-07-01

    The graphite intended for the construction of the reactors is obtained by the usual process: confection of a cake from coke of oil and tar, cooked (in a electric oven) then the product of cook is graphitized, also by electric heating. The use of the air transportation and the control of conditions cooking and graphitization have permitted to increase the nuclear graphite production as well as to better control their physical and mechanical properties and to reduce to the minimum the unwanted stains. (M.B.) [French] Le graphite destine a la construction des reacteurs est obtenu par le procede usuel: confection d'une pate a partir de coke de petrole et de brai, cuisson de cette pate (au four electrique) puis graphitation du produit cuit, egalement par chauffage electrique. L'usage du transport pneumatique et le controle des conditions cuisson et de graphitation ont permit d'augmenter la production de graphite nucleaire ainsi que de mieux controler ses proprietes physiques et mecaniques et de reduire au minimum les souillures accidentelles. (M.B.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  7. 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

    nucleaire a des temperatures differentes du ralentisseur comprises entre 150 et 230 Degree-Sign C et, a la. temperature la plus elevee, pour des puissances allant jusqu'a 16 MW. Le coefficient cavitaire est une quantite qu'il importe de connaitre lorsqu'on veut determiner le comportement dynamique d'un reacteur a eau bouillante. Or, la determination theorique de cette quantite est difficile du fait qu'il faut connaitre en detail la repartition des cavites dans le coeur. Cette repartition dans les conditions de puissance ne se prete pas facilement a une determination experimentale de sorte que les experiences avec vide simule conviennent mieux pour verifier les calculs de physique des reacteurs portant sur les effets cavitaires. Les donnees de ces experiences ont ete comparees aux resultats theoriques. On a applique la theorie de la diffusion a deux groupes et on peut conclure qu'il y a bon accord entre la theorie et l'experience en ce qui concerne les perturbations dans les parametres du reseau pour un coefficient cavitaire egal a 1, tant aux basses qu'aux hautes temperatures. Toutefois, pour les valeurs intermediaires du coefficient cavitaire, l'accord est moins bon. Pour le calcul macroscopique de l'effet sur la reactivite, on utilise une theorie de perturbation. (author) [Spanish] La ebullicion que se produce en el interior de los canales refrigerantes de la segunda carga de combustible del reactor de agua pesada hirviente de Halden provoca efectos de cavitacion que afectan a la reactividad. Este efecto se ha medido tanto en experimentos con vacio simulado de potencia nula como en condiciones de regimen normal. Los experimentos con vacio simulado consistieron en medir las alteraciones de la reactividad al introducir hasta diversas profundidades tubos vacios de paredes delgadas, que se colocaron en distintas posiciones entre las piezas de union de un haz combustible de siete barras, practicamente identico a los que constituyen la segunda carga de combustible. Este

  8. The origin of cholesterol in chyle demonstrated by nuclear indicator methods; Origines du cholesterol du chyle mises en evidence par la methode des indicateurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vyas, M

    1962-07-01

    In order to obtain information about the mechanism of the intestinal absorption of cholesterol, rats having a lymphatic abdominal fistula are used. The animals receive either 4-{sup 14}C- cholesterol subcutaneously or orally, or the 1-{sup 14}C acetate. The study of the specific radio-activities of the cholesterol in chyle, in serum, in the lining, and in the intestinal contents makes it possible to define the roles played by the transfer cholesterol from the serum, by the cholesterol synthesised intestinally, and by the absorption cholesterol, in the formations of the lymph and of the chylomicrons. A new theory is proposed for the mechanism of cholesterol absorption. (author) [French] Pour obtenir des renseignements concernant le mecanisme de l'absorption intestinale du cholesterol, on utilise des rats porteurs d'une fistule lymphatique abdominale. Les animaux recoivent soit du cholesterol 4-{sup 14}C par voie sous-cutanee ou par voie orale, soit de l'acetate 1-{sup 14}C. L'etude des radioactivites specifiques du cholesterol du chyle, du serum, de la paroi et du contenu intestinal permet de preciser les roles joues par le cholesterol de transfert d'origine serique, par le cholesterol de synthese intestinale et par le cholesterol d'absorption, dans la formation de la lymphe et des chylomicrons. Une theorie nouvelle concernant le mecanisme de l'absorption du cholesterol est proposee. (auteur)

  9. 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)

  10. 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

  11. SCPRI Emergency Kit for Use in the Event of a Nuclear Accident; Le Dispositif d'Intervention Rapide du SCPRI en Cas d'Accident Nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ervet, P.; Moroni, J. P.; Pellerin, P. [Service Central de Protection Contre les Rayonnements Ionisants, Ministere des Affaires Sociales, Le Vesinet (France)

    1969-10-15

    In the event of a nuclear accident necessitating implementation of the ORSEC radiation protection plan, the Service central de protection contre les rayonnements ionisants (Central Service for Protection against Ionizing Radiations), in conjunction with the Service national de la protection civile (National Civil Defence Service), has adopted the necessary measures for rapid evaluation of possible contamination as promptly as possible. With this aim in mind the Service has prepared emergency kits, which are permanently stored at airfields in the Paris region; these can be carried by aircraft together with two engineers from the Service, thereby enabling them to reach the site of the incident with the specialized equipment in a few hours at most. This paper describes the monitoring and sampling equipment as well as the conditions under which the kit is carried and used (it operates independently by having a built-in generating unit). It is basically designed to permit an initial assessment of the situation, to furnish local authorities with data on which to base decisions for the safety of the population, and to determine any additional measures that need to be adopted. (author) [French] Dans le cas d'un accident nucleaire impliquant la mise en application du plan ORSEC radiologique, en liaison avec le Service national de la protection civile, le Service central de protection contre les rayonnements ionisants a pris les dispositions necessaires pour faire une evaluation rapide, aussi preooce que possible, des contaminations eventuelles. Dans ce but, il a realise des cantines d'intervention qui sont deposees en permanence sur les aerodromes de la region parisienne, et peuvent etre embarquees par avion avec deux ingenieurs du service qui peuvent etre ainsi sur les lieux de l'incident, avec un materiel specialise, dans un delai qui n'excede pas quelques heures. Le memoire decrit le materiel de mesure et de prelevement, ainsi que les conditions de transport et d

  12. The pulsed neutron method applied to the determination of the nuclear constants of graphite (1961); La methode des neutrons pulses appliquee a la determination des constantes nucleaires du graphite (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    A method for determining the nuclear constants {sigma}{sub a} and {lambda}{sub t} of a moderator is described. The disappearance of a burst of neutrons introduced into a finite medium is studied as a function of time. This decrease in the thermal neutron density is the product of two exponentials; one representing the absorption, the other the leakage. By varying one or other of these factors, the constants of the factor left unvaried can be determined, and from this the nuclear constant values are deduced. (author) [French] On decrit une methode permettant de determiner les constantes nucleaires {sigma}{sub a} et {lambda}{sub t} d'un moderateur. On etudie la decroissance dans le temps d'une bouffee de neutrons introduite dans un milieu fini. Cette decroissance de la densite en neutrons thermiques est le produit de deux exponentielles; l'une represente l'absorption, l'autre les fuites. Par variation de l'un ou l'autre de ces facteurs, on determine les constantes du facteur laisse invariant dont on deduit les valeurs des constantes nucleaires. (auteur)

  13. Factors and uncertainties in the profitability of using nuclear energy in desalination of water; Facteurs et incertitudes de la rentabilite du recours a l'energie nucleaire dans le dessalement des eaux

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    durees de vie des materiels, selon le choix des materiaux, l'evolution des prix, la forme des fonctions de prix et les taux d'interet) et aux contraintes. Dans une deuxieme partie, on etudie et on discute les incertitudes liees, a la methode d'optimisation utilisee et au critere de choix retenu. On montre ainsi qu'il est extremement difficile dans la plupart des cas de conclure sans nuances a la competitivite ou, a l'inverse, a la non competitivite du recours a l'energie nucleaire dans le dessalement des eaux et qu'un grand nombre d'aspects doivent etre soigneusement examines. (auteur)

  14. 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

    was paid to have each individual fuel sub-assembly and CA represented, in order to allow the analysis of local deformations of the 3D distributions of power and safety related parameters, such as the coolant, cladding and fuel temperatures. The validation of the coupled full core models was performed against reference ERANOS-VARIANT calculations. (author) [French] Le travail de recherche a ete mene dans le contexte du RNR-G de reference a 2400 MWth. Le but principal a ete de developper et de qualifier le design de l'assemblage de controle et le schema d'implantation correspondant a ce systeme. Le travail a ete realise en trois phases successives et complementaires: (1) la validation des outils neutroniques, (2) le developpement du design de l'assemblage de controle et les etudes statiques correspondantes, (3) les etudes du comportement dynamique du coeur durant des transitoires hypothetiques lies aux assemblages de controle. Pendant la premiere phase de la these, le reseau test de reference de PROTEUS utilise dans ces experiences, a ete reinterprete avec ERANOS et la bibliotheque nucleaire ajustee ERALIB1. De maniere complementaire, des calculs de references ont ete realises avec le code de Monte Carlo MCNPX, visant a verifier les resultats deterministes, et a analyser la sensibilite des resultats aux differentes modernes librairies. Pour les taux de reactions principaux, la nouvelle analyse du reseau de reference GCFR-PROTEUS donne generalement des resultats en bon accord - dans l'incertitude experimentale 1{sigma} - avec les resultats experimentaux, ainsi qu'avec les simulations de Monte Carlo. L'utilisation d'ERANOS-2.0/ERALIB1 comme outil neutronique de reference a ainsi pu etre demontree pour l'analyse du RNR-G. Dans une seconde phase de cette recherche, le design de l'assemblage de controle (AC) du GFR a ete developpe, base sur des calculs a caractere iteratif, neutroniques et thermo-hydrauliques. En premier, des

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-11-15

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

  17. France's nuclear power programme; Le programme nucleaire francais

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    -increasing importance, by using the country's resources of natural uranium, and later plutonium, to the best ends. (authors) [French] Les perspectives d'evolution de la consommation d'energie electrique francaise confirment l'aggravation du deficit des ressources energetiques metropolitaines. Les centrales nucleaires doivent permettre de diminuer ce deficit si un certain nombre d'incertitudes actuelles sont levees. Le premier programme presente par MM AILLERET et TARANGER a la Conference de Geneve en 1955 visait la mise en service pour 1965 de 850 MWe; il a ete consacre au developpement de la filiere uranium naturel - graphite - gaz et s'acheve avec la realisation d'EDF 3, premiere unite capable de 500 MWe engagee dans le monde. Avant de passer du stade des prototypes a celui des duplications, ELECTRICITE DE FRANCE a decide, en accord avec le COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE, la realisation d'EDF 4 qui, en reprenant la partie reacteur d'EDF 3 ainsi que l'appareil de chargement et de dechargement, l'ensemble de controle et divers materiels, apporte une innovation importante en incorporant les echangeurs et les soufflantes a l'interieur du caisson en beton precontraint contenant le coeur. En meme temps, les etudes se poursuivent dans cette meme filiere et laissent entrevoir les possibilites d'utiliser un nouvel element combustible annulaire dont l'emploi ameliorerait notablement les performances d'EDF 5. Dans la filiere eau lourde, la realisation d'EL 4 a Brennilis par le COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE et ELECTRICITE DE FRANCE se poursuit. Les etudes d'un reacteur de 500 MWe de cette filiere ont deja commence. Dans la filiere a eau pressurisee, la centrale de CHOOZ est realisee en association par ELECTRICITE DE FRANCE et les Producteurs Belges. Enfin, le COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE poursuit a Cadarache la realisation du surgenerateur 'Rapsodie' et les etudes d'un reacteur de puissance plus important. Ainsi, les connaissances techniques et economiques acquises dans ces diverses

  18. 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)

  19. 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)

  20. Effect of cobalt-60 {gamma} radiation and of thermal neutrons on high resistance P and N silicon. Possibility of obtaining a nuclear compensation for P type silicon; Effects du rayonnement {gamma} du cobalt 60 et de neutrons thermiques sur du silicium P et N de haute resistivite. Possibilite de realiser une compensation nucleaire d'un silicium du type P

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-11-01

    Type P silicon has been compensated by the production of a controlled and uniform amount of donor atoms ({sup 31}P) using thermal neutrons to bring about a nuclear transformation. It is shown that it is possible in this way to reduce by a factor of about one hundred the overall concentration of residual ionised impurities in the purest crystals obtained by floating zone purification (2 x 10{sup 12} atoms/cm{sup 3}). The degree compensation obtained is limited by the initial inhomogeneity of acceptor impurities which have to be compensated. Lattice defects which still remain after prolonged annealings reduce the life-time of the material to about 10 {mu}s approximately. Particle detectors having thicknesses of 2 to 5 mm have been built by this process; they give good results, particularly at low temperatures. A study has also been made of the number and of the nature of lattice defects produced by thermal neutrons in high resistivity P and N type crystals. These defects have been compared to those produced by {gamma} rays from {sup 60}Co. A discussion is given of the validity of the Wertheim model concerning pronounced recombination at low temperatures (77 deg. K - 300 deg. K) of primary defect-interstitial pairs. The nature of the defects introducing energy levels into the lower half of the forbidden band has been studied. (author) [French] On a compense du silicium de type P en produisant, au moyen de neutrons thermiques, par transmutation nucleaire une quantite controlee et uniforme d'atomes donneurs ({sup 31}P). On montre qu'on peut ainsi reduire de cent fois environ la densite nette d'impuretes ionisees residuelles subsistant dans les cristaux les plus purs obtenus par purification par zone flottante (2.10{sup 12} atomes/cm{sup 3}). Le degre de compensation obtenu est limite par i'inhomogeneite initiale des impuretes acceptrices a compenser. Des defauts de reseau qui subsistent meme apres des recuits prolonges reduisent la duree de vie du materiau a 10 {mu

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1952-07-01

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

  2. New reactor concepts; Nieuwe rectorconcepten - nouveaux reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Meskens, G.; Govaerts, P.; Baugnet, J.-M.; Delbrassine, A

    1998-11-01

    The document gives a summary of new nuclear reactor concepts from a technological point of view. Belgium supports the development of the European Pressurized-Water Reactor, which is an evolutionary concept based on the European experience in Pressurized-Water Reactors. A reorientation of the Belgian choice for this evolutionary concept may be required in case that a decision is taken to burn plutonium, when the need for flexible nuclear power plants arises or when new reactor concepts can demonstrate proved benefits in terms of safety and cost.

  3. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-11-15

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

  5. Communication Received from the Permanent Mission of Brazil regarding Certain Member States' Guidelines for the Export of Nuclear Material, Equipment and Technology; Communication recue de la mission permanente du Bresil concernant les Directives de certains Etats Membres applicables a l'exportation de matieres, d'equipements et de technologie nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2007-12-03

    The Agency has received a Note Verbale from the Permanent Mission of Brazil, dated 22 March 2007, in which it requests that the Agency circulate to all Member States a letter of 12 December 2006 from the Chairman of the Nuclear Suppliers Group, Ambassador Jose Artur Denot Medeiros, to the Director General, on behalf of the Governments of Argentina, Australia, Austria, Belarus, Belgium, Brazil, Bulgaria, Canada, China, Croatia, Cyprus, Czech Republic, Denmark, Estonia, Finland, France, Germany, Greece, Hungary, Ireland, Italy, Japan, Kazakhstan, Republic of Korea, Latvia, Lithuania, Luxemburg, Malta, Netherlands, New Zealand, Norway, Poland, Portugal, Romania, Russian Federation, Slovakia, Slovenia, South Africa, Spain, Sweden, Switzerland, Turkey, Ukraine, the United Kingdom of Great Britain and Northern Ireland and the United States of America, providing further information on those Governments' Guidelines for Nuclear Transfers [French] L'Agence a recu une note verbale de la mission permanente du Bresil, en date du 22 mars 2007, lui demandant de diffuser a tous les Etats Membres une lettre du 12 decembre 2006 du president du Groupe des fournisseurs nucleaires, l'ambassadeur Artur Denot Medeiros, adressee au Directeur general au nom des gouvernements des Etats suivants : Afrique du Sud, Allemagne, Argentine, Australie, Autriche, Belarus, Belgique, Bresil, Bulgarie, Canada, Chine, Chypre, Croatie, Danemark, Espagne, Estonie, Etats-Unis d'Amerique, Federation de Russie, Finlande, France, Grece, Hongrie, Irlande, Italie, Japon, Kazakhstan, Lettonie, Lituanie, Luxembourg, Malte, Norvege, Nouvelle-Zelande, Pays-Bas, Pologne, Portugal, Republique de Coree, Republique tcheque, Roumanie, Royaume-Uni de Grande-Bretagne et d'Irlande du Nord, Slovaquie, Slovenie, Suede, Suisse, Turquie et Ukraine. Cette lettre apporte des informations supplementaires sur les Directives de ces gouvernements applicables aux transferts nucleaires.

  6. The Staffing of Central Electricity Generating Board Nuclear Power Stations; Organigramme des centrales nucleaires du central electricity generating board; Politika v oblasti kadrov na atomnykh ehlektrostantsiyakh CEGB; El personal de las plantas nucleoelectricas de la central electricity generating board.

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bartlett, J. S.; Shepherd, G. T. [Central Electricity Generating Board, Western Division, Bristol (United Kingdom)

    1963-10-15

    An account is given of the staffing requirements and organization at a CEBG nuclear power station. The training of staff and licensing requirements for reactoroperating staff are discussed. Experience gained to data of the outcome of pre-operating training and detailed planning in the operational sphere is given. (author) [French] Le memoire donne un apercu de l'organigramme d'une centrale nucleaire du CEGB et des conditions auxquelles doit satisfaire le personnel (formation, qualifications requises pour la fonction d'operateur). Il rend compte egalement de l'experience acquise a ce jour quant a l'interet qu'il y a a former le personnel au prealable et a etablir des plans d'operation detailles. (author) [Spanish] La memoria informa sobre la organizacion de las centrales nucleoelectricas de la CEGB y sobre la plantilla de personal que estas requieren. Discute la formacion del personal y los requisitos para obtener la licencia de operador de reactores. Describe la experiencia adquirida hasta el presente en materia de formacion previa del personal y de organizacion detallada de las operaciones. (author) [Russian] Daetsya otchet o trebovaniyakh, pred{sup y}avlyaemykh k personalu, i organizatsiya nabora personala na atomnykh ehlektrostantsiyakh Tsentral'nogo upravleniya proizvodstva ehlektroehnergii (CEGB). Obsuzhdayutsya voprosy podgotovki personala i normativnykh trebovanij, pred{sup y}avlyaemykh k ehkspluatatsionnomu personalu. Izlagaetsya opyt, nakoplennyj k nastoyashchemu vremeni v rezul'tate osushchestvleniya predehkspluatatsionnoj podgotovki i podrobnogo planirovaniya v usloviyakh ehkspluatatsii. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

  8. 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

  9. 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

  10. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-10-01

    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

  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 Technical Training Programme for Nuclear Power Station Personnel; Programme de formation technique du personnel des centrales nucleaires; Programma tekhnicheskoj podgotovki personala yadernoj ehlektrostantsii; El programa de formacion tecnica del personal de una central nucleoelectrica

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Howey, G. R. [Hydro-Electric Power Commission of Ontario, Toronto, Ontario (Canada)

    1963-10-15

    .), responsible for maintenance of all mechanical equipment; and (5) Service maintainers: responsible for a wide variety of less skilled tasks requiring lower qualifications. In addition to these general categories a few specialists are required, such as chemists and radiation protection officers. Organization of the NPD staff and training for future nuclear-power needs will be discussed. (author) [French] La centrale nucleaire de demonstration canadienne (NPD), creee par un organisme federal, l'Atomic Energy of Canada Limited, est exploitee par une compagnie provinciale de distribution d'electricite, la Hydro-Electric Power Commission of Ontario, qui pourvoit aussi aux besoins en personnel. Le recrutement et la formation du personnel de la centrale ont ete difficiles du fait que, recemment encore, la plupart des besoins en electricite de l'Ontario pouvaient etre satisfaits par les abondantes ressources hydro-electriques de cette province. La multiplication des centrales thermiques, depuis 1950, a cree une enorme demande de personnel. Pour faire face a cette situation, on a organise la formation de personnel pour les centrales nucleaires de la maniere suivante: a) un groupe initial d'ingenieurs a ete selectionne parmi des specialistes ayant une vaste experience des travaux dans le domaine nucleaire de l 'exploitation des centrales thermiques et de la production d'electricite; b) on a selectionne un autre groupe d'operateurs et d'agents des services d'entretien hautement qualifies; c) ces groupes ont recu une formation systematique comprenant l'exploitation de centrales nucleaires et de centrales thermiques a charbon, un enseignement theorique et pratique et des instructions donnees par les specialistes qui ont concu les plans de NPD ; d) un centre de formation nucleaire a ete cree et charge de la selection et de la formation du personnel supplementaire ainsi que de l 'organisation des examens officiels; il doit s'assurer, d'une maniere generale, de la competence du personnel

  14. 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.)

  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. 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)

  17. Dynamic method for the measurement of Young'S modulus. Application to nuclear graphites; Methode de mesure dynamique du module d'Young. Application aux graphites nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pattou, F; Trutt, J C

    1963-07-01

    A dynamic method has been developed for measuring Young's modulus and the rigidity modulus using the 'Forster Elastomat'. The principle consists in the determination of the resonance frequencies of graphite samples submitted to transverse, longitudinal, and torsional vibrations. The first two modes of vibration make it possible to calculate the elasticity modulus or the Young's modulus E, the third mode makes possible the calculation of the rigidity modulus G. The relationships from which the moduli E and G are measured are given. A systematic study has been made of graphite samples produced by extrusion or compression and submitted afterwards to one or several impregnations with pitch. For graphites made from the same coke by the same method, a linear relationship has been found for Young's modulus as a function of the apparent density. For the same apparent density, graphites made from different starting materials have generally different Young's moduli that bear a relationship to the crystalline characteristics of the material. The measurements of the rigidity modulus C made on different graphites also show the influence of crystallite orientation. (authors) [French] Une methode de mesure dynamique du module d'Young et du module de rigidite du graphite utilisant 'l'Elastomat Forster' a ete mise au point. Le principe consiste a determiner les frequences de resonance d'echantillons de graphite soumis a des vibrations transversales, longitudinales et de torsion. Les deux premiers modes de vibration permettent de calculer le module d'elasticite ou module d'Young E, le troisieme mode de vibration permet de calculer le module de rigidite G. Apres avoir decrit la methode de mesure, on rappelle les relations qui permettent de calculer les modules E et G. L'etude systematique d'echantillons de graphite, fabriques par filage ou pressage et ayant subi eventuellement une ou plusieurs impregnations au brai a ete effectuee. Pour les graphites issus du meme coke et fabriques

  18. 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)

  19. 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

  20. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

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

  2. 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

  3. A study of filtering problems of background noise in nuclear spectrometry, improvement of signal-to-noise ratio, and of pulse characteristics produced by the optimum predictor device; Etude de problemes de filtrage de bruit de fond en spectrometrie nucleaire, amelioration du rapport signal sur bruit et des caracteristiques de l'impulsion mise en forme par le dispositif du predicteur optimum

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-05-01

    The purpose of nuclear spectrometry is the precise measurement of particles energy. The resolving power of a spectrometer design is an important factor. Two main phenomena are involved in the limitation of this resolving power: The statistical fluctuations of the detector itself, and the background noise. For a given noise, the theory of filters enables the calculation of networks specially designed for the improvement of signal to noise ratio. The proposed system should lead to an improvement of 10.5 per cent of this ratio. Experiments have confirmed this theoretical estimation. The predictor device also makes possible the obtaining of shortened pulses. (author) [French] Les mesures en spectrometrie nucleaire ont pour but la determination precise de l'energie des particules. Le pouvoir de resolution d'une chaine de spectrometrie est une caracteristique importante. Deux phenomenes principaux concourent a limiter ce pouvoir de resolution: les fluctuations statistiques du detecteur et le bruit de fond. Pour un bruit de fond donne, la theorie des filtres permet de calculer des reseaux susceptibles de modifier le rapport signal sur bruit. Le systeme propose permet d'ameliorer de 10.5 pour cent ce rapport lorsqu'on se place dans les conditions optimales. Les resultats experimentaux confirment les previsions. Le dispositif predicteur permet aussi un raccourcissement de l'impulsion dans le temps. (auteur)

  4. 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

  5. The use of tracers in the study of the ionic permeability of the nerve; Utilisation des indicateurs nucleaires dans l'etude de la permeabilite ionique du nerf

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    The use of the radioactive tracers {sup 24}Na and {sup 42}K, and the electrophysiological fine study carried out on the plant Cephalopods nervous cells have made it possible, during ten years, to study the relationships between the electrical phenomena observed during the propagation of the nervous impulse and the ionic movements which occur at the cell membrane between the intra- and extra-cellular media. In the state of rest, the nerve fibres present a certain permeability towards sodium and potassium, a permeability which allows the renewal, from the extra-cellular medium, of the cations contained in the cytoplasm. At the moment of the passage of the nervous impulse, it is possible to demonstrate a temporary increase in the permeability towards the sodium which causes the entry of Na{sup +} ions into the nerve fibre, whilst, a few milliseconds later, the increase in the potassium permeability causes the departure of an equivalent quantity of K{sup +} ions. A recovery phase follows the passage of the nervous impulse, during which the original ionic conditions are re-established. If the potassium movements can be considered as passive, the expulsion of Na{sup +} requires, on the part of the cell, the use of a part of the metabolic energy. (author) [French] L'utilisation des indicateurs radioactifs {sup 24}Na et {sup 42}K, et l'etude electrophysiologique fine realisee sur des cellules nerveuses geantes de Cephalopodes a permis, depuis une dizaine d'annees, d'etudier les rapports entre les phenomenes electriques observes lors de la propagation de l'influx nerveux et les mouvements ioniques qui s'effectuent au niveau de la membrane cellulaire entre milieux intracellulaire et extracellulaire. A l'etat de repos, les fibres nerveuses possedent pour le sodium et le potassium, une permeabilite qui permet le renouvellement, a partir du milieu extracellulaire des cations contenus dans le cytoplasme. Au moment du passage de l'influx nerveux, on peut mettre en evidence une

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  7. Resonance quadripolaire nucleaire dans les halogenures d'actinides, ThBr 4, ThCl 4 ET UCl 4. II. Polymorphisme et transition de phase du premier ordre dans ThBr 4. Resonance du Brome dans UBr 4.

    Science.gov (United States)

    Gourdji, M.; Péneau, A.; Genet, M.; Guibé, L.

    1983-12-01

    La poursuite de recherches antérieures a permis de caractériser la résonance quadripolaire du brome dans la phase α de ThBr 4 et d'étudier la variation, en fonction de la température, entre 63 et 295 K, de la fréquence de résonance, ν Q(T), correspondante. Une première analyse des conditions expérimentales du passage de la transition α↔β à 426 C a été faite. La résonance du brome dans UBr 4 a également été observée et l'étude en fonction de la température des fréquences de résonance (il y a deux résonances distinctes pour chacun des deux isotopes du brome dans ce composé) a révélé un comportement inattendu en ce sens que les pentes dν Q/dT des courbes ν Q(T) correspondant aux deux résonances sont de signe contraire.

  8. 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)

  9. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1952-07-01

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

  11. 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).

  12. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  14. 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)

  15. 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

  16. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

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

  18. Communications of 15 November 1999 Received from Member States Regarding the Export of Nuclear Material and of Certain Categories of Equipment and Other Material; Communications En Date Du 15 Novembre 1999 Recues D'Etats Membres Concernant L'Exportation De Matieres Nucleaires Et De Certaines Categories D'Equipements Et D'Autres Matieres

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2000-03-15

    The Director General of the International Atomic Energy Agency has received letters of 17 October 1996 from the Resident Representatives of Argentina, Australia, Austria, Bulgaria, Canada, the Czech Republic, Denmark, Finland, France, Germany, Greece, Hungary, Ireland, Italy, Japan, Republic of Korea, the Netherlands, Norway, Poland, Portugal, Romania, the Russian Federation, the Slovak Republic, South Africa, Spain, Sweden, the United Kingdom, and the United States of America, concerning the export of nuclear material and of certain categories of equipment and other material [French] Le Directeur general de l'Agence internationale de l'energie atomique a recu des lettres datees du 15 novembre 1999 que les representants permanents des pays suivants lui ont adressees au sujet de l'exportation de matieres nucleaires et de certaines categories d'equipements et d'autres matieres : Afrique du Sud, Allemagne, Argentine, Australie, Autriche, Belgique, Bulgarie, Canada, Coree (Republique de), Danemark, Espagne, Etats-Unis d'Amerique, Finlande, France, Grece, Hongrie, Irlande, Italie, Japon, Luxembourg, Norvege, Pays-Bas, Pologne, Portugal, Republique slovaque, Republique tcheque, Roumanie, Royaume-Uni, Suede, Suisse, Turquie et Ukraine.

  19. CRN: 1986 progress report

    International Nuclear Information System (INIS)

    1987-01-01

    Departments activities in high energy physics, nuclear physics, radiation physics and chemistry are reported. Collaboration with university led to creation of SRNU (Service du Reacteur Nucleaire). Vivitron studies are presented [fr

  20. 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

  1. The nuclear refugees; Les refugies du nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Linton, M.

    2011-06-15

    The authors propose a report on the various situations of people who had to be evacuated after the Fukushima accident. Along with examples of people who left their homes with taking with them a single object, the authors describe and comment how this evacuation occurred, the problems faced by the authorities for refugee reception and accommodation. This evacuation has been either organised or spontaneous. Hospitals had to be evacuated as well. Then, local authorities faced food shortage. Some animals have been saved, other starved to death. Dead animals are covered with lime. Dead bodies are decontaminated before being given back to families. Tests are regularly performed to assess people contamination. A second article discussed the bad news concerning the different Fukushima reactors with their melted cores. The geophysical aspects of the earthquake are evoked in a last article

  2. 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

  3. 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

  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

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

    1962-03-15

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

  5. 1: the atom. 2: radioactivity. 3: man and radiations. 4: the energy. 5: nuclear energy: fusion and fission. 6: the operation of a nuclear reactor. 7: the nuclear fuel cycle; 1: l'atome. 2: la radioactivite. 3: l'homme et les rayonnements. 4: l'energie. 5: l'energie nucleaire: fusion et fission. 6: le fonctionnement d'un reacteur nucleaire. 7: le cycle du combustible nucleaire

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    NONE

    2002-07-01

    This series of 7 digest booklets present the bases of the nuclear physics and of the nuclear energy: 1 - the atom (structure of matter, chemical elements and isotopes, the four fundamental interactions, nuclear physics); 2 - radioactivity (definition, origins of radioelements, applications of radioactivity); 3 - man and radiations (radiations diversity, biological effects, radioprotection, examples of radiation applications); 4 - energy (energy states, different forms of energy, characteristics); 5 - nuclear energy: fusion and fission (nuclear energy release, thermonuclear fusion, nuclear fission and chain reaction); 6 - operation of a nuclear reactor (nuclear fission, reactor components, reactor types); 7 - nuclear fuel cycle (nuclear fuel preparation, fuel consumption, reprocessing, wastes management). (J.S.)

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

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

    1962-04-15

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

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

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    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

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

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

    1990-07-01

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

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

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    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)

  10. 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

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    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)

  11. 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

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    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.)

  12. 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

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    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)

  13. 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

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    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)

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

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

    1965-09-15

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

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

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

    1963-10-15

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

  16. Mechanics and electronics as auxiliary techniques in nuclear research and exploitation; Mecanique et electronique auxiliaires de la recherche et de l'exploitation nucleaire

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    Weill, J. [Commissariat a l' energie atomique et aux energies alternatives - CEA, Centre d' Etudes nucleaires de Saclay, Departement Electronique, Groupe Controle des Reacteurs (France)

    1959-07-01

    Electronics and mechanics form the basic techniques used in the field of measurement and control in nuclear physics experiments, and in nuclear machine installations. The delegate describes some instruments typical of the use of these techniques in the fields of calculation, detection, amplification and nuclear Installations. Reprint of a paper published in 'Bulletin S.F.M.' n. 25 (3. quarter 1957) [French] L'electronique et la mecanique constituent les techniques de base utilisees clans le domaine des mesures et du controle effectues dans les experiences de physique nucleaire et dans les installations des engins nucleaires. Le Conferencier decrit plusieurs appareils caracteristiques de l'emploi de ces techniques dans les domaines du calcul, des detecteurs, de l'amplification et des lnstallations nucleaires. Reproduction d'un article publie dans le 'Bulletin S.F.M.' n. 25 (3e trimestre 1957)

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

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

    1963-10-15

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

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

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    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

  19. The Text of the Agreement between Belgium, Denmark, the Federal Republic of Germany, Ireland, Italy, Luxembourg, The Netherlands, the European Atomic Energy Community and the Agency in Connection with the Treaty on the Non-Proliferation of Nuclear Weapons; Texte de l'Accord entre la Belgique, le Danemark, la Republique Federale d' Allemagne, l'Irlande, l'Italie, le Luxembourg, les Pays-Bas, la Communaute Europeenne de l'En-Ergie Atomique et L'Agence En Application Du Traite Sur La Non-Proliferation Des Armes Nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1973-09-14

    The text of the Agreement, and of the Protocol thereto, between Belgium, Denmark, the Federal Republic of Germany, Ireland, Italy, Luxembourg, The Netherlands, the European Atomic Energy Community and the Agency in implementation of Article III (1) and (4) of the Treaty on the Non-Proliferation of Nuclear Weapons (reproduced in document INFCIRC/140) is reproduced in this document for the information of all Members [French] Le texte de l'Accord, ainsi que celui du Protocole qui y est joint, entre la Belgique, le Danemark, la Republique fdrale d'Allemae, l'Irlande, l'Italie, le Luxembourg, les Pays-Bas, la Communaute europenne de l'energie atomique et l'Agence condu en application des paragraphes 1 et 4 de l'article III du Traite sur la non proliferation des armes nucleaires sont reproduits dans le present document pour l'information de tous les Membres.

  20. 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

  1. Shippingport Atomic Power Station Operating Experience, Developments and Future Plans; La centrale nucleaire de Shippingport, experience de son fonctionnement et plans pour l'avenir; Shippingportskaya atomnaya ehlektrostantsij, opyt ehkspluatatsii, usovershenstvovaniya i plany na budushchee; Central nucleoelectrica de Shippingport; experiencia adquirida con su explotacton y programa de desarrollo

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Feinroth, H. [Division of Reactor Development, United States Atomic Energy Commission, Washington, DC (United States); Oldham, G. M. [Shippingport Atomic Power Station, Duquesne Light Company, Pittsburgh, PA (United States); Stiefel, J. T. [Bettis Atomic Power.Labora Tory, Westinghouse Electric Corporation, Pittsburgh, PA (United States)

    1963-10-15

    design rating of 150 MW(e) gross and a first seed life of 10.000 effective full power hours (EFPH), Core 2 will have five and a half times the design energy output and twice the power density of Core 1. The Core 2 design is described and associated major developments in reactor physics, metallurgy, heat transfer and fluid flow, and fuel element manufacture, are summarized. Plans for decontamination of the reactor plant and for performing modifications to the plant in connection with the installation of the higher rated Core 2 are described. (author) [French] Les auteurs font le bilan des cinq annees de fonctionnement et d'essai de la centrale nucleaire de Shippingport; ils examinent les progres techniques actuels et l'avenir du programme de Shippingport. Ce programme vise a mettre au point la technologie fondamentale des reacteurs a eau legere pour permettre une reduction du prix de revient de l'energie d'origine nucleaire. La centrale nucleaire de Shippingport fonctionne depuis plus de 5 ans et s'est integree facilement dans un reseau d'interconnexion comme centrale de base ou comme centrale d'appoint. Les divers elements de la centrale se sont reveles d'un fonctionnement sur. Il n'y a pas eu de probleme de contamination ni d'elimination des dechets. On peut acceder facilement aux elements du circuit primaire de refroidissement pour l'entretien et, ce faisant, on a constate que les cartouches de combustible etaient intactes. Chacune des trois operations de rechargement effectuees depuis le demarrage de la centrale a pris moins de temps que la precedente. Recemment, la troisieme charge de combustible enrichi a ete mise en place en 32 journees de travail, soit environ le quart du temps necessaire pour le premier rechargement. Les auteurs exposent les conditions auxquelles doit satisfaire la formation du personnel et donnent un apercu des instructions ecrites en matiere d'administration, d'exploitation, etc., qui sont autant de facteurs essentiels du succes du programme de

  2. Nuclear explosion and internal contamination; Explosion nucleaire et contamination interne

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1956-07-01

    By the study of the conditions of internal contamination due to the radioactive mixture produced by a nuclear explosion, the parts played by the relative weights of the different elements and the mode of expression of the doses are considered. Only the knowledge of the weight composition of the contamination mixture and of its evolution as a function of time can provide the required basis for the study of its metabolism in the organism. The curves which give the composition of the fission product mixture - in number of nuclei - - as a function of time - have been established. These curves are applied to some practical examples, particularly relative to the nature of contamination, radiotoxicity of some elements and assessment of hazards. (author) [French] Etudiant les modalites de la contamination interne par les elements radioactifs apparus lors d'une explosion nucleaire, le role de la 'masse' et le mode d'expression des doses sont envisages. La connaissance de la composition en 'masse' du melange contaminant et de son evolution en fonction du temps peut seule apporter les bases necessaires a l'etude de son comportement dans l'organisme. Les courbes donnant la composition du melange de produits de fission - en nombre de noyaux - - en fonction du temps - ont ete etablies. Quelques applications pratiques, relatives en particulier a la nature de la contamination, a la radiotoxicite de certains elements et a l'evaluation de risque, sont envisagees a titre d'exemple. (auteur)

  3. Complete automation of nuclear reactors control; Automatisation complete de la conduite des reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

    The use of nuclear reactor for energy production induces the installation of automatic control systems which need to be safe enough and can adapt to the industrial scale of energy production. These automatic control systems have to insure the constancy of power level and adjust the power produced to the energy demand. Two functioning modes are considered: nuclear plant connected up to other electric production systems as hydraulic or thermic plants or nuclear plants functioning on an independent network. For nuclear plants connected up with other production plants, xenon poisoning and operating cost lead to keep working at maximum power the nuclear reactors. Thus, the power modulation control system will not be considered and only start-up control, safety control, and control systems will be automated. For nuclear power plants working on an independent network, the power modulation control system is needed to economize fuel. It described the automated control system for reactors functioning with constant power: a power measurement system constituted of an ionization chamber and a direct-current amplifier will control the steadfastness of the power produced. For reactors functioning with variable power, the automated power control system will allow to change the power and maintain it steady with all the necessary safety and will control that working conditions under P{sub max} and R{sub max} (maximum power and maximum reactivity). The effects of temperature and xenon poisoning will also be discussed. Safety systems will be added to stop completely the functioning of the reactor if P{sub max} is reached. (M.P.)

  4. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-12-15

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

  6. 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)

  7. The formation of scientists and technicians at the 'Centre d'Etudes Nucleaires' at Saclay; Formation des scientifiques et des techniciens au Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

    The considerable needs in research workers and scientists which are asked by the nuclear energy obliged the Commissariat a l'Energie atomique to deal with a particular effort to increase the quantitative and qualitative formation of scientists. Most various ways have been used. 1- A National Institute of Nuclear Sciences and Nuclear Techniques was created, by a joint decree of the Prime Minister and the Minister for National Education (june 18, 1957). This Institute of Higher Teaching (250 students) indulges in the following matters: atomic engineering, quantum mechanics, theory and technic of particle accelerators, special metallurgy, radiobiology, thermic and mechanics of fluids. 2- An associated centre of the 'Conservatoire National des Arts et Metiers' waeated (200 students) for technical assistants, drawers, etc. 3- In contribution with both electronic industry and Ministry of Work, the Centre d'Etudes Nucleaires contributes to an accelerated formation of technical assistants into Professional Centres. Conclusion: Training of scientists and research workers is one of the most important activities of the Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay. Without losing its technical efficiency, it has supplied and varied means adapted to the various purposes that we shall reach. (author)Fren. [French] Les besoins considerables actuels et previsibles en chercheurs et scientifiques necessites par l'avevement de l'energie nucleaire imposaient au Commissariat a I'Energie atomique un effort particulier pour augmenter la formation quantitative et qualitative des scientifiques. Les moyens les plus divers ont ete mis en oeuvre: 1- Creation de l'Institut National des Sciences et Techniques Nucleaires par decret de la Presidence du Conseil et de l'Education Nationale en date du 18.6.57. Cet Institut d'Enseignement Superieur (250 etudiants) donne des cours en: genie atomique, mecanique quantique, theorie et technique des Accelerateurs de particules, metallurgie speciale, radiobiologie

  8. 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)

  9. 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)

  10. Activities report of the Nuclear Physics Department (CEN Saclay). 1 Oct 1966 - 30 Sep 1967; Compte rendu d'activite du Departement de Physique Nucleaire (CEN Saclay). 1 Oct 1966 - 30 Sep 1967

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cotton, E [and others

    1967-07-01

    Three parts of the report treat the questions related to the tandem, the cyclotrons and the electrons linear accelerators, then two annexes give the role of publications in this year, and the list of scientific and technical personnel. In the area of Van de Graaff and cyclotrons, progress has been made in the realisation of particles identification systems and in the methods of data processing. The starting up of the trochoidal injection has allowed an improvement of the protons polarisation rate and the intensity increase by a factor 1000. [French] Trois parties traitent des questions concernant le tandem, les cyclotrons et les accelerateurs lineaires a electrons, puis deux annexes donnent la liste des publications de l'annee et la liste du personnel scientifique et technique. Dans le domaine des Van de Graaf et cyclotrons, il faut signaler les progres dans la realisation de systemes d identification de particules et dans les methodes de traitement de donnees. La mise en service de l injection trochoidale a permis une amelioration du taux de polarisation des protons et l'accroissement de l'intensite d un facteur 1000. (auteurs)

  11. Activities report of the Nuclear Physics Department (CEN Saclay). 1 Oct 1966 - 30 Sep 1967; Compte rendu d'activite du Departement de Physique Nucleaire (CEN Saclay). 1 Oct 1966 - 30 Sep 1967

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cotton, E. [and others

    1967-07-01

    Three parts of the report treat the questions related to the tandem, the cyclotrons and the electrons linear accelerators, then two annexes give the role of publications in this year, and the list of scientific and technical personnel. In the area of Van de Graaff and cyclotrons, progress has been made in the realisation of particles identification systems and in the methods of data processing. The starting up of the trochoidal injection has allowed an improvement of the protons polarisation rate and the intensity increase by a factor 1000. [French] Trois parties traitent des questions concernant le tandem, les cyclotrons et les accelerateurs lineaires a electrons, puis deux annexes donnent la liste des publications de l'annee et la liste du personnel scientifique et technique. Dans le domaine des Van de Graaf et cyclotrons, il faut signaler les progres dans la realisation de systemes d identification de particules et dans les methodes de traitement de donnees. La mise en service de l injection trochoidale a permis une amelioration du taux de polarisation des protons et l'accroissement de l'intensite d un facteur 1000. (auteurs)

  12. Separation of Graphitic Line in Debyegram of the Reactor Graphite; Separation de la raie graphitique dans le debyegramme du graphite nucleaire; Otdelenie linii grafita v debaiegramme reaktornogo grafita; Separacion de la linea grafitica en el diagrama de debye del grafito nuclear

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pandic, B. [Institut Rudjer Boskovio, Zagreb, Yugoslavia (Croatia)

    1963-11-15

    The author sets forth a method for the determination of crystallite dimensions L{sub c} in reactor graphite. The method consists of the mathematical correction of the diffraction profile (002) obtained by means of a Philips diffractometer with scintillation counter. During the work CuK{sub {beta}} radiation is used. The convenience of using CuK{sub {beta}} radiation rather than that of a CuK{sub {alpha}} doublet is discussed. All instrumental errors except that of the sample adsorption are eliminated using corresponding slits. Sample adsorption is corrected mathematically. Highly symmetrical lines of graphitic and non-graphitic phase could be analytically separated from such corrected line profiles. Experimental error in the determination of the half-height and half-width of these lines does not exceed 5%. (author) [French] On a elabore une methode pour determiner la hauteur moyenne L{sub c} des cristallites du graphite nucleaire. Il s'agit d'une methode mathematique de correction du profil de la raie de diffraction (002), obtenu par le diffractometre Philips avec un compteur a scintillation. On a discute les avantages des rayons CuK{sub {beta}} par rapport au doublet CuK{sub {alpha}}. Le choix des ouvertures elimine toutes les erreurs, sauf l'erreur d'absorption dans les echantillons, que l 'on ecarte mathematiquement. Les raies de diffraction pures et tres symetriques des phases graphitique et non graphitique peuvent etre separees du profil corrige de cette facon. L'incertitude dans la mesure de la demi-largeur de ces raies n'est pas superieure a 5%. (author) [Spanish] El autor de la memoria expone un metodo para determinar la altura media Lc de las cristalitas del grafito nuclear. Consiste en corregir matematicamente el perfil de la linea de difraccion (002) obtenido con un difractometro Philips y un contador de centelleo. En la memoria se explican las ventajas que la radiacion CuK{sub {beta}} ofrece sobre el doblete CuK{sub {alpha}} Si se elige correctamente la

  13. 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)

  14. 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)

  15. Contribution to the study of nuclear resonance in magnetic media (1963); Contribution a l'etude de la resonance nucleaire dans les milieux magnetique (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-06-15

    An attempt is made to interpret the results of nuclear magnetic resonance experiments made by various workers on ferro and ferrimagnetic compounds of the iron group. The problems encountered are the following: effects of the dipolar fields and the hyperfine structure anisotropy; signal intensity; frequency pulling due to the Suhl-Nakamura interaction between nuclear spins ; nuclear relaxation and ferrimagnetic resonance in single domain samples of impure YIG; nuclear relaxation in the Bloch walls of insulators. The results of our calculations are generally in good agreement with experiment. (author) [French] On se propose d'interpreter les resultats d'experiences de resonance magnetique nucleaire fates par divers auteurs sur des composes ferro et ferrimagnetiques du groupe du fer. Les problemes abordes sont les suivants: effets des champs dipolaires et de l'anisotropie de structure hyperfine; intensite des signaux; deplacement de frequence du a l'interaction de Suhl-Nakamura entre spins nucleaires; relaxation nucleaire et resonance ferrimagnetique dans les echantillons monodomaines de grenat de fer et d'yttrium impur; relaxation nucleaire dans les parois de Bloch des isolants. Les resultats des calculs sont generalement en bon accord avec l'experience. (auteur)

  16. Contribution to the study of nuclear resonance in magnetic media (1963); Contribution a l'etude de la resonance nucleaire dans les milieux magnetique (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-06-15

    An attempt is made to interpret the results of nuclear magnetic resonance experiments made by various workers on ferro and ferrimagnetic compounds of the iron group. The problems encountered are the following: effects of the dipolar fields and the hyperfine structure anisotropy; signal intensity; frequency pulling due to the Suhl-Nakamura interaction between nuclear spins ; nuclear relaxation and ferrimagnetic resonance in single domain samples of impure YIG; nuclear relaxation in the Bloch walls of insulators. The results of our calculations are generally in good agreement with experiment. (author) [French] On se propose d'interpreter les resultats d'experiences de resonance magnetique nucleaire fates par divers auteurs sur des composes ferro et ferrimagnetiques du groupe du fer. Les problemes abordes sont les suivants: effets des champs dipolaires et de l'anisotropie de structure hyperfine; intensite des signaux; deplacement de frequence du a l'interaction de Suhl-Nakamura entre spins nucleaires; relaxation nucleaire et resonance ferrimagnetique dans les echantillons monodomaines de grenat de fer et d'yttrium impur; relaxation nucleaire dans les parois de Bloch des isolants. Les resultats des calculs sont generalement en bon accord avec l'experience. (auteur)

  17. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  19. 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)

  20. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

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

  2. La coopération internationale et régional concertant la protection de l'environnement et l'apport du droit nucleaire. L'exemple de la Mer Noir

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Flore POP

    2005-10-01

    Full Text Available This article presents several short components regarding peaceful uses of nuclear energy, the role played by nuclear energy law, and of complementary institutions and programmes in connection to environmental protection. Additionally, this material discusses not only fundamental principles of cooperation directed towards sustainable development but also general principles of international law, within a framework of institutional intergovernmental and/or non governmental cooperation towards environmental protection, based upon global, regional, national or „No State” context. Dans ce bref article, nous voulons présenter quelques éléments ou repères préliminaires de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire, le rôle du droit nucléaire, des institutions et programmes adjacents par rapport à la protection de l’environnement, les principes fondamentaux de la coopération pour un développement durable sur le plan régional, ainsi que les principes généraux de droit international susceptibles d’orienter la coopération intergouvernementale ou non-gouvernementale, sur la base des initiatives globales, régionales ou d’intérêt national, ou dans le cadre de la coopération “sans Etat”.

  3. Analysis of space and energy homogenization techniques for the solving of the neutron transport equation in nuclear reactor; Analyse des techniques d'homogeneisation spatiale et energetique dans la resolution de l'equation du transport des neutrons dans les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Magat, Ph

    1997-04-01

    Today neutron transport in PWR's core is routinely computed through the transport-diffusion(2 groups) scheme. This method gives satisfactory results for reactors operating in normal conditions but the 2 group diffusion approximation is unable to take into account interface effects or anisotropy. The improvement of this scheme is logically possible through the use of a simplified P{sub N} method (SP{sub N}) for the modeling of the core. The comparison between S{sub N} calculations and SP{sub N} calculations shows an excellent agreement on eigenvalues as well as on power maps. We can notice that: -) it is no use extending the development beyond P{sub 3}, there is no effect; -) the P{sub 1} development is adequate; and -) the P{sub 0} development is totally inappropriate. Calculations performed on the N4 core of the Chooz power plant have enabled us to compare diffusion operators with transport operators (SP{sub 1}, SP{sub 3}, SP{sub 5} and SP{sub 7}). These calculations show that the implementation of the SP{sub N} method is feasible but the extra-costs in computation times and memory are important. We recommend: SP{sub 5}P{sub 1} calculations for heterogeneous 2-dimension geometry and SP{sub 3}P{sub 1} calculations for the homogeneous 3-dimension geometry. (A.C.)

  4. Study of the aqueous corrosion mechanisms and kinetics of the AlFeNi aluminium based alloy used for the fuel cladding in the Jules Horowitz research reactor; Etude des mecanismes et des cinetiques de corrosion aqueuse de l'alliage d'aluminium AlFeNi utilise comme gainage du combustible nucleaire de reacteurs experimentaux

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wintergerst, M.

    2009-05-15

    For the Jules Horowitz new material-testing reactor (JHR), an aluminium base alloy, called AlFeNi, will be used for the cladding of the fuel plates. This alloy (Al - 1% Fe - 1% Ni - 1 % Mg), which is already used as fuel cladding, was developed for its good corrosion resistance in water at high temperatures. However, few studies dealing with the alteration process in water and the relationships with irradiation effects have been performed on this alloy. The conception of the JHR fuel requires a better knowledge of the corrosion mechanisms. Corrosion tests were performed in autoclaves at 70 C, 165 C and 250 C on AlFeNi plates representative of the fuel cladding. Several techniques were used to characterize the corrosion scale: SEM, TEM, EPMA, XRD, Raman spectroscopy. Our observations show that the corrosion scale is made of two main layers: a dense amorphous scale close to the metal and a porous crystalline scale in contact with the water. More than the morphology, the chemical compositions of both layers are different. This duplex structure results from a mixed growth mechanism: an anionic growth to develop the inner oxide and a cationic diffusion followed by a dissolution-precipitation process to form the outer one. Dynamic experiments at 70 C and corrosion kinetics measurements have demonstrated that the oxide growth process is controlled by a diffusion step associated to a dissolution/precipitation process. A corrosion mechanism of the AlFeNi alloy in aqueous media has been proposed. Then post-irradiation exams performed on irradiated fuel plates were used to investigate the effects of the irradiation on the corrosion behaviour in the reactor core. (author)

  5. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 20, 2011, 6:00 AM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du 20 mars 2011 a 06 heures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 20, 2011, at 6:00 AM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of all 6 reactors of the Fukushima I site (Dai-ichi) and of their spent fuel pools, as well as the situation of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

  6. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 16, 2011, 9:00 AM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du 16 mars 2011 a 9 heures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 16, 2011, at 9:00 AM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 and of the spent fuel pools of reactors No. 4, 5 and 6 of the Fukushima I site (Dai-ichi), of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

  7. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 18, 2011, 2:00 PM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du 18 mars 2011 a 14 heures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 18, 2011, at 2:00 PM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of all 6 reactors of the Fukushima I site (Dai-ichi) and of their spent fuel pools, as well as the situation of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

  8. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 15, 2011, 10:30 AM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du mardi 15 mars 2011 a 10h30

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 15, 2011, at 10:30 AM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima I site (Dai-ichi), of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

  9. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 17, 2011, 6:00 AM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du 17 mars 2011 a 06 heures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 17, 2011, at 6:00 AM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of all 6 reactors of the Fukushima I site (Dai-ichi) and of their spent fuel pools, as well as the situation of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

  10. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 17, 2011, 3:00 PM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du 17 mars 2011 a 15 heures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 17, 2011, at 3:00 PM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of all 6 reactors of the Fukushima I site (Dai-ichi) and of their spent fuel pools, as well as the situation of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

  11. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 12, 2011, 8:00 PM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur servenu le 11 mars 2011. Point de situation du 12 mars 2011 a 20 heures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 12, 2011, at 8:00 PM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of the reactors No. 1, 2 and 3 of the Fukushima I site is briefly presented with the progress of the accident management actions. The operation principles of a BWR-type reactor and of a PWR-type reactor are presented in appendix as well as the confinement principle specific to Mark I-type BWR reactors designed by General Electric. The meteorological forecasts of the day are presented in a figure. (J.S.)

  12. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 16, 2011, 2:00 PM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du 16 mars 2011 a 14 heures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 16, 2011, at 2:00 PM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 and of the spent fuel pools of all 6 reactors of the Fukushima I site (Dai-ichi), of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

  13. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 19, 2011, 6:00 AM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du 19 mars 2011 a 06 heures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 19, 2011, at 6:00 AM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of all 6 reactors of the Fukushima I site (Dai-ichi) and of their spent fuel pools, as well as the situation of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

  14. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 15, 2011, 3:30 PM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du 15 mars 2011 a 15h30

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 15, 2011, at 3:30 PM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 and of the spent fuel pools of reactors No. 5 and 6 of the Fukushima I site (Dai-ichi), of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

  15. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 16, 2011, 7:00 PM status; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du 16 mars 2011 a 19 heures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 16, 2011, at 7:00 PM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of all 6 reactors of the Fukushima I site (Dai-ichi) and of their spent fuel pools, as well as the situation of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

  16. Analysis of space and energy homogenization techniques for the solving of the neutron transport equation in nuclear reactor; Analyse des techniques d'homogeneisation spatiale et energetique dans la resolution de l'equation du transport des neutrons dans les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Magat, Ph

    1997-04-01

    Today neutron transport in PWR's core is routinely computed through the transport-diffusion(2 groups) scheme. This method gives satisfactory results for reactors operating in normal conditions but the 2 group diffusion approximation is unable to take into account interface effects or anisotropy. The improvement of this scheme is logically possible through the use of a simplified P{sub N} method (SP{sub N}) for the modeling of the core. The comparison between S{sub N} calculations and SP{sub N} calculations shows an excellent agreement on eigenvalues as well as on power maps. We can notice that: -) it is no use extending the development beyond P{sub 3}, there is no effect; -) the P{sub 1} development is adequate; and -) the P{sub 0} development is totally inappropriate. Calculations performed on the N4 core of the Chooz power plant have enabled us to compare diffusion operators with transport operators (SP{sub 1}, SP{sub 3}, SP{sub 5} and SP{sub 7}). These calculations show that the implementation of the SP{sub N} method is feasible but the extra-costs in computation times and memory are important. We recommend: SP{sub 5}P{sub 1} calculations for heterogeneous 2-dimension geometry and SP{sub 3}P{sub 1} calculations for the homogeneous 3-dimension geometry. (A.C.)

  17. Nuclear reactors situation in Japan after the major earthquake of March 11, 2011. March 13, 2011, 7:00 PM status - updated at 11:00 PM; Situation des reacteurs nucleaires au Japon suite au seisme majeur survenu le 11 mars 2011. Point de situation du 13 mars 2011 a 19 heures - Mis a jour a 23 heures

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-07-01

    This situation note is established according to the information gained on March 13, 2011, at 7:00 PM, by the crisis centre of the French institute of radiation protection and nuclear safety (IRSN). The situation of the reactors No. 1, 2 and 3 of the Fukushima I site (Dai-ichi), of the reactors No. 1, 2, 3 and 4 of the Fukushima II site (Daini), and of the Onagawa and Tokai power plants is briefly presented with the progress of the accident management actions. (J.S.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  19. Contribution to the study of several chemical hazards in the Centre d'Etudes Nucleaires of Fontenay-aux-Roses; Contribution a l'etude de quelques nuisances chimiques au centre d'etudes nucleaires de Fontenay-aux-Roses

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-10-01

    From the checking of 2750 index cards of hazards, the study relates the distribution of the chemical hazards in the Centre d'Etudes Nucleaires of Fontenay-aux-Roses. Those concerning the greatest number of agents in the Centre are classified according to the categories corresponding to the different conditions of working. Thus, the most important are put forward. Then, the authors rapidly make a review of hazards which may have some special interest because they appear more specific of the nuclear energy or because they are the most frequently noted on the index cards of hazards. The case of the tributylphosphate is studied more precisely. (authors) [French] A partir de l'examen de 2750 fiches de nuisances, l'etude porte sur la repartition des nuisances chimiques au Centre d'Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses. Celles qui concernent le plus grand nombre d'agents du Centre sont classees selon les categories correspondant aux differentes conditions de travail. Les plus importantes d'entre elles sont ainsi mises en evidence. | Les auteurs passent ensuite en revue, rapidement, les nuisances qui peuvent presenter un interet particulier soit parce qu'elles semblent plus specifiques de l'Energie Nucleaire, soit parce qu'on les rencontre le plus frequemment sur les fiches de nuisances. Le cas du tributylphosphate est envisage de facon plus detaillee. (auteurs)

  20. Critical experiments and nuclear calculations - LAMPRE-I; Experiences critiques et calculs nucleaires concernant le LAMPRE-I; Kriticheskie opyty i yadernye raschety - LAMPRE-I; Experimentos criticos u calculos nucleares relativos al LAMPRE-I

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Battat, M E [Los Alamos Scientific Laboratory, University of California, Los Alamos, NM (United States)

    1962-03-15

    As part of a programme to develop plutonium fuels for fast-breeder reactors, the Los Alamos Scientific Laboratory has constructed and is operating a 1-MW sodium-cooled test reactor whose core contains a molten alloy of plutonium andiron (90 at. % Pu, 10 at. % Fe, m.p. 410 deg. C). Reactivity control is provided by the use of a stainless-steel reflector and four nickel control-rods located external to the core. Experiments have been performed at core temperatures (isothermal) of 80, 160 and 480 deg. C to determine critical mass and reflector worth at each of these temperatures. Control-rod worths, from period measurements, and temperature coefficient of reactivity were also measured. Calculations have been made, using the S{sub n} method for solving the neutron transport problem, to determine the basic nuclear parameters of the system. The comparison between calculated and measured values of parameters such as temperature coefficient, control-element worths, and critical mass is also of interest in evaluating the reliability of the design calculations. (author) [French] Un reacteur d'essais de 1 MW refroidi au sodium, dont le coeur contient un alliage fondu de plutonium et defer (90 at. % Pu, 10 at. % Fe, p. f. 410 deg. C), a ete construit et est en fonctionnement au Laboratoire scientifique de Los Alamos, dans le cadre d'un programme d'etudes sur les combustibles au plutonium pour reacteurs surgenerateurs a neutrons rapides. Le controle de la reactivite est assure au moyen d'un reflecteur en acier inoxydable et de quatre barres de controle en nickel, a l'exterieur du coeur. On a fait des experiences a des temperatures du coeur de 80, 160 et 480 deg. C afin de determiner la masse critique et la quantite de reflecteur qui correspond a chacune de ces temperatures. On a aussi mesure l'efficacite des barres de controle, a partir de mesures de periode, ainsi que le coefficient thermique de reactivite. Afin de determiner les parametres nucleaires de base du reacteur, on a

  1. 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

  2. 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)

  3. 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

  4. Limits to the Recognizability of Flaws in Non-Destructive Testing Steam-Generator Tubes for Nuclear-Power Plants; Limitations de l'Efficacite de la Detection des Defauts par Essais Non Destructifs de Tubes de Bouilleurs pour Centrales Nucleaires; Predely ehffektivnosti nedestruktivnoj defektoskopii trub parogeneratorov yadernykh ehlektrostantsij; Limites para Distinguir los Defectos en el Ensayo No Destructivo de Tubo para Generadores de Vapor Destinados a Centrales Nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kuhlmann, A.; Adamsky, F. -J. [Technischer Ueberwachungs-Verein Reinland e.V., Cologne (Germany)

    1965-10-15

    In the Federal Republic of Germany there are nuclear reactors under construction with steam generators inside the reactor pressure-vessel. As a result design repairs of steam- generator tubes are very difficult and cause large shut-down times of the nuclear-power plant. It is known that numerous troubles in operating conventional power plants are results of steam-generator tube damages. Because of the high total costs of these reactors it. is necessary to construct the steam generators especially in such a manner that the load factor of the power plant is as high as possible. The Technischer Ueberwachungs-Verein Rheinland was charged to supervise and to test fabrication and construction of the steam generators to see that this part of the plant was as free of defects as possible. The experience gained during this work is of interest for manufacture and construction of steam generators for nuclear-power plants in general. This paper deals with the efficiency limits of non-destructive testing steam-generator tubes. The following tests performed will be discussed in detail: (a) Automatic ultrasonic testing of the straight tubes in the production facility; (b) Combined ultrasonic and radiographic testing of the bent tubes and tube weldings; (c) Other non-destructive tests. (author) [French] En Allemagne, on construit actuellement des generatrices nucleaires dans lesquelles les bouilleurs sont installes a l'interieur du caisson etanche du reacteur. Il s'ensuit que les reparations des tubes des bouilleurs sont tres difficiles et provoquent de longs arrets des centrales nucleaires. On sait que de nombreuses perturbations du fonctionnement des centrales classiques sont dues a des dommages dans les tubes des bouilleurs. C'est en grande partie en raison du prix de revient eleve de ces reacteurs qu'il est necessaire de construire les bouilleurs notamment de sorte que le facteur d'utilisation de la centrale soit aussi eleve que possible. C'est le ' Technischer Ueberwachungs

  5. The First Two Years of Operating Experience of the Kahl Nuclear Power Station; Experience acquise pendant les deux premieres annees de fonctionnement de la centrale nucleaire de Kahl; Opyt pervykh dvukh let ehkspluatatsii atomnoj ehlektrostantsii v Kale; Experiencia adquirida en los primeros cuatro anos de funcionamiento de la central nucleoelectrica de Kahl

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bruchner, H. J. [Aeg-Kernenergieanlagen, Frankfurt-am-Main (Germany); Weckesser, A. [Versuchs-Atomkraftwerk Kahl Gmbh, Kahl (Germany)

    1963-10-15

    Kahl, being the first European private atomic power station, has been operating at load since June 1961. Kahl is equipped with a boiling-water reactor, operating in an indirect cycle and with natural circulation. Its electrical net capacity is 15 MW, and the power produced until February 1963 amounts to 140 million kWh. In the paper the operating experience, particularly the extensive testing programme such as concerning transient behaviour and gammascanning, will be reviewed. Results about the operating performance of certain plant components such as control-rod-drive system, off-gas system and turbine will be presented. After this testing programme the plant has been operated at base load for some time in order to obtain realistic experience on fuel performance. After completion of the base-load phase of operation a nuclear superheating test loop will be installed and run in the Kahl reactor. (author) [French] La centrale de Kahl, la premiere en Europe dont l'exploitation soit assuree par une entreprise privee, alimente le secteur depuis juin 1961. Elle est equipee d'un reacteur a eau bouillante, en cycle indirect, a circulation naturelle. Avec une puissance electrique nette de 15 MW, elle avait produit, jusqu'a fevrier 1963, 140 millions de kWh. Le memoire rend compte de l'experience acquise concernant le fonctionnement de la centrale, notamment du programme etendu des essais effectues sur son comportement en regime transitoire et sur la detection gamma. Il donne, en particulier, des renseignements sur le fonctionnement de certains elements de la centrale tels que le mecanisme de commande des barres de controle, le dispositif d'echappement des gaz et la turbine. A la suite de ce programme d'essais, on fait fonctionner depuis quelque temps la centrale comme centrale de base afin de rassembler des donnees pratiques sur les performances du combustible. A l'expiration de la periode prevue pour le fonctionnement comme centrale de base, on amenagera, dans le reacteur

  6. The Enrico Fermi Atomic Power Plant; La centrais nucleaire Enrico Fermi; Atomnaya ehlektrostantsiya im Ehnriko Fermi.; La central nucleoelectrica Enrico Fermi

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hartwell, R. W. [Power Reactor Development Company, Detroit, MI (United States)

    1963-10-15

    sodium-water reaction took place in the No. 1 steam generator. The rupture disc, which was installed for such an eventuality, operated correctly. The cause and effect of this failure is currently being investigated. Completion of pre-operational testing. Anticipating the issuance of a low power licence, the final assembly and test programme is being completed in March. (author) [French] La construction de la centrale nucleaire Enrico Fermi, equipee d'un reacteur surgenerateur a neutrons rapides de 100 MWe, a ete virtuellement terminee en decembre 1961. Au cours des derniers 18 mois, on a minutieusement verifie les circuits et les parties constitutives. Ce programme de verifications avant la mise en service a ete tres utile pour verifier les plans et determiner les modifications a y apporter. Tous les problemes ont pu etre resolus. Voici la liste des principales modifications: Bouclier de graphite. En decembre 1960, on a rempli le circuit primaire de sodium liquide et on a procede a des essais tres pousses. Lorsqu'on a rouvert l'enceinte de protection primaire, apres les essais a 540{sup o}C, on a constate que la plus grande partie des blocs de graphite entourant le reacteur s'etait deterioree. Ces blocs, destines a supporter de hautes temperatures, etaient impregnes de bore; ils s'etaient dilates et avaient perdu leur resistance. Une analyse approfondie a montre que le liant du graphite avait cede. On a decide de remplacer tout le graphite, d'utiliser du carbure de bore a la place du bore, d'assujettir les blocs par des dispositifs mecaniques et de maintenir l'humidite a la valeur minimum. Modifications a l'interieur du caisson du reacteur. On a procede a des reparations et modifications pour supprimer la cause du collage des barreaux et les dommages qui en resultaient, et pour prevenir d'autres defaillances du mecanisme de manutention des cartouches. Pour ce faire, on a du retirer le mecanisme de manutention et vider le caisson contenant le sodium. Des specialistes

  7. The repertory set of nuclear energy; Le repertoire du nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2003-05-15

    This second documentary form, edited by the national association of local commissions of information about nuclear activities (ANCLI), is a glossary of the main terms used in the nuclear industry domain. (J.S.)

  8. The control of nuclear sector; Le controle du nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2007-07-01

    The Asn is loaded with the control of the nuclear safety and the radiation protection in France: it provides this control, in the name of the state, to protect the workers, the patients, the public and the environment of the risks in relation with nuclear activities. The control is the core business of Asn. Asn so checks the nuclear basic installations (I.N.B.), since their conception until their dismantling, the pressure equipment specially conceived for these installations, the management of the radioactive waste as well as the transport of radioactive substances. Asn also checks all the industrial and research installations as well as the hospitals where are used ionizing radiations. It is a more recent profession there, because dating the reform of the control of the nuclear power of 2002, which constitutes that of the radiation protection. The first responsibility of the activities at risks falls to the one who begins them. This principle applies to all the sectors checked by Asn: an industrialist is responsible for the safety of the nuclear installations which he exploits, a doctor is responsible for the use of the ionizing radiations which he uses. (N.C.)

  9. The nuclear fuel cycle; Le cycle du combustible nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1998-05-01

    After a short introduction about nuclear power in the world, fission physics and the French nuclear power plants, this brochure describes in a digest way the different steps of the nuclear fuel cycle: uranium prospecting, mining activity, processing of uranium ores and production of uranium concentrates (yellow cake), uranium chemistry (conversion of the yellow cake into uranium hexafluoride), fabrication of nuclear fuels, use of fuels, reprocessing of spent fuels (uranium, plutonium and fission products), recycling of energetic materials, and storage of radioactive wastes. (J.S.)

  10. experience du service de medecine nucleaire sahloul sousse dans ...

    African Journals Online (AJOL)

    tics of the tumor and the Tg values of. Conclusion: The ablative efficiency is optimized by 131 cures iodine should be extended until the Tg remains high. Monitoring life is necessary and the thresholds Tg below 2ng/ml is required. Keywords: Differentiated thyroid Cancers, Thyroglobulin, Iodine 131, Prediction, Monitoring.

  11. Exit this way; Par ici la sortie du nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2004-07-01

    This paper aims to inform the public on the nuclear power phaseout necessity. The fist part presents the hazards bound the nuclear activities, from the uranium mines to the radioactive wastes disposal and the reasons of a necessary phaseout. The second part recalls the historical aspects of the nuclear power implementation in the french energy policy and the today government attitude to value its choice. The last part presents the advantages of other energies sources and scenario of nuclear power phaseout. (A.L.B.)

  12. The large nuclear works; Le grand chantier du nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Stephan, C. [Institut de Physique Nucleaire, (CNRS) 91 - Orsay (France)

    2010-10-15

    This article comments the present development of nuclear energy in the world. This energy is very attractive because it has no impact on greenhouse effect. The author briefly describes the various types of nuclear reactors, their operation principle, their power, their availability, their reliability, their reinforced safety. He also evokes the technological developments which lead to third generation reactors which are currently operated (the EPR is more particularly described). He comments the waste management issue, the possibility of fuel recycling, evokes the Myrrha reactor project, and the perspective of fourth generation reactors which will have to be both critical and sur-regenerator (or fast breeder): different projects and ideas are presented, notably mini-reactors

  13. Nuclear situation in Japan; La situation du nucleaire au Japon

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2006-07-01

    This analysis takes stock on the nuclear situation in Japan. It discusses the ambitious equipment program in collaboration with the France, the destabilization of the japanese nuclear industry following the accidents and the energy policy evolutions. It presents the projects of the japanese nuclear industry: the Monju reactor restart, the Pluthermal project, the reprocessing power plant of Rokkasho Mura, the new reactors, the russian weapons dismantling, the ITER site selection and the buy out of Westinghouse by Toshiba. (A.L.B.)

  14. Origin of elements of the Uranium-235 family observed in the Ellez river near the EL-4 experimental nuclear reactor in dismantling (Monts d'Arree- Finistere department); Origine des elements de la famille de l'uranium-235 observes dans la riviere Ellez a proximite du reacteur nucleaire experimental EL4 en cours de demantelement (Mont d'Arree - departement du Finistere). Resultats et premiers constats annee 2006

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2006-07-01

    In a previous study which concerned the catchment basin of the harbour of Brest, the A.C.R.O. put in evidence a marking by artificial radioelements around the power plant of Brennilis which can be imputed without ambiguities to the nuclear installation. It also put in evidence abnormalities concerning the natural radioactivity which justifies this new study. In the area of the Monts d'Arree, actinium 227 ({sup 227}Ac), non born by its ascendents which are {sup 235}U and {sup 231}Pa is observed. This phenomenon is characterized by mass activities superior to these ones of {sup 235}U and able to reach these ones of {sup 238}U. Its presence corresponds with the drainage of the Ellez river since the former channel of radioactive effluents releases from the nuclear power plant EL-4 up to the reservoir Saint-Herblot situated 6 km downstream. The strongest values of radioactivity are registered near the disused power plant, at this place a relationship exists between the level of actinium 227 and this one of the artificial radioactivity as it exists a relationship with the decay products of radon exhaled from the subsoil ({sup 210}Pb). But its presence is not limited to a part of the Ellez river, it is equally observed in terrestrial medium, in places in priori not influenced by the direct liquid effluents of the power plant. This place is situated at more than 4 km and without any connection with the Ellez waters. At this stage of the study, it is not possible to answer with certainty the question of the origin of this phenomenon. A new reorientation is considered indispensable to clarify definitively the origin of this unknown phenomenon in the scientific publications and the environmental monitoring. (N.C.)

  15. 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

  16. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  18. Notes on the Start-Up of the Latina Power Station; Notes concernant le demarrage de la centrale nucleaire de Latina; Zapusk ehlektrostantsii Latina; Notas sobre la puesta en marcha de la central electrica de Latina

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Calabria, G.; Gualtieri, G. [AGIP Nucleare, Milano (Italy)

    1963-10-15

    Information is given on the start-up of the first Italian nuclear power plant, the Latin Power Station, designed for an electrical output of 200 MW, incorporating a natural uranium-gas-graphite reactor. After a brief description of the main characteristics of the station, details are given on die performance of the final tests of the plant, on the fuel loading and on the sequence of commissioning operations, measurements and controls subsequent to the criticality attained. The operations for the start-up and connection of the station to the electrical network are treated. The organization problems relevant to the station operation including personnel preparation and qualification, safety measures, are also illustrated. (author) [French] Le memoire donne des renseignements sur le demarrage de la premiere centrale nucleaire italienne, la centrale de Latina, dont la puissance electrique est de 200 MW et qui fonctionne avec un reacteur du type uranium naturel-gaz-graphite. Apres une breve description des caracteristiques essentielles de la centrale, des explications detaillees sont donnees sur les resultats des derniers essais auxquels elle a ete soumise, sur le chargement du combustible et sur la serie des operations de mise en service, des mesures et des verifications auxquelles il a ete procede lorsque l'etat critique a ete atteint. Les operations de demarrage et de raccordement de la centrale au reseau electrique sont etudiees dans le memoire, ainsi que les problemes d'organisation que pose l 'exploitation de la centrale, notamment en ce qui concerne la formation du personnel et les mesures de securite. (author) [Spanish] Se comunican datos sobre la puesta en marcha de la primera central nucleoelectrica italiana, en Latina, proyectada para desarrollar una potencia de 200 MW (e), que se basa en un reactor de uranio natural moderado por grafito u refrigerado por gas. Despues de describir brevemente las caracteristicas de la central, se dan detalles sobre el

  19. Statistical pulses generator. Application to nuclear instrumentation (1962); Generateur d'impulsions aleatoires. Application a l'instrumentation nucleaire (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    This report describes a random pulses generator adapted to nuclear instrumentation. After a short survey on the statistical nature of electronic signals, the different ways for generating pulses with a Poisson's time-distribution are studied. The final generator built from a gaseous thyratron in a magnetic field is then described. Several tests are indicated : counting-rate stability, Pearson's criterion, distribution of time-intervals. Applications of the generator in 'whole testing' of nuclear instrumentation are then indicated for sealers, dead time measurements, time analyzers. In this application, pulse-height spectrums have been made by Poissonian sampling of a recurrent or random low-frequency signal. (author) [French] Cette etude decrit un generateur d'impulsions aleatoires et ses applications a l'instrumentation nucleaire. Apres un bref rappel sur la nature statistique des signaux en electronique nucleaire, sont passes en revue les principaux moyens d'obtenir des impulsions distribuees en temps suivant une loi de Poisson. Le generateur utilisant un thyratron a gaz dans un champ magnetique est ensuite decrit; diverses methodes de test sont appliquees (stabilite du taux de comptage, criterium de Pearson, spectre des intervalles ds temps). Les applications du generateur a l'electronique nucleaire dans le domaine des 'essais globaux' sont indiques: test des echelles de comptage et mesure des temps morts, test des analyseurs en temps apres division du taux de comptage par une puissance de deux, test des analyseurs multicanaux en amplitude. Pour cette derniere application, on a realise des spectres d'amplitudes suivant une loi connue, par echantillonnage poissonien d'un signal basse frequence recurrent ou aleatoire. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

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

  1. Use of 14 MeV neutrons in activation analysis. Experiments carried out at the Grenoble nuclear research Centre (1963); Utilisation de neutrons de 14 MeV en analyse par activation. Experience realisee au Centre d'etudes nucleaires de Grenoble (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Auboin, G; Guazzoni, P; Laverlochere, J [Commisariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1963-07-01

    The use of 14 MeV neutron irradiation makes it possible to extend the field of application of activation analysis to elements which cannot be activated in nuclear reactors (oxygen, boron, for example) or else to consider the possibility of 'portable' measurement units for routine analyses. With this aim, tests have been carried out for studying the sensitivity and interferences in the case of the dosing of oxygen in eleven different matrices using 150 and 300 kV SAMES accelerators producing 14 MeV neutrons by the reaction {sup 3}H (d, n) {sup 4}He. The sensitivity of the dosage methods for six writer elements has also been studied. The results obtained show that, for a neutron flux of 10{sup 10} n/4{pi}, the sensitivities vary from 100 {mu}g and 1 mg for oxygen in nine matrices (Be, Ta, Nb, Ti, Zr, Fe, Al, Sb, Si) and that it is possible to dose the six elements F, B, Y, Si, N, Al with sensitivities of between 1 an 1000 micrograms. (authors) [French] L'irradiation au moyen de neutrons de 14 MeV permet d'etendre le domaine d'application de l'analyse par activation a des elements non activables en reacteur nucleaire (oxygene, bore, par exemple) ou encore d'envisager des unites de dosage ''portables'' pour des analyses de routine. Dans ce but, des essais ont ete effectues pour etudier les sensibilites et les interferences dans le cas du dosage de l'oxygene dans onze matrices differentes, au moyen d'accelerateurs SAMES 150 et 300 kV. produisant les neutrons de 14 MeV par la reaction {sup 3}H (d, n) {sup 4}He. Des sensibilites de dosage ont egalement ete etudiees pour six autres elements. Les resultats obtenus montrent que, pour un flux de neutrons de 10{sup 10} n /4{pi}, les sensibilites varient entre 100 {mu}g et 1 mg, pour l'oxygene dans neuf matrices (Be, Ta, Nb, Ti, Zr, Fe, Al, Sb, Si) et qu'il est possible de doser les six elements F, B, Y, Si, N, Al avec des sensibilites se situant entre 1 et 1000 microgrammes. (auteurs)

  2. Analytic index for nuclear physicians uses; Repertoire analytique a l'usage des physiciens nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ballini, R.; Barloutaud, R.; Bernas, R.; Bretonneau, P.; Chaminade, R.; Cohen, R.; Conjeaud, M.; Cotton, E.; Faraggi, H.; Grjebine, T.; Joffre, H.; Laboulaye, H. de; Lesueur, C.; Leveque, A.; Moreau, J.; Naggiar, V.; Papineau, L.; Prugne, P.; Schuhl, C.; Studinowski, FJ.; Netter, F.; Raievski, V.; Valladas, G. [Commissariat a l' Energie Atomique, Lab. du Fort de Chatillon, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Marty, N.; Renard, G. [College de France, Lab. de Chimie Nucleaire (France)

    The problem of the documentation in nuclear physics becomes constantly more complex. Every week brings its share of new publications, always more numerous and more varied. To remedy to this facts that we tried, in the service of Nuclear Physics of the CEA, to give to the documentation a character of a collective and systematized work. The present report covers the literature appeared between first January 1950 and first July 1951. (Volume 1: CEA report number 120; Volume 2: CEA report number 184). (M.B.) [French] Le probleme de la documentation en physique nucleaire devient sans cesse plus complexe. Chaque semaine apporte son lot de publications, toujours plus nombreuses et plus diversifiees. C'est pour essayer de porter remede a cet etat de choses que nous avons essaye, au service de Physique Nucleaire du C.E.A., de donner a la documentation le caractere d'un travail collectif systematise. Le present rapport couvre la litterature parue entre le premier Janvier 1950 et le premier Juillet 1951. (Tome 1: Rapport CEA numero 120; Tome 2: Rapport CEA numero 184). (M.B.)

  3. 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

  4. Security report on Siloe - the descriptive part. (1963); Rapport de surete de Siloe - partie descriptive (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ageron, P; Chatoux, J; Denielou, G; Jacquemain, M; Mitault, G; Robien, E de; Rossillon, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1963-07-01

    This report is a full description of the site, the reactor, the building and the experimental facilities. It gives the nuclear, thermodynamic and hydrodynamic characteristics of the core. (authors) [French] Ce rapport decrit completement le site, le reacteur, les batiments et les installations experimentales. Il donne les caracteristiques nucleaires, thermodynamiques et hydrodynamiques du coeur. (auteurs)

  5. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-01

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

  7. Modelling of heterogenous neutron leakages in a nuclear reactor; Modelisation des fuites heterogenes de neutrons dans un reacteur nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wohleber, X

    1997-11-17

    The TIBERE Model is a neutron leakage method based on B{sub 1} heterogeneous transport equation resolution. In this work, we have studied the influence of the reflection mode at the boundary of the assembly. In particular the White boundary condition has been implemented in the APOLLO2 neutron transport code. We have compared the two TIBERE kinds of boundary conditions (specular and white) with the classical B{sub 1} homogeneous leakage method in the modelling of some reactors. We have remarked the better capability of the TIBERE Model to compute voided assemblies. The white boundary condition is also able to compute a completely voided assembly and, besides, wins a factor 10 in CPU time in comparison with the specular boundary condition. These two heterogenous leakage formalisms have been tested on a partially voided experiment and have shown that the TIBERE Model can compute this kind of situation with a greater precision than the classical B{sub 1} homogeneous leakage method, and with a shorter computational time. (author)

  8. New competition in the world market of nuclear reactors; La nouvelle concurrence sur le marche mondial des reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Finon, D. [Centre National de la Recherche Scientifique (CNRS), CIRED (EHESS et CNRS), 75 - Paris (France)

    2005-06-01

    As nuclear orders are picking up a little, there are strengths competing against one another in the world industry of reactors, an industry that has been deeply affected for twenty years, by the smallness of the market and the reorganization of the electromechanical industry. Competition remains particularly difficult, even though, in terms of exports, national markets in industrialized countries such as the American market and European market are now open to foreign newcomers. One of the reasons of the difficulty is the increased commercial competition based on advanced reactor techniques untested due to strong faith in technology leading to forget the learning difficulties of older reactor types. On a narrow market, demanding and with very specific political interference, the reasoning is not like on an ordinary capital equipment market. Each builder tries to sell by relying on the assets it has in addition to the offered price and related services: industrial reputation and experience that play confusedly when untested advanced reactors are competing with one another, credit terms offered by the State and the government's influence on the market of emerging economies, the backing o the State's financial insurance in the event of risks taken in the sale of turnkey untested reactors. In the competition of the five manufacturers in the export market, American builders do not seem to have the best place, though even the leading position of Framatome ANP shows some limits. (author)

  9. Strategy for nuclear wastes incineration in hybrid reactors; Strategies pour l'incineration de dechets nucleaires dans des reacteurs hybrides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lelievre, F

    1998-12-11

    The transmutation of nuclear wastes in accelerator-driven nuclear reactorsoffers undeniable advantages. But before going into the detailed study of a particular project, we should (i) examine the possible applications of such systems and (ii) compare the different configurations, in order to guide technological decisions. We propose an approach, answering both concerns, based on the complete description of hybrid reactors. It is possible, with only the transmutation objective and a few technological constraints chosen a posteriori, to determine precisely the essential parameters of such reactors: number of reactors, beam current, size of the core, sub-criticality... The approach also clearly pinpoints the strategic decisions, for which the scientist or engineer is not competent. This global scheme is applied to three distinct nuclear cycles: incineration of solid fuel without recycling, incineration of liquid fuel without recycling and incineration of liquid fuel with on-line recycling; and for two spectra, either thermal or fast. We show that the radiotoxicity reduction with a solid fuel is significant only with a fast spectrum, but the incineration times range from 20 to 30 years. The liquid fuel is appropriate only with on-line recycling, at equilibrium. The gain on the radiotoxicity can be considerable and we describe a number of such systems. The potential of ADS for the transmutation of nuclear wastes is confirmed, but we should continue the description of specific systems obtained through this approach. (author)

  10. Operating Experience with Indian Point Nuclear Electric Generating Station; Experience d'exploitation de la centrale nucleaire d'Indian point; Opyt ehkspluatatsii Indian-pojntskoj yadernoj ehlektrostantsii; Experiencia adquirida con la explotacion de la central nucleoelectrica de Indian point

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Beattie, W. C.; Freyberg, R. H. [Consolidated Edison Company of New York, Inc., New York, NY (United States)

    1963-10-15

    dont un grand nombre avaient leur origine dans le secteur ''classique'' de la centrale. Ce sont surtout des defectuosites du systeme de commande des barres de controle qui, dans le secteur nucleaire, ont contribue a la chute automatique des barres et aux retards dans la remise en marche apres arret. Le 14 novembre 1962, on a arrete la centrale pour proceder aux changements prevus dans les tuyauteries de la partie classique et pour apporter des modifications ou additions aux organes de commande des barres de reglage (installation d'un purgeur a azote sec pour les logements des organes de commande, afin de reduire les effets des fuites d'eau a travers les joints), n semble que c'etait la la cause principale du mauvais fonctionnement du systeme. La centrale a ete remise en service le 1er janvier 1963. Les essais, jusqu'a 100% de la puissance theorique a charge constante, etaient termines le 27 janvier 1963. Les resultats concordent parfaitement avec les previsions. De nouveaux essais pour etudier la maniere dont le reacteur repond a des variations subites de la demande se poursuivront au printemps 1963. (author) [Spanish] El grupo No. 1 de la central de Indian Point consta de un reactor de 585 MW(t), de agua a presion cuatro circuitos refrigerantes primarios con intercambiadores de calor horizontales, dos sobrecalentadores a petroleo de 500 000 kg/h y un turbogenerador de 275 000 kW. El combustible del reactor consiste en una mezcla de oxido de {sup 235}U totalmente enriquecido y de oxido de {sup 232}T. La central se encuentra a orillas del rio Hudson, a uno 40 km al norte de Nueva York. Debido a la proximidad de esa ciudad se adoptaron dispositivos especiales de seguridad intrinseca para evitar saltos bruscos de reactividad y- prevenir sus efectos radiologicos. La construccion quedo terminada en mayo de 1962. Se cargo el combustible en junio y el reactor alcanzo la criticidad inicial el 2 de agosto de 1962. En el curso del mismo mes, se efectuaron los ensayos de baja

  11. 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)

  12. 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)

  13. Study of the chimney produced by an underground nuclear explosion; Etude de la cheminee creee par une explosion nucleaire souterraine

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Derlich, S [Commissariat a l' Energie Atomique, Bruyeres-le-Chatel (France). Centre d' Etudes

    1969-07-01

    Underground nuclear explosions lead to the formation of a cavity which is roughly of spherical shape. The roof of this cavity is unstable and collapses in most cases, leading to the formation of a chimney. The height and the diameter depend on the energy of the charge and on the nature of the surroundings. The chronology of the various stages can be determined by seismic observations. The interior of the chimney is filled, either partially or completely, with rubble earth. This phenomenon is of great importance as far as the use of nuclear explosions for industrial applications is concerned. (author) [French] Les explosions nucleaires souterraines creent une cavite de forme grossierement spherique. La voute de cette cavite est instable et s'effondre dans la plupart des cas, donnant lieu a la formation d'une cheminee. La hauteur et le diametre sont fonction de l'energie du tir et de la nature du milieu. La chronologie des evenements peut etre determinee par des observations seismiques. L'interieur des cheminees est occupe, en partie ou en totalite, par des eboulis. Ce phenomene presente un grand interet pour l'utilisation des explosions nucleaires a des fins industrielles. (auteur)

  14. Statistical treatment of data. Application to nuclear electronics; Traitement des informations en regime statistique. Applications a l'electronique nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    In this report the data of probability calculations are applied to the analyses of counting losses in experiments on chance events encountered in nuclear physics. The distribution of time intervals according to Poisson's law is studied and various applications of this are given: calculation of counting losses on a scale preceded by a fast de-multiplying circuit, decrease of the counting rate on the multichannel selectors, recording of statistical distribution phenomena on magnetic bands. (author) [French] Ce rapport applique les donnees du calcul des probabilites a l'analyse des pertes de comptage dans les experiences sur des evenements aleatoires rencontres en physique nucleaire. La distribution des intervalles de temps suivant une loi de Poisson est etudiee et differentes applications en sont donnees: calcul des pertes de comptage sur une echelle precedee d'un circuit de demultiplication rapide, diminution du taux de comptage sur les selecteurs multicanaux, enregistrement de phenomenes a distribution statistique sur bandes magnetiques. (auteur)

  15. 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

  16. Underground nuclear explosions. Geological survey of the cavities; Explosions nucleaires souterraines etude geologique des cavites

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    A geological survey of underground nuclear explosions makes it possible to determine the main characteristics of the cavity formed. The lower portion is spherical; the same was very likely true of the roof, which collapses in the majority of media with the exception of rock-salt. Its radius, for a given bomb size, can vary by a factor of two according to the type of rock. The lay-out of its contents depends on the characteristics of the solid and liquid products at the moment of the roof collapse; according to the medium involved, mixing of the rubble and the mud-flow occurs (granite) or does not occur (tuff and alluvia). In all media, the average physical properties can be evaluated. (author) [French] L'etude geologique d'explosions nucleaires souterraines permet de determiner les principaux caracteres de la cavite creee. Sa partie inferieure est spherique; il en etait vraisemblablement de meme de sa voute, effondree dans la plupart des milieux a l'exception du sel gemme. Son rayon, a energie d'engin egale, varie selon les roches du simple au double. La disposition de son contenu depend des caracteristiques des produits solides et liquides au moment de la chute du toit; selon le cas, il n'y a pas (tuf et alluvions) ou il y a (granite) melange des eboulis et des laves. Dans tous les milieux, les proprietes physiques moyennes peuvent etre evaluees. (auteur)

  17. 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

  18. 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

  19. Pointing Out Main Factors from Design, Construction and Operating Experience of Existing Nuclear Plants for Assisting in Shaping Future Nuclear Power Programmes; Les principaux criteres degages de l'etude, de la construction et de l'exploitation des centrales nucleaires existantes et leur interet pour l'elaboration des futurs programmes d'energie d'origine nucleaire; Ukazanie osnovnykh faktorov proektirovaniya, stroitel'stva i opyta ehkspluatatsii sushchestvuyutsikh atomnykh ehlektrostantsij, chto dolzhno pomoch' pri sostavlenii budushchikh programm atomnoj ehnergetiki; Principales consideraciones relativas al diseno, construccion y explotacion de centrales nucleares, encaminadas a facilitar la preparacion de programas futuros de energia nucleoelectrica

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dalla Volta, F. [Comitato Nazionale per l' Energia Nucleare, Rome (Italy)

    1963-10-15

    enseignements qui ont ete fournis, aux points de vue technique et economique, par l'etude, la construction et l'exploitation des premieres centrales nucleaires, et qui peuvent etre particulierement utiles pour l'implantation de nouvelles centrales de ce genre dans l'avenir, notamment eu egard aux conditions qui regnent en Italie. La technologie actuelle des reacteurs et les progres qu'elle continue de faire revelent une tendance marquee vers la reduction du cout, non seulement des cycles de combustible, mais aussi des elements de la centrale. Cette evolution se trouve d'ailleurs favorisee par la tendance croissante a construire des centrales plus grandes et par le fait que l'etude du developpement du reseau electrique semble indiquer que, sur le plan economique, il y a plus d' avantage ainstaller des centrales nucleaires plus puissantes que d'augmenter la puissance des centrales classiques. Se fondant sur l'experience acquise concernant l'etu de, la construction et l'essai des divers types de centrales existantes, l'auteur donne un apercu des principaux facteurs dont il convient de tenir compte lors de l'etablissement des programmes futurs. Il insiste sur le probleme de l'isolement, vu les incidences favorables que peut avoir sur le choix du site de la centrale la mise au point d'ecrans de protection tres surs, qui puissent etre construits sans augmentation sensible du prix de revient, en tirant notamment parti, pour resoudre certains aspects de ce probleme, des conditions particulieres qui se trouvent reunies en Italie. Quant a l'experience du fonctionnement de certaines centrales d'un modele eprouve, l'auteur examine dans quelle mesure ces installations peuvent etre construites sans difficulte et satisfaire la demande du reseau; il se refere ici egalement au role croissant qu'il est prevu d'attribuer a l'energie d'origine nucleaire en Italie. Enfin, l'auteur souligne a quel point le rassemblement et l'interpretation des donnees relatives aux trois centrales, qui doivent

  20. 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)

  1. Front end of the nuclear fuel cycle; Amont du cycle du combustible nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Leroux, S.; Gueneau, C.; Le Ny, J.; Camel, D.; Drevet, B.; Granier, J.; Doneddo, F.; Roblin, P.; Van Wambeke, C.; Bouty, O.; Michel, N.; Thro, P.U.; Dupuy, P.; Farcage, D.; Schildknecht, J.; Lompre, L.A.; L' Hermite, D.; Comte, M.; Gobert, O.; De Lamare, J

    1999-07-01

    In this chapter of the DCC 1999 scientific report, the following theoretical studies are detailed: condensation and flow of a binary metallic alloy in a two phase domain, a model of gas centrifuge separative performance called TRYPHON, an estimation of electron gun cathodes erosion. It also provides technological developments and instrumentation studies: a power improvement of diode-pumped solid state lasers, measurement using intracavity near resonant propagation in atomic vapours. (A.L.B.)

  2. Back end of the nuclear fuel cycle; Aval du cycle du combustible nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dognon, J.P.; Rabbe, C.; Beudaert, Ph.; Lamare, V.; Wipff, G.; Moisy, Ph.; Charrin, N.; Blanc, P.; Den Auwer, Ch.; Revel, R.; Charbonnel, M.C.; Presson, M.T.; Cau Dit Coumes, C.; Chopin-Dumas, J.; Devisme, F.; Rat, B.; Hill, C.; Guillaneux, D.; Madic, C.; Carrera, A.; Dozol, J.F.; Rouquette, H.; Allain, F.; Virelizier, H.; Moulin, Ch.; Lemort, F.; Orlhac, X.; Fillet, C.; Carpena, J.; Advocat, T.; Leturcq, G.; Lacombe, J.; Bonnetier, A.; Ribet, I.; Poitou, S.; Richaud, D.; Fiquet, O.; Gramondi, P.; Massit, H.; Meyer, D.; Conocar, O.; Pettier, J.L.; Raphael, T.; Bouniol, P.; Sercombe, J.; Badouix, P.; Adenot, F.; Le Bescop, P.; Mazoin, C.; Motellier, S.; Charles, Y.; Richet, C.; Ayache, R.; Pitsch, H.; Ly, J.; Beaucaire, C.; Devol-Brown, I.; Libert, M.F.; Besnainou, B

    1999-07-01

    In this chapter of the DCC 1999 scientific report, the following theoretical studies are detailed: electronic structure of lanthanides or actinides complexes, forecasting of the stoichiometry of europium nitrate complexes, actinides aqueous solutions analytical and thermodynamical chemistry, actinides complexes structural determination. It also provides experimental studies: actinides and lanthanides separation, radioactive wastes processing and conditioning, plasma torch vitrification process, simulation of the wastes packages characterization, wastes storage with concrete behaviour and biodegradation. (A.L.B.)

  3. 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

  4. Study of the origin of elements of the uranium-235 family observed in excess in the vicinity of the experimental nuclear EL4 reactor under dismantling. Lessons got at this day and conclusions; Etude de l'origine des elements de la famille de l'uranium-235 observes en exces dans les environs du reacteur nucleaire experimental EL4 en cours de demantelement. Enseignements retires a ce jour et conclusion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2007-07-01

    This study resumes the discovery of an excess of actinium 227 found around by EL4 nuclear reactor actually in dismantling. The search for the origin of this excess revealed a real inquiry of investigation during three years. Because a nuclear reactor existed in this area a particular attention will have concerned this region. The doubt became the line of conduct to find the answer to the human or natural origin of this excess. Finally and against any evidence, it appears that the origin of this phenomenon was natural, consequence of the particular local geology. The detail of the different investigations is given: search of a possible correlation with the composition of elevations constituent of lanes, search (and underlining) of new sites in the surroundings of the Rusquec pond and the Plouenez station, study of the atmospheric deposits under winds of the nuclear power plant and in the east direction, search of a possible relationship with the gaseous effluents of the nuclear power plant in the past, historical study of radioactive effluents releases in the fifty last years by the analysis of the sedimentary deposits in the Saint-Herbiot reservoir, search of a possible correlation between the excess of actinium 227 and the nuclear power plant activity; search of a possible correlation with a human activity without any relationship with the nuclear activities, search of a correlation with the underground waters, search of a correlation with the geological context, collect of information on the possible transfers in direction of the food chain, determination of the radiological composition of the underground waters ( not perturbed by human activity), search of the cause of an excess of actinium 227 in the old channel of liquid effluents release of the nuclear power plant. The results are given and discussed. And contrary to all expectations the origin of the excess of actinium 227 is completely natural. (N.C.)

  5. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

  7. French research in the field of nuclear agronomy; Les recherches francaises en agronomie nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Guerin De Montgareuil, P. [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    , industrial firms, university laboratories scientific institutes. The role of the Commissariat a l'Energie Atomique is defined: on the one hand it supplies information and support, and on the other hand it takes charge of specifically nuclear aspects of the work. Its part in the field has recently found expression in the creation, within the Biology Department, of a Radio-agronomy Section; its objective are described,, as well as the, means placed att its disposal at the Centre d'etudes Nucleaires, Cadarache. (author) [French] On propose un bilan des travaux les plus significatifs effectues en France depuis la deuxieme conference internationale en matiere d'agronomie nucleaire et qui vont d'une recherche apparemment desinteressee a l'application la plus directe. Une telle differenciation recouvre de moins en moins, au fur et a mesure de l'evolution des programmes, la distinction qui est faite dans l'expose entre l'action biologique des rayonnements et les autres emplois des techniques nucleaires. C'est ainsi que les recherches do radiogenetique agricole sont poursuivies dans deux directions: d'un point de vue theorique et methodologique avec l'etude comparative de l'action des divers types de rayonnements, l'influence du debit de dose et de la temperature, l'action des agents mutagenes chimiques, la production de chimeres sous irradiation gamma; et d'autre part, sous un aspect pratique aboutissant a la creation de varietes nouvelles plus resistantes ou plus precoces (riz, mil, arachide). Les problemes de destruction des insectes (eradication) et de conservation des denrees sous irradiation se trouvent egalement abordes par des voies et avec des objectifs tres divers. A la demarche globale representee par une irradiation pure et simple (grains humides, pommes de terre...) sont parfois associees des etudes souvent originales, d'ordre biochimique ou microbiologique (par exemple: alteration de l

  8. French research in the field of nuclear agronomy; Les recherches francaises en agronomie nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Guerin De Montgareuil, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    , industrial firms, university laboratories scientific institutes. The role of the Commissariat a l'Energie Atomique is defined: on the one hand it supplies information and support, and on the other hand it takes charge of specifically nuclear aspects of the work. Its part in the field has recently found expression in the creation, within the Biology Department, of a Radio-agronomy Section; its objective are described,, as well as the, means placed att its disposal at the Centre d'etudes Nucleaires, Cadarache. (author) [French] On propose un bilan des travaux les plus significatifs effectues en France depuis la deuxieme conference internationale en matiere d'agronomie nucleaire et qui vont d'une recherche apparemment desinteressee a l'application la plus directe. Une telle differenciation recouvre de moins en moins, au fur et a mesure de l'evolution des programmes, la distinction qui est faite dans l'expose entre l'action biologique des rayonnements et les autres emplois des techniques nucleaires. C'est ainsi que les recherches do radiogenetique agricole sont poursuivies dans deux directions: d'un point de vue theorique et methodologique avec l'etude comparative de l'action des divers types de rayonnements, l'influence du debit de dose et de la temperature, l'action des agents mutagenes chimiques, la production de chimeres sous irradiation gamma; et d'autre part, sous un aspect pratique aboutissant a la creation de varietes nouvelles plus resistantes ou plus precoces (riz, mil, arachide). Les problemes de destruction des insectes (eradication) et de conservation des denrees sous irradiation se trouvent egalement abordes par des voies et avec des objectifs tres divers. A la demarche globale representee par une irradiation pure et simple (grains humides, pommes de terre...) sont parfois associees des etudes souvent originales, d'ordre biochimique ou microbiologique (par exemple: alteration de l'amidon, metabolisme glucidique des tubercules irradies, radioresistance des levures

  9. Analytic catalog for the use of the nuclear physicists; Repertoire analytique a l'usage des physiciens nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ballini, R.; Barloutaud, R.; Bernas, R.; Chaminade, R.; Cohen, R.; Conjeaud, M.; Cotton, E.; Faraggi, H.; Grjebine, T.; Laboulaye, H. de; Lehmann, P.; Leveque, A.; Levi, C.; Moreau, J.; Naggiar, V.; Olkowsky, J.; Papineau, L.; Papineau, L.; Prugne, P.; Schuhl, C.; Szteinsznaider, D.; Tzara, C.; Valladas, G. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay(France). Centre d' Etudes Nucleaires; Marty, N.; Renard, G. [College de France, Lab. de Chimie Nucleaire (France)

    1952-07-01

    The problem of the documentation in nuclear physics becomes constantly more complex. Every week brings its share of publications, always more numerous and more varied. To remedy to this problem, we tried, at the Nuclear Physics Services of the CEA, to give to the documentation the character of a collective and systematized work. The present report covers the literature appeared between January 1, 1950 and July 1, 1951. (Volume 1: CEA report number 120; Volume 2: CEA report number 184). (M.B.) [French] Le probleme de la documentation en physique nucleaire devient sans cesse plus complexe. Chaque semaine apporte son lot de publications, toujours plus nombreuses et plus diversifiees. C'est pour essayer de porter remede a cet etat de choses que nous avons essaye, au service de Physique Nucleaire du C.E.A., de donner a la documentation le caractere d'un travail collectif systematise. Le present rapport couvre la litterature parue entre le 1 Janvier 1950 et le 1 Juillet 1951. (Tome 1: Rapport CEA numero 120; Tome 2: Rapport CEA numero 184). (M.B.)

  10. Analytic catalog for the use of the nuclear physicists; Repertoire analytique a l'usage des physiciens nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ballini, R; Barloutaud, R; Bernas, R; Chaminade, R; Cohen, R; Conjeaud, M; Cotton, E; Faraggi, H; Grjebine, T; Laboulaye, H de; Lehmann, P; Leveque, A; Levi, C; Moreau, J; Naggiar, V; Olkowsky, J; Papineau, L; Papineau, L; Prugne, P; Schuhl, C; Szteinsznaider, D; Tzara, C; Valladas, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay(France). Centre d' Etudes Nucleaires; Marty, N; Renard, G [College de France, Lab. de Chimie Nucleaire (France)

    1952-07-01

    The problem of the documentation in nuclear physics becomes constantly more complex. Every week brings its share of publications, always more numerous and more varied. To remedy to this problem, we tried, at the Nuclear Physics Services of the CEA, to give to the documentation the character of a collective and systematized work. The present report covers the literature appeared between January 1, 1950 and July 1, 1951. (Volume 1: CEA report number 120; Volume 2: CEA report number 184). (M.B.) [French] Le probleme de la documentation en physique nucleaire devient sans cesse plus complexe. Chaque semaine apporte son lot de publications, toujours plus nombreuses et plus diversifiees. C'est pour essayer de porter remede a cet etat de choses que nous avons essaye, au service de Physique Nucleaire du C.E.A., de donner a la documentation le caractere d'un travail collectif systematise. Le present rapport couvre la litterature parue entre le 1 Janvier 1950 et le 1 Juillet 1951. (Tome 1: Rapport CEA numero 120; Tome 2: Rapport CEA numero 184). (M.B.)

  11. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  13. 1. round table - Spent fuels composition. Back-end of the fuel cycle and reprocessing, plutonium and other nuclear materials management. 2. round table - Separation-transmutation. 3. round table - Scenarios for a long term inventory of nuclear materials and wastes; 1. table ronde - La composition des combustibles uses. L'aval du combustible et le retraitement, la gestion du plutonium et des autres matieres nucleaires. 2. table ronde - Separation-transmutation. 3. table ronde - Scenarii pour un inventaire des matieres et des dechets nucleaires a LT

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2005-07-01

    The law from December 30, 1991, precisely defines 3 axes of researches for the management of high level and long-lived radioactive wastes: separation/transmutation, surface storage and underground disposal. A global evaluation report about these researches is to be supplied in 2006 by the French government to the Parliament. A first synthesis of the knowledge gained after 14 years of research has led the national commission of the public debate (CNDP) to organize a national debate about the general options of management of high-level and long-lived radioactive wastes before the 2006 date line. The debate comprises 4 public hearings (September 2005: Bar-le-Duc, Saint-Dizier, Pont-du-Gard, Cherbourg), 12 round-tables (October and November 2005: Paris, Joinville, Caen, Nancy, Marseille), a synthesis meeting (December 2005, Dunkerque) and a closing meeting (January 2006, Lyon). This document is the synthesis of the round table debates which took place at Paris on the reprocessing of spent fuels. Three aspects are discussed: the risks linked with the recovery of valorizable materials, the economical viability of the separation/transmutation option, and the future of the nuclear option in the French energy policy. Six presentations (transparencies) are attached with these proceedings which treat of: the reprocessing/recycling to the test, perspectives of future wastes, present day wastes/valorizable materials and future scenarios, critical analysis scenarios, why reprocessing spent fuels?, processing of spent fuels and recycling, separation and transmutation of long-lived radioactive wastes, thorium-uranium cycle. (J.S.)

  14. 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)

  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. Study of thick, nuclear-compensated silicon detectors; Etude des detecteurs epais au silicium compense nucleairement

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-09-01

    A study is made here, from the point of view of the realization and the performance, of thick nuclear-compensated silicon detectors. After recalling the need for compensation and reviewing the existing methods, the author describes in detail the controlled realization of thick detectors by nuclear compensation from the theoretical and experimental points of view. The practical precautions which should be observed are given: control of the homogeneity of the starting material, control of the evolution of the compensation, elimination of parasitic processes. The performances of the detectors obtained are then studied: electrical characteristics (current, life-time) on the one hand, detection and spectrometry of penetrating radiations on the other hand. The results show, that the compensated diodes having an effective thickness of two millimeters operate satisfactorily as detectors for applied voltages of about 500 volts. The resolutions observed are then about 2 per cent for mono-energetic electrons and about 4 per cent for the gamma; they can be improved by the use of a pre-amplifier of very low background noise. (author) [French] Les detecteurs epais au silicium compense nucleairement sont etudies ici du double point de vue realisation et performances. Apres un rappel sur la necessite de la compensation et les procedes existants, la realisation controlee des detecteurs epais par compensation nucleaire est decrite en detail sous l'aspect theorique et l'aspect experimental. On met en evidence les precautions a prendre dans la pratique: controle de l'homogeneite du materiau de base, controle de l'evolution de la compensation, elimination des processus parasites. On etudie ensuite les performances de detecteurs obtenus : caracteristiques electriques (courant, duree de vie) d'une part, d'autre part detection et spectrometrie des rayonnements penetrants. Les resultats montrent que les diodes compensees ayant une epaisseur utile de deux

  18. Study of thick, nuclear-compensated silicon detectors; Etude des detecteurs epais au silicium compense nucleairement

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-09-01

    A study is made here, from the point of view of the realization and the performance, of thick nuclear-compensated silicon detectors. After recalling the need for compensation and reviewing the existing methods, the author describes in detail the controlled realization of thick detectors by nuclear compensation from the theoretical and experimental points of view. The practical precautions which should be observed are given: control of the homogeneity of the starting material, control of the evolution of the compensation, elimination of parasitic processes. The performances of the detectors obtained are then studied: electrical characteristics (current, life-time) on the one hand, detection and spectrometry of penetrating radiations on the other hand. The results show, that the compensated diodes having an effective thickness of two millimeters operate satisfactorily as detectors for applied voltages of about 500 volts. The resolutions observed are then about 2 per cent for mono-energetic electrons and about 4 per cent for the gamma; they can be improved by the use of a pre-amplifier of very low background noise. (author) [French] Les detecteurs epais au silicium compense nucleairement sont etudies ici du double point de vue realisation et performances. Apres un rappel sur la necessite de la compensation et les procedes existants, la realisation controlee des detecteurs epais par compensation nucleaire est decrite en detail sous l'aspect theorique et l'aspect experimental. On met en evidence les precautions a prendre dans la pratique: controle de l'homogeneite du materiau de base, controle de l'evolution de la compensation, elimination des processus parasites. On etudie ensuite les performances de detecteurs obtenus : caracteristiques electriques (courant, duree de vie) d'une part, d'autre part detection et spectrometrie des rayonnements penetrants. Les resultats montrent que les diodes compensees ayant une epaisseur utile de deux millimetres fonctionnent

  19. 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

  20. Nuclear purity and the production of uranium (1962); La purete nucleaire et la fabrication de l'uranium (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    When the production of 'nuclear grade' uranium is dealt with, it is difficult, the author of this study points out, to separate its chemical, technical, and economical bearings. While recalling the evolution of chemical processes in various countries and describing the technic of uranium manufacture in the plant of the French 'Commissariat a l'Energie Atomique' at Le Bouchet, the author outlines the effect of economical contingencies on the problems the chemists and engineer are faced with. The question of cost price is also considered here with particular attention. (author) [French] Lorsqu'il s'agit de la production d'uranium de 'qualite nucleaire', il est difficile, souligne l'auteur de cette etude, de separer les aspects chimique, technique et economique. Aussi, en retracant l'evolution des procedes chimiques dans divers pays et decrivant les techniques de fabrication de l'uranium a l'usine du Bouchet du Commissariat a l'Energie Atomique, l'auteur ne manque-t-il pas de rappeler les incidences de la conjoncture economique sur les problemes posees au chimiste et a l'ingenieur. La question du prix de revient, egalement, est traitee ici avec une attention particuliere. (auteur)

  1. 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

  2. Siloette, Siloe mock-up; Siloette, modele nucleaire de siloe

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Delcroix, V; Jeanne, G; Mitault, G; Schulhof, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    Siloette is the Siloe mock-up. The main installations are described: various tanks, building, auxiliaries, control systems... Precis ions are given about precautions taken for using spent fuel elements. (authors) [French] Siloette est le modele nucleaire de SILOE. On decrit ses diverses installations: bassins, batiments, auxiliaires, controle... Des precisions sont donnees sur les precautions prises pour y utiliser des elements uses. (auteurs)

  3. 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

  4. 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

  5. Piles used for the nuclear control of materials; Empilements pour le controle nucleaire des materiaux

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Raievski, V; Sautiez, B; Bailly du Bois, B; Tretiakoff, O; Thome, P; Vidal, R; Koppel Martelly, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    The devices which make it possible to check on the nuclear qualities of the materials used in reactor construction are described. These verifications bear on substantial masses of materials, following the last stage of their machining. The components found in all these are a graphite pile into which the material to be investigated is inserted, a source of neutrons made up of an Ra-Be system, and a proportional BF{sub 3} counter. The devices described here bear on checking graphite, beryllium oxide and uranium absorption, as well as on a verification of the {sup 235}U content of fuel elements. (author)Fren. [French] On decrit des dispositifs permettant de controler les qualites nucleaires de materiaux utilises dans la construction des piles. Ce controle s'effectue sur des masses importantes de materiaux apres la phase finale d'usinage. Ces dispositifs ont en commun un empilement de graphite recevant le materiau a etudier, une source de neutrons de Ra-Be et un compteur proportionnel a BF{sub 3}. Les dispositifs decrits concernent le controle de l'absorption du graphite, de la glucine et de l'uranium, ainsi que le controle de la teneur en {sup 235}U des elements de combustion. (auteur)

  6. Chemical Effects of Nuclear Recoil in Organic Halide Systems: A New Theoretical Treatment and Experimental Verification of the Theory; Effets Chimiques du Recul Nucleaire dans des Systemes Organiques Halogenes: Nouveau Traitement Theorique et Verification Experimentale de la Theorie; Khimicheskie vozdejstviya yadernoj otdachi v organicheskikh galoidnykh sistemakh: novoe teoreticheskoe tolkovanie i ehksperimental'noe podtverzhdenie teorii; Efectos Quimicos del Retroceso Nuclear en Sistemas de Haluros Organicos: Nuevo Tratamiento Teorico y Verificacion Experimental de la Teoria

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kontis, S. S.; Sanitwongs, P.; Weston, M. [Londonderry Laboratory for Radiochemistry, University of Durham, Durham (United Kingdom)

    1965-04-15

    mecanisme de la 'boule de billard' pour le marquage par l'atome chaud, auquel Libby a donne son nom, et les retentions sont exprimees en fonction de deux types de parametres, savoir: 1. la probabilite que le choc entre un atome chaud de radiohalogene et une molecule donnee determine la retention de l'atome chaud dans cette molecule; 2. les limites superieure et inferieure des energies pour lesquelles un atome de brome est dit chaud. Les auteurs montrent comment le premier type de parametre peut etre derive d'experiences sur des melanges binaires d'un halogenure organique et de l'halogene libre correspondant; le second type de parametre doit etre deduit des constantes nucleaires et chimiques. Des etudes sur les systemes C{sub 2}H{sub 5}Br/CCl{sub 4}/Br{sub 2} et C{sub 2}H{sub 5}Br/C{sub 6}H{sub 5}Br/Br{sub 2} ont permis de faire l'essai de ces methodes. Les valeurs de retention calculees (en Utilisant des parametres derives d'etudes des systemes C{sub 2}H{sub 5}Br/Br{sub 2}, CCl{sub 4}/Br{sub 2} et C{sub 6}H{sub 5}Br/Br{sub 2}) concordent avec celles qui sont determinees experimentalement dans des melanges ou la fraction molaire de brome est superieure a 0,1 environ. Par consequent, les auteurs considerent que le mecanisme Libby permet d'expliquer les retentions organiques observees dans ces melanges. Lorsque la fraction molaire de brome devient inferieure a 0,1, les retentions observees augmentent progressivement par rapport aux valeurs calculees, ce qui est sans doute du au fait que d'autres modes de marquage par l'atome chaud interviennent lorsque la concentration en brome n'est pas assez elevee pour assurer un bon 'balayage' des radicaux. (author) [Spanish] Los autores elaboraron metodos para calcular la probable retencion organica de los halogenos radiactivos despues de activar con neutrones mezclas de dos haluros organicos y el correspondiente halogeno libre; Los metodos se basan en la teoria del proceso de ' bolas de billar ' de Hbby para la marcacion con atomos

  7. Calculation of the shock-wave in the region close to an underground nuclear explosion (method Cades); Calcul de l'onde de choc en zone proche d'une explosion nucleaire souterraine (methode cades)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Supiot, F; Brugies, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Bruyeres-le-Chatel (France). Centre d' Etudes

    1969-07-01

    The outline of a method is presented for calculating the characteristics of a shock wave produced by an underground nuclear explosion (pressure, wave velocity, velocity of the medium, energy left in the medium by the shock, etc.). By means of an application to a granitic medium and of a comparison with results obtained during French nuclear explosions, it has been possible to show the good agreement existing between the calculations and the experimental results. The advantages of such a method for studying the industrial applications of underground nuclear explosions are stressed. (authors) [French] On expose les grandes lignes d'une methode de calcul des caracteristiques de l'onde de choc issue d'une explosion nucleaire souterraine (pression, vitesse de l'onde, vitesse du milieu, energie deposee par le choc dans le milieu...). Une application a un milieu granitique et une comparaison aux resultats obtenus au cours d'explosions nucleaires francaises permet de montrer la bonne concordance entre le calcul et les resultats experimentaux. On souligne l'interet d'une telle, methode pour l'etude d'applications industrielles des explosions nucleaires souterraines. (auteurs)

  8. General phenomenology of underground nuclear explosions; Phenomenologie generale des explosions nucleaires souterraines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Derlich, S; Supiot, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Bruyeres-le-Chatel (France). Centre d' Etudes

    1969-07-01

    An essentially qualitatively description is given of the phenomena related to underground nuclear explosions (explosion of a single unit, of several units in line, and simultaneous explosions). In the first chapter are described the phenomena which are common to contained explosions and to explosions forming craters (formation and propagation of a shock-wave causing the vaporization, the fusion and the fracturing of the medium). The second chapter describes the phenomena related to contained explosions (formation of a cavity with a chimney). The third chapter is devoted to the phenomenology of test explosions which form a crater; it describes in particular the mechanism of formation and the different types of craters as a function of the depth of the explosion and of the nature of the ground. The aerial phenomena connected with explosions which form a crater: shock wave in the air and focussing at a large distance, and dust clouds, are also dealt with. (authors) [French] On donne une description essentiellement qualitative des phenomenes lies aux explosions nucleaires souterraines (explosion d'un seul engin, d'engins en ligne et explosions simultanees). Dans un premier chapitre sont decrits les phenomenes communs aux explosions contenues et aux explosions formant un cratere (formation et propagation d'une onde de choc provoquant la vaporisation, la fusion et la fracturation du milieu). Le deuxieme chapitre decrit les phenomenes lies aux tirs contenus (formation d'une cavite et d'une cheminee). Le troisieme chapitre est consacre a la phenomenologie des tirs formant un cratere et decrit notamment le mecanisme de formation et les differents types de crateres en fonction de la profondeur d'explosion et de la nature du terrain. Les phenomenes aeriens lies aux explosions formant un cratere: onde de pression aerienne et focalisation a grande distance, nuages de poussieres, sont egalement abordes. (auteurs)

  9. 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)

  10. French achievements in the field of nuclear electronics; Realisations francaises dans le domaine de l'electronique nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Doireau, M; Fabre, R; Guillon, H; Guyot, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    Nuclear electronic equipment used by the french Atomic Energy Commission has been developed, with an increasing participation of the radioelectric industry (manufacture under AEC license, contracts for prototypes). The equipment for general use has been standardized and satis the technical specification sheets in which are specified more particularly, the conditions for construction, the choice of the spare parts and the conditions for acceptance by the french AEC at factory. The electronic equipment is classified in nine classes, and a brief description of the principal instruments is given in each class. The reliability of the equipment in use is satisfactory, as it is shown by the mean frequency of faults per 1000 hours operation. (author)Fren. [French] L'appareillage d'electronique nucleaire utilise au Commissariat a l'Energie atomique fran is a ete developpe en demandant un concours de plus en plus important a l'industrie radioelectrique (fabrications sous licence CEA, marches de prototypes, etc...). Le materiel d'emploi courant a ete standardise et repond aux specifications de cahiers des charges ou sont precises en particulier les conditions de realisation du materiel, le choix des pieces detachees et les conditions de recette en usine. L'appareillage electronique est classe en neuf rubriques et une description sommaire des principaux appareils est donnee dans chacune des rubriques. La tenue en service du materiel est satisfaisante, ainsi que le montre la frequence moyenne des pannes observees par 1000 heures de fonctionnement. (auteur)

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

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

    1962-03-15

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

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

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

    1960-07-01

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

  13. 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

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    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

  14. Thermoluminescent Dosimeter as the Gamma Component of a Nuclear Accident Dosimeter; Utilisation du Dosimetre Thermoluminescent Comme Element Detecteur Gamma d'un Dosimetre pour les cas d'Accident Nucleaire; 0422 0415 0420 041c 0414 ; Los Detectores de Termoluminiscencia Como Elemento Gammametrico de un Dosimetro para Casos de Accidente Nuclear

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Handloser, J. S. [Edgerton, Germeshausen and Grier, Inc., Santa Barbara, CA (United States)

    1965-06-15

    dans les dosimetres a utiliser en cas d'accident. Il a essaye diverses sortes de dosimetres en verre, de dosimetres a films, de dosimetres chimiques et de dosimetres a polymerisation, mais le dosimetre thermoluminescent est celui qui presente le plus d'avantages. En raison de sa grande etendue de mesure, le dosimetre thermoluminescent peut etre utilise a la fois comme appareil de controle radiologique quotidien et comme dosimetre en cas d'accident. Ce systeme rend inutile remploi d'instruments speciaux pour la dosimetrie des accidents et permet d'utiliser a cette fin les instruments bien calibres d'usage quotidien. Habituellement, l'etendue de mesure d'un dosimetre thermoluminescent est de 5 mr a 100 000 r, avec une reproductibilite de {+-} 10%. L'auteur a concu et fabrique un modele unique de dosimetre a fluorure de calcium avec dispositif de lecture pouvant mesurer de 5 mr a 5000 r. La lecture du dosimetre est realisee par chauffage du phosphore et mesure de la lumiere emise. On dispose d'instruments de lecture a six echelles de graduation et des systemes entierement automatises sont prevus. La lecture a l'aide de chacun de ces appareils ne prend pas plus de 20 s par dosimetre. Un autre avantage du dosimetre thermoluminescent est sa faible reponse aux neutrons. La reponse aux neutrons varie selon le type du support et le type de phosphore. Un modele de dosimetre au fluorure de calcium a une reponse aux neutrons de 0.27 x 10{sup -9} rad/n/cm{sup 2}. L'auteur examine deux formes physiques de dosimetres thermoluminescents. Le premier est un dosimetre a chauffage interne place sous vide dans une capsule de verre; il a approximativement les dimensions suivantes: diametre 1 cm, longueur 6 cm. Le second modele est constitue par un tube de verre de faible section dans lequel le phosphore est scelle. Ce dosimetre a un diametre de 0,8 mm et une longueur de 6 mm. L'auteur a concu des ecrans de correction de la reponse a l 'energie pour ces deux types de dosimetres. (author

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

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    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)

  16. Study, with the help of nuclear indicators (HTO, Urea {sup 14}C and {sup 24}Na), of the renewal of water, urea and sodium in different parts of the rat kidney in aqueous diuresis and of the gerbil kidney in osmotic diuresis or in oliguria; Etude, a l'aide d'indicateurs nucleaires (HTO, UREE {sup 14}C et {sup 24}Na), du renouvellement de l'eau, de l'uree et du sodium dans les differentes regions du rein de rat en diurese aqueuse et de merion en diurese osmotique ou en oligurie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-06-01

    In the kidney of the gerbil in oliguria there exists a cortico-papillary gradient in the concentration of the sodium and of the urea; this gradient disappears in the gerbil kidney in osmotic diuresis or in the rat kidney in aqueous diuresis; in these three states of diuresis there is no significant difference in the potassium concentration between the surface and interior regions of the kidneys. Kinetic studies using tritiated water, urea {sup 14}C and {sup 24}Na show that water and urea in the interior regions of the kidney are only renewed very slowly (1 h) whereas the sodium is rapidly changed (1 mn). These results can be explained using WIRZ's theory concerning the mechanism of the counter-current concentration of urine. Furthermore, the evolution of the specific radioactivity of urea {sup 14}C is favorable for a cortical synthesis of urea. (author) [French] II existe dans le rein de Merions en oligurie un gradient cortico papillaire de la concentration du sodium et de l'uree; ce gradient est aboli dans le rein de Merions en diurese osmotique ou de rats en diurese aqueuse; dans ces 3 etats de diurese il n'y a pas de difference significative de la concentration du potassium entre les regions superficielles et profondes des reins. Des etudes cinetiques a l'aide d'eau tritiee, d'uree {sup 14}C et de {sup 24}Na montrent que l'eau et l'uree des regions profondes des reins ne sont renouveles que tres lentement (1 h), alors que le sodium est tres vite renouvele (1 mn). Ces resultats s'expliquent par la theorie de WIRZ sur le mecanisme de la concentration de l'urine par contre-courant. En outre, l'evolution renale de la radioactivite specifique de l'uree {sup 14}C est en faveur d'une synthese corticale de l'uree. (auteur)

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

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Parga, Clemente-Jose

    2013-09-27

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

  19. Assessment of subcriticality during PWR-type reactor refueling; Evaluation de la sous-criticite lors des operations de chargement d'un reacteur nucleaire REP

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Verdier, A

    2005-04-15

    During the core loading period of a PWR, any fuel assembly misplacements may significantly reduce the existing criticality margin. The Dampierre 4-18 event showed the present monitoring based on the variations of the outside-core detector counting rate cannot detect such misplacements. In order to circumvent that, a more detailed analysis of the available signal was done. We particularly focused on the neutronic noise analysis methods such as MSM (modified source multiplication), MSA (amplified source multiplication), Rossi-{alpha} and Feynman-{alpha} methods. The experimental part of our work was dedicated to the application of those methods to a research reactor. Finally, our results showed that those methods cannot be used with the present PWR instrumentation. Various detector positions were then studied using Monte Carlo calculations capable of following the neutron origin. Our results showed that the present technology does not allow us to use any solution based on neutron detection for monitoring core loading. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Perdu, F

    2003-12-01

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

  1. Measurement of neutrinos released in nuclear reactors through the Borexino experiment; Mesure des neutrinos de reacteurs nucleaires dans l'experience Borexino

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    Dadoun, O

    2003-06-01

    The main goal of the Borexino experiment is to measure in real time the solar neutrino flux from the beryllium (Be{sup 7}) line at 862 keV. Beyond this pioneer low energy neutrino detection, Borexino will be able to measure solar neutrinos above the MeV, (B{sup 8} neutrinos and pep neutrinos), nuclear reactor neutrinos (with an average energy of 3 MeV) and the supernova neutrinos (their spectrum goes up to some ten MeV). In this work I mainly focus on the study of the nuclear reactors neutrinos. This field has recently been enriched by the results of the KamLAND experiment, which have greatly improved the determination of the neutrino oscillation parameters. In order to measure these events which are above the MeV, the Borexino collaboration entrusted the PCC group at College de France, with the tasks of developing a fast digit system running at 400 MHz: the FADC cards. The PCC group designed the FADC cards and completed them at the beginning of 2002. The first cards which were introduced in the main electronic acquisition unit allowed us to control their functioning and that of the acquisition software. FADC cards were also installed in the Borexino prototype, CTF. The data are analysed in order to determine a limit to the expected background noise of Borexino in measuring the nuclear reactor neutrinos. (author)

  2. Civacuve analysis software for mis machine examination of pressurized water reactor vessels; Civacuve logiciel d'analyse des controles mis des cuves de reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dubois, Ph.; Gagnor, A. [Intercontrole, 94 - Rungis (France)

    2001-07-01

    The product software CIVACUVE is used by INTERCONTROLE for the analysis of UT examinations, for detection, performed by the In-Service Inspection Machine (MIS) of the vessels of nuclear power plants. This software is based on an adaptation of an algorithm of SEGMENTATION (CEA CEREM), which is applied prior to any analysis. It is equipped with tools adapted to industrial use. It allows to: - perform image analysis thanks to advanced graphic tools (Zooms, True Bscan, 'contour' selection...), - backup of all data in a database (complete and transparent backup of all informations used and obtained during the different analysis operations), - connect PC to the Database (export of Reports and even of segmented points), - issue Examination Reports, Operating Condition Sheets, Sizing curves... - and last, perform a graphic and numerical comparison between different inspections of the same vessel. Used in Belgium and France on different kind of reactor vessels, CIVACUVE has allowed to show that the principle of SEGMENTATION can be adapted to detection exams. The use of CIVACUVE generates a important time gain as well as the betterment of quality in analysis. Wide data opening toward PC's allows a real flexibility with regard to client's requirements and preoccupations.

  3. Life time of nuclear power plants and new types of reactors; La duree de vie des centrales nucleaires et les nouveaux types de reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2003-05-01

    This report, realized by the Evaluation Parliamentary Office of scientific and technological choices, aims to answer simple but fundamental questions for the french electric power production. What are the phenomena which may limit the exploitation time of nuclear power plants? How can we fight against the aging, at which cost and with which safety? The first chapter presents the management of the nuclear power plants life time, an essential element of the park optimization but not a sufficient element. The second chapter details the EPR and the other reactors for 2015 as a bond between the today and tomorrow parks. The last chapter deals with the necessity of efforts in the research and development to succeed in 2035 and presents other reactors in project. (A.L.B.)

  4. Physicochemical state of the spent fuel leaving the reactors; Le combustible nucleaire et son etat physico-chimique a la sortie des reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dehaut, Ph

    2000-07-01

    This report focuses on the current knowledge, updated at the end of 1999, about the physicochemical state of the fuels leaving light water reactors, and particularly pressurized water reactors. Lessons are withdrawn from it making it possible to determine the points which require a necessary deepening of the data and coherence of interpretations. Lastly, evolution of the sailed fuel rod as well as the potential availability of gases and volatile fission products, during a secular storage or of a multi-millennium disposal, are the subject of an attempt at forecast. Accessible data in the scientific literature, or those acquired at the CEA, are particularly numerous. Their analysis and their synthesis are joined together to constitute a collection of references intended to the specialists in nuclear fuel and for all those which contribute to the reflexion on the storage or final disposal of the irradiated fuel. This memory is structured in ten chapters. The last chapter makes it possible to retain on some pages, the essential lessons of this study. Chapter I: Introduction; Chapter II: Characteristics of assemblies and fuels before irradiation; Chapter III: Transformations in reactor; Chapter IV: State of rods leaving the reactor; Chapter V: State of pellets; Chapter VI: Chemical and structural composition of the fuel; Chapter VII: Fuel fragmentation and density; Chapter VIII: Phenomena at the pellet periphery. Formation, characteristics and structure of the rim.Chemical interaction between pellet and cladding; Chapter IX: Location of fission gases and volatile fission products; Chapter X: Review, lessons and predictions. (authors)

  5. Strategy for nuclear wastes incineration in hybrid reactors; Strategies pour l'incineration de dechets nucleaires dans des reacteurs hybrides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lelievre, F

    1998-12-11

    The transmutation of nuclear wastes in accelerator-driven nuclear reactorsoffers undeniable advantages. But before going into the detailed study of a particular project, we should (i) examine the possible applications of such systems and (ii) compare the different configurations, in order to guide technological decisions. We propose an approach, answering both concerns, based on the complete description of hybrid reactors. It is possible, with only the transmutation objective and a few technological constraints chosen a posteriori, to determine precisely the essential parameters of such reactors: number of reactors, beam current, size of the core, sub-criticality... The approach also clearly pinpoints the strategic decisions, for which the scientist or engineer is not competent. This global scheme is applied to three distinct nuclear cycles: incineration of solid fuel without recycling, incineration of liquid fuel without recycling and incineration of liquid fuel with on-line recycling; and for two spectra, either thermal or fast. We show that the radiotoxicity reduction with a solid fuel is significant only with a fast spectrum, but the incineration times range from 20 to 30 years. The liquid fuel is appropriate only with on-line recycling, at equilibrium. The gain on the radiotoxicity can be considerable and we describe a number of such systems. The potential of ADS for the transmutation of nuclear wastes is confirmed, but we should continue the description of specific systems obtained through this approach. (author)

  6. Contribution to the study of thermal-hydraulic problems in nuclear reactors; Contribution a l`etude de problemes de thermohydraulique dans les reacteurs nucleaires

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    Cognet, G

    1998-07-07

    In nuclear reactors, whatever the type considered, Pressurized Water Water Reactors (PWRs), Fast Breeder reactors (FBRs)..., thermal-hydraulics, the science of fluid mechanics and thermal behaviour, plays an essential role, both in nominal operating and accidental conditions. Fluid can either be the primary fluid (liquid or gas) or a very specific fluid called corium, which, in case of severe accident, could result from core and environning structure melting. The work reported here represents a 20-year contribution to thermal-hydraulic issues which could occur in FBRs and PWRs. Working on these two types of reactors, both in nominal and severe accident situations, has allowed me to compare the problems and to realize the importance of communication between research teams. The evolution in the complexity of studied problems, unavoidable in order to reduce costs and significantly improve safety, has led me from numerical modelling of single-phase flow turbulence to high temperature real melt experiments. The difficulties encountered in understanding the observed phenomena and in increasing experimental databases for computer code qualification have often entailed my participation in specific measurement device developments or adaptations, in particular non-intrusive devices generally based on optical techniques. Being concerned about the end-use of this research work, I actively participated in `in-situ` thermalhydraulic experiments in the FBRs: Phenix and Super-Phenix, of which I appreciated their undeniable scientific contribution. In my opinion, the thermal-hydraulic questions related to severe accidents are the most complex as they are at the cross-roads of several scientific specialities. Consequently, they require a multi-disciplinary approach and a continuous see-saw motion between experimentalists and modelling teams. After a brief description of the various problems encountered, the main ones are reported. Finally, the importance for research teams to participate in large international concerted actions is highlighted. (author) 64 refs.

  7. The sea water desalination by the nuclear reactors; Le dessalement de l'eau de mer par les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nisan, S. [CEA Cadarache, Dir. du Developpement et de l' Innovation Nucleares DDIN, 13 - Saint-Paul-lez-Durance (France)

    2002-07-01

    This document underlines the importance of water shortage in many areas in the world in the future. The water sea desalination can be a efficient solution to this problem. The desalination methods are presented. In this context the desalination reactors appear as a competitive solution, facing the fossil energies systems not only for the simultaneous electric power and drinking water production, but also for the minimization of greenhouse gases. (A.L.B.)

  8. Microstructure and embrittlement of VVER 440 reactor pressure vessel steels; Microstructure et fragilisation des aciers de cuve des reacteurs nucleaires VVER 440

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    Hennion, A

    1999-03-15

    27 VVER 440 pressurised water reactors operate in former Soviet Union and in Eastern Europe. The pressure vessel, is made of Cr-Mo-V steel. It contains a circumferential arc weld in front of the nuclear core. This weld undergoes a high neutron flux and contains large amounts of copper and phosphorus, elements well known for their embrittlement potency under irradiation. The embrittlement kinetic of the steel is accelerated, reducing the lifetime of the reactor. In order to get informations on the microstructure and mechanical properties of these steels, base metals, HAZ, and weld metals have been characterized. The high amount of phosphorus in weld metals promotes the reverse temper embrittlement that occurs during post-weld heat treatment. The radiation damage structure has been identified by small angle neutron scattering, atomic probe, and transmission electron microscopy. Nanometer-sized clusters of solute atoms, rich in copper with almost the same characteristics as in western pressure vessels steels, and an evolution of the size distribution of vanadium carbides, which are present on dislocation structure, are observed. These defects disappear during post-irradiation tempering. As in western steels, the embrittlement is due to both hardening and reduction of interphase cohesion. The radiation damage specificity of VVER steels arises from their high amount of phosphorus and from their significant density of fine vanadium carbides. (author)

  9. Research means to back the development of nuclear reactors; Les moyens de recherche en support a l'evolution des reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2005-07-01

    After 50 year long feedback experience on nuclear reactor operations it is legitimate to wonder whether experimental facilities used to support nuclear power programs are still necessary. The various participants of this conference said yes for mainly 4 reasons: -) to validate the extension of the service life of a reactor without putting at risk its high safety standard, -) to give the reactor more flexibility to cope with the power demand, -) to confront the results given by computerized simulations with experimental data, and -) to qualify the nuclear systems of tomorrow. (A.C.)

  10. Communication Received from the Permanent Mission of the Netherlands regarding Certain Member States' Guidelines for the Export of Nuclear Material, Equipment and Technology; Communication recue de la mission permanente des Pays-Bas concernant les Directives de certains Etats Membres applicables a l'exportation de matieres, d'equipements et de technologie nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-09-05

    The Agency has received a Note Verbale from the Permanent Mission of the Kingdom of the Netherlands, dated 12 July 2011, in which it requests that the Agency circulate to all Member States a letter of 12 July 2011 from the Chairman of the Nuclear Suppliers Group, Ambassador Piet de Klerk, to the Director General, on behalf of the Governments of Argentina, Australia, Austria, Belarus, Belgium, Brazil, Bulgaria, Canada, China, Croatia, Cyprus, Czech Republic, Denmark, Estonia, Finland, France, Germany, Greece, Hungary, Iceland, Ireland, Italy, Japan, Kazakhstan, Republic of Korea, Latvia, Lithuania, Luxembourg, Malta, the Netherlands, New Zealand, Norway, Poland, Portugal, Romania, Russian Federation, Slovakia, Slovenia, South Africa, Spain, Sweden, Switzerland, Turkey, Ukraine, the United Kingdom of Great Britain and Northern Ireland and the United States of America, providing further information on those Governments' Guidelines for Nuclear Transfers [French] L'Agence a recu une note verbale de la mission permanente du Royaume des Pays-Bas, en date du 12 juillet 2011, lui demandant de communiquer a tous les Etats Membres une lettre du 12 juillet 2011 du president du Groupe des fournisseurs nucleaires, l'ambassadeur Piet de Klerk, adressee au Directeur general au nom des gouvernements des Etats suivants : Afrique du Sud, Allemagne, Argentine, Australie, Autriche, Belarus, Belgique, Bresil, Bulgarie, Canada, Chine, Croatie, Chypre, Danemark, Espagne, Estonie, Etats-Unis d'Amerique, Federation de Russie, Finlande, France, Grece, Hongrie, Irlande, Islande, Italie, Japon, Kazakhstan, Lettonie, Lituanie, Luxembourg, Malte, Norvege, Nouvelle-Zelande, Pays-Bas, Pologne, Portugal, Republique de Coree, Republique tcheque, Roumanie, Royaume-Uni de Grande-Bretagne et d'Irlande du Nord, Slovaquie, Slovenie, Suede, Suisse, Turquie et Ukraineb. Cette lettre apporte des informations supplementaires sur les Directives de ces gouvernements applicables aux transferts nucleaires.

  11. Study, with the help of nuclear indicators (HTO, Urea {sup 14}C and {sup 24}Na), of the renewal of water, urea and sodium in different parts of the rat kidney in aqueous diuresis and of the gerbil kidney in osmotic diuresis or in oliguria; Etude, a l'aide d'indicateurs nucleaires (HTO, UREE {sup 14}C et {sup 24}Na), du renouvellement de l'eau, de l'uree et du sodium dans les differentes regions du rein de rat en diurese aqueuse et de merion en diurese osmotique ou en oligurie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-06-01

    In the kidney of the gerbil in oliguria there exists a cortico-papillary gradient in the concentration of the sodium and of the urea; this gradient disappears in the gerbil kidney in osmotic diuresis or in the rat kidney in aqueous diuresis; in these three states of diuresis there is no significant difference in the potassium concentration between the surface and interior regions of the kidneys. Kinetic studies using tritiated water, urea {sup 14}C and {sup 24}Na show that water and urea in the interior regions of the kidney are only renewed very slowly (1 h) whereas the sodium is rapidly changed (1 mn). These results can be explained using WIRZ's theory concerning the mechanism of the counter-current concentration of urine. Furthermore, the evolution of the specific radioactivity of urea {sup 14}C is favorable for a cortical synthesis of urea. (author) [French] II existe dans le rein de Merions en oligurie un gradient cortico papillaire de la concentration du sodium et de l'uree; ce gradient est aboli dans le rein de Merions en diurese osmotique ou de rats en diurese aqueuse; dans ces 3 etats de diurese il n'y a pas de difference significative de la concentration du potassium entre les regions superficielles et profondes des reins. Des etudes cinetiques a l'aide d'eau tritiee, d'uree {sup 14}C et de {sup 24}Na montrent que l'eau et l'uree des regions profondes des reins ne sont renouveles que tres lentement (1 h), alors que le sodium est tres vite renouvele (1 mn). Ces resultats s'expliquent par la theorie de WIRZ sur le mecanisme de la concentration de l'urine par contre-courant. En outre, l'evolution renale de la radioactivite specifique de l'uree {sup 14}C est en faveur d'une synthese corticale de l'uree. (auteur)

  12. 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

  13. Study of the tributyl phosphate - 30% dodecane solvent; Etude du solvant phosphate tributylique - 30 % dodecane

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    This study, originating mainly from a literature survey, gives the principal chemical and physical features of the tributyl-phosphate (TBP) agent diluted at 30 volumes per cent in dodecane. The mixture is a very commonly used extractant in nuclear fuel processing. In this paper, the main following points are reported: -) the components (TBP and diluents) -) the TBP-diluents systems (non-loaded), -) the TBP-diluents-water systems, -) TBP-diluents-water-nitric acid systems, and -) industrial solvents. (author) [French] Cette etude, d'origine bibliographique, regroupe les caracteristiques physico-chimiques essentielles du phosphate tributylique (TBP) dilue a 30% en volume dans du dodecane. Ce melange constitue un agent d'extraction tres utilise dans le traitement des combustibles nucleaires. Les principaux points traites sont les suivants: -) les constituants (TBP et diluants), -) les systemes TBP-diluants non charges, -) les systemes TBP-diluants-eau, -) les systemes TBP-diluants-eau-acide nitrique, et -) les solvants industriels. (auteur)

  14. Health survey on cancers about the Tricastin nuclear site; Etude sanitaire sur les cancers autour du site nucleaire du Tricastin

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2010-07-01

    This survey aims at describing the health status of the population around the Tricastin site, and more particularly at determining whether there is a difference between death or cancer occurrence frequencies observed around this site with respect to reference frequencies. It does not aim at assessing the health impact of the site industrial installations. Cancer mortality data, cancer diagnosis data, demographic data, child cancer data, data related to hospital stays in relationship with cancer, long duration hospital stay data, and mortality data are used. Several indicators are defined and used: standardised mortality ratio, standardised hospitalisation ratio. Data are also analysed in terms of location, and socio-demographic categories. It appears that there is no specific health situation for the considered area, except for pancreas cancer for women

  15. 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

  16. 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

  17. The Problems of Controlling Defects in the Materials Used for the First Czechoslovak Nuclear-Power Station; Problemes de Controle des Defauts dans les Materiaux Utilises a la Premiere Centrale Nucleaire de Tchecoslovaquie; Problemy defektoskopicheskogo kontrolya stroitel'nykh materialov reaktora pervoj chekhoslovatskoj atomnoj ehlektrostantsii; Problemas de Control de Defectos en los Materiales Utilizados en la Primera Central Nuclear de Checoslovaquia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Radislav, Filipp [Zavody Im.V.I. Lenina, Pl' zen, Czechoslovakia (Czech Republic)

    1965-09-15

    cassettes. In radiographing thick welds, betatrons of Czechoslovak manufacture are used. The paper describes the methods used for testing and the results obtained and compares the Czechoslovak 15-MeV betatron with the Siemens' betatron. (author) [French] Le memoire donne une description succincte de la cuve du reacteur de la premiere centrale nucleaire de Tchecoslovaquie. En raison des specifications rigoureuses auxquelles doivent repondre les methodes de construction et d'assemblage de la cuve du reacteur, en acier inoxydable faiblement allie de grande epaisseur (650 mm), il a fallu elaborer une methode de controle non destructif du materiau de base et des soudures, fondes sur l'emploi de ' temoins ' . Pour controler la qualite du materiau de base et des sourdures, on utilise essentiellement des ultrasons puises et une sonde. Le memoire decrit les methodes d'essais et l'evaluation des donnees au cours de l'examen du materiau de base, ainsi que le procede qui permet de verifier la qualite des soudures electriques a scorie, des soudures en atmosphere de gaz carbonique et des soudures a l'arc faites a la main. Le controle des plaques forgees et laminees se fait au moyen d'un dispositif automatique de defectoscopie qui a ete mis au point en Tchecoslovaquie. Ce dispositif se compose de deux parties: un mecanisme mobile et un detecteur a ultrasons du type U1D-A2, de fabrication tchecoslovaque. Il comprend plusieurs elements inedits. On a compense l'effet de la distance sur l'ampleur du signal declenche par un defaut de maniere que cette ampleur reste constante. On a compense aussi l'effet du aux irregularites de la liaison acoustique, les impulsions etant communiquees a un dispositif d'enregistrement a distance. L'importance du defaut est evalue a l'aide d'unattenuateur. On metau point un dispositif automatique pour controler une surface cylindrique verticale. Les soudures d'assemblage circulaire doivent etre verifiees a une temperature elevee. Dans les usines V. I. Lenine de

  18. Public debate about the EPR nuclear power plant at Flamanville; Debat public sur la centrale nucleaire EPR a Flamanville

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2005-07-01

    The project of building of he EPR reactor at Flamanville (Manche, France) has been submitted to the public debate. This document includes a presentation of the project and of the rules of the public debate, a synthesis of the file made by the prime contractor (EDF), a synthesis of the collective book of national actors concerned by the project (a group of associations for environment protection, Areva company, the ministries of economy and ecology, Global Chance, association of pro-nuclear ecologists (AEPN), 'Sortir du Nucleaire' (out-of nuclear) network, group of scientists for the information about nuclear (GSIEN), association for the promotion of the Flamanville site (Proflam), French nuclear energy society (SFEN) in association with 'Sauvons le Climat' (let's save climate), regional collective association 'EPR non merci, ni ailleurs, ni ici' (EPR, no thanks, neither elsewhere, nor here), NegaWatt), and 5 detailed books of actors: ACRO (association for the control of radioactivity in Western France), CFDT and CGT syndicates, the economic and social council of Basse Normandie region, and Proflam. (J.S.)

  19. Public debate about the EPR nuclear power plant at Flamanville; Debat public sur la centrale nucleaire EPR a Flamanville

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2005-07-01

    The project of building of he EPR reactor at Flamanville (Manche, France) has been submitted to the public debate. This document includes a presentation of the project and of the rules of the public debate, a synthesis of the file made by the prime contractor (EDF), a synthesis of the collective book of national actors concerned by the project (a group of associations for environment protection, Areva company, the ministries of economy and ecology, Global Chance, association of pro-nuclear ecologists (AEPN), 'Sortir du Nucleaire' (out-of nuclear) network, group of scientists for the information about nuclear (GSIEN), association for the promotion of the Flamanville site (Proflam), French nuclear energy society (SFEN) in association with 'Sauvons le Climat' (let's save climate), regional collective association 'EPR non merci, ni ailleurs, ni ici' (EPR, no thanks, neither elsewhere, nor here), NegaWatt), and 5 detailed books of actors: ACRO (association for the control of radioactivity in Western France), CFDT and CGT syndicates, the economic and social council of Basse Normandie region, and Proflam. (J.S.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2010-09-09

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

  1. Effets du milieu sur la propagation des neutrinos dans la matiere nucleaire

    CERN Document Server

    Margueron, J

    2001-01-01

    We study the elementary interactions between neutrinos and dense matter in a proroneutron star. Equations of state obtained with different nuclear effective interactions (skyrme, Gogny, relativistic Lagrangians) are first discussed.Then we characterize their stability in spin and isospin. We derive magnetic susceptibilities for all isospin asymmetry values as a function of Landau parameters G^{tau tau'}_0 (where tau, tau' = proton or neutron)We calculate nthe pure neutron matter response functions with and withoutcharge exchange, describing nuclear correlations in both approaches : non-relativistic and relativistic. At the end we calculate neutrino mean free paths for neutral current and charged current reactions.Comparisons between relativistic and non-relativistic approaches allow us to identify relativistic effects in nuclear matter at densities as low as twice the saturation density.RPA correlations make the medium more transparent to neutrinos compared to free Fermi gas.

  2. Phasing out nuclear, a credible scenario; Sortir du nucleaire, un scenario credible

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chatelain, C.; Mulot, R.; Chauveau, L.; Hait, J.F.

    2011-08-15

    Based on data from different companies, institutions and associations involved in nuclear energy (either in its production or in its critic), this article comments the possible energy savings (50 to 64%) that may be reached in the different sectors, and more particularly in the building sector and in electrical equipment. It discusses the potential production from solar, wind and biogas energy. It notices that phasing out nuclear is possible by 2030-2050, but would entail an increase of electricity prices. The German approach is presented. An article comments the anger of Fukushima Japanese farmers and evokes the slow building up of a solidarity network between France and Japan. A last article comments the authorization given to a further exploitation of the Fessenheim nuclear power plant (ten more years)

  3. Should we be scared of nuclear energy?; Faut-il avoir peur du nucleaire?

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Allegre, C.

    2011-07-01

    The recent accident of the Fukushima daiichi power plant has re-launched the nuclear debate in France. On the one hand, the nuclear power allows the French consumers to benefit by the cheapest electricity in Europe. On the other hand the undeniable accidents spread fears and doubts about the safety of nuclear facilities. Therefore, should we trust the scientists and technical specialists when they claim that the potential danger is weak? The author takes stock of the question without taboos or prejudices and supplies to us the scientific, technical, economical and political elements allowing anyone to make his own opinion based on reason and not on emotion or fear. (J.S.)

  4. The diverse applications of the nuclear power; Les diverses applications du nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2004-07-01

    The three great categories of application in industry and environment of ionizing radiations are the use of ionizing radiation to transport energy in matter it is industrial irradiation, the use of radioactive sources of low activity to analyze and measure, it is the nucleonic instrumentation, the use of radioactive tracers to follow and study the matter transfer. Are explained the treatments to improve the plastic materials and the ionisation of food. (N.C.)

  5. Transparency associated with the nuclear fuel cycle; Transparence associee au cycle du combustible nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2009-07-01

    This document presents the different fuel cycle stages with which the CEA is associated, the annual flow of materials and wastes produced at these different stages, and the destiny of these produced materials and wastes. These information are given for the different CEA R and D activities: experimentation hot laboratories (activities, fuel cycle stages, list of laboratories, tables giving annual flows for each of them), research reactors (types of reactors, fuel usage modes, annual flows of nuclear materials for each reactor), spent fuel management (different types of used materials), spent fuels and radioactive wastes with a foreign origin (quantities, processes)

  6. The control of hospital wastes - 'ACROnic du nucleaire' nr 86, September 2009

    International Nuclear Information System (INIS)

    2009-09-01

    This article first describes how radioactive elements are used in hospital and research departments: in nuclear medicine (for radiotherapy, in vivo diagnosis), in isotopic analysis laboratories, in research laboratories. It indicates the nature and characteristics of frequently used radio-elements (type of emission, maximum energy, percentage of emission, period). It evokes the regulation related to waste management, and comments the assessment of controls of effluents of hospitals as they have been performed by the ACRO (variation in time during the day, technetium activity, iodine 131 activity, indium 111 activity from 2004 to 2008, other detected radionuclides). It discusses the impact on the environment (in waterways)

  7. Tritium: an underestimated health risk- 'ACROnic du nucleaire' nr 85, June 2009

    International Nuclear Information System (INIS)

    Barbey, Pierre

    2009-06-01

    After having indicated how tritium released in the environment (under the form of tritiated water or gas) is absorbed by living species, the author describes the different biological effects of ionizing radiations and the risk associated with tritium. He evokes how the radiation protection system is designed with respect to standards, and outlines how the risk related to tritium is underestimated by different existing models and standards. The author discusses the consequences of tritium transmutation and of the isotopic effect

  8. After Fukushima in the North Contentin - 'ACROnic du nucleaire' nr 95, December 2011

    International Nuclear Information System (INIS)

    Anger, Paulette; Anger, Didier; Autret, Jean-Claude; Barbey, Pierre; Boilley, David; Guillemette, Andre; Rousselet, Yannick; Sene, Monique; Zerbib, Jean-Claude

    2011-12-01

    This document raises questions on the safety and security of nuclear installations in North-Cotentin after the Fukushima accident. These questions concern the responsible authority in case of accident, the problems associated with subcontracting, the existing organisation and measures related to radiation protection and medical monitoring, the way dose limits will be computed and how people will be informed when there is no more electricity or telephone, the actual exposure level when plume effect and food are taken into account, the issue of domestic and industrial waters (how contamination will be stopped), the way huge quantities of contaminated lands and wastes will be managed in France. It also evokes other issues (the distribution of iodine, hacking of computer systems, extreme meteorological events, historic earthquakes), some of them being specific to La Hague AREVA NC plant (storage of fission products, storage pools for irradiated fuels, storage of plutonium oxide and MOX wastes), to the Flamanville power station (location and protection of the control room and of spare systems, hot shutdown of the reactor, failures of steam generator tubes, hydrogen management in case of loss of coolant, toughness of seals in the primary circuit, and so on), and to the EPR (reliability of control clusters, efficiency of corium receptor, sinking of an oil tanker and oil-slick)

  9. The power of the will and the French nuclear programme; Volontarisme du programme nucleaire francais

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boureille, P. [Ministre de la Defense, Dept. Marine, Service Historique de la Defense, 75 - Paris (France)

    2010-03-15

    Using certain key episodes in the development of the French nuclear deterrent as examples, the author illustrates the extent to which boldness of decision-making, combined with far-thinking and resolute vision, is the foundation of any international defence policy built for the long term. (author)

  10. World atlas of nuclear industry: civil and military; Atlas mondial du nucleaire: Civil et militaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Alexandre, Nicolas

    2011-07-01

    Todays, with the energy supplies and global warming concerns, nuclear energy in making a come-back, witness the numerous nuclear programs launched or re-launched in the US, in Europe, China and India. In parallel, on the military side, the deterrence strategy remains in the center of security politics of big powers. This atlas takes stock of the overall issues linked with the nuclear technology: production, civil applications (power generation, medicine etc..), military usages (naval propulsion, weapons). It answers the main questions of this complex world, often dominated by secrecy: who does what in the nuclear domain in France? Is an accident, like the Chernobyl's one, possible today in Europe? What solutions for radioactive wastes? Do we take risks when we export our reactor technologies to Middle-East countries? Are we at the dawn of a new arms rush? What do international agreements foresee in this domain? Taking into account the costs, the hazards and the advantages of nuclear industry, the atlas shows that it is possible to establish solid technical and legal barriers between its civil and military sides. (J.S.)

  11. Nuclear proliferation in South Asia; La proliferation nucleaire en Asie du Sud

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lamballe, A

    2007-07-15

    Neither India nor Pakistan has signed the Nuclear Non-Proliferation Treaty or the Comprehensive Test Ban Treaty.By carrying out tests in 1998, they therefore violated no international agreement but dealt a severe blow to non-proliferation by inciting other countries, including Iran, to develop nuclear weapons. The purpose of India strike force is to deter China; Pakistan hopes that with a credible strike force it will be able to deter any major attack by India. The nuclear phenomenon is now firmly entrenched in the minds of all those on the subcontinent, where the arms race continues without let-up on all fronts: witness the many launches of ballistic and cruise missiles by both countries. And now that radical Islamist movements are showing an interest in nuclear weapons systems there is a risk of tipping from the rational to the irrational world, with all its attendant dangers. (author)

  12. The renaissance of Italian nuclear power; La renaissance du nucleaire italien

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bouchter, J.C.; Cassuto, A. [CEA/Ambassade de France a Rome (Italy)

    2010-07-15

    In the fifties Italy was an advanced country in terms of nuclear electricity but as a consequence of the Chernobyl accident Italy changed drastically its energy policy and closed definitely all its nuclear plants. Now in order to be less dependent on energy imports and to reduce its CO{sub 2} emission, Italy has changed its mind and welcomes nuclear power in its future energy mix. The aim is to reach the following contributions for the production of electricity in 2030: 50% from fossil fuels, 25% from renewable energies and 25% from nuclear energy (13.000 MWe) and with a first reactor operating in 2020. The main actors of the renaissance of nuclear power in Italy are: -) ENEL (the second electricity producer in Europe), -) SOGIN, a company that is mainly in charge of the dismantling of nuclear plants, -) ENEA a state agency for the development of new technologies, energy and sustainable development, and -) companies working in the nuclear industry like ANSALDO. Various collaboration agreements have been signed between ENEL and EDF or between ENEA and CEA concerning staff training, nuclear safety or radioactive waste management. The main difficulties of this renaissance of the nuclear energy are to get the agreement of the national and local populations as well as that of the political class that is strongly marked by a division in 2 wings. (A.C.)

  13. The world nuclear market and its prospects; Le marche mondial du nucleaire et ses perspectives

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Anon.

    2010-07-15

    This market study of the nuclear industry presents: 1 - the dynamics of nuclear markets: organisation of the nuclear industry (fuel cycle, reactors), market analysis and key figures (uranium production, conversion and enrichment, fuel fabrication, reactor manufacturing, spent fuel reprocessing), strengths in presence and competition structure (companies ranking, market shares, positioning); 2 - nuclear renaissance and its basis: a suitable answer to the present day energy and environmental challenges (carbon-free energy and low volatility of fuel price), conjunction of favourable conditions (security of fuel supplies, political support, necessity of plants renewal), three main uncertainties (waste management, safety aspect, public opinion weight); 3 - perspectives of development at the 2030 prospects: data (scope of renaissance, market size), sector reconfiguration scenarios (evolution of competition, reconfiguration paths, concentration trend); 4 - analysis of the strategy of 13 companies, suppliers of the nuclear industry, with their key figures, positioning and strategy (production capacity, partnerships, external growth investments, new technical developments etc.). (J.S.)

  14. Spectrographic determination of lithium in nuclear grade calcium; Determination spectrographique du lithium dans le calcium nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

    A method is described for the spectrographic determination of lithium in calcium. The samples are converted directly to CaCO{sub 3}. A method of fractional distillation in the arc, using KCl as carrier, makes it possible to detect and measure the Li content to 0,1 ppm. (author) [French] On decrit une methode de determination spectrographique de Li dans Ca. Les echantillons sont transformes d'une facon simple en CO{sub 3}Ca. Une methode de distillation fractionnee dans l'arc utilisant KCl comme entraineur permet la detection et le dosage de teneurs de Li jusqu'a 0,1 ppm. (auteur)

  15. Quality control in nuclear medicine;Mise en oeuvre du controle de qualite en medecine nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Voyant, C. [Hopital de Castelluccio, unite de radiophysique, 20 - Ajaccio (France); Universite de Corse, CNRS UMR SPE 6134, 20 - Corte (France)

    2010-03-15

    Like in many nuclear medicine centers, the A.F.S.S.A.P.S. decision of November 25, 2008, has slightly changed our habits. The centers with medical physicist already made most of these controls, and this concept was not new for them. But what about the other centers? Sometimes, measures were made as expected, other times the manufacturers were expected to do them during the maintenance time, often nothing was formalized, and even in some cases nothing was done. Our experience in quality control in nuclear medicine is relatively recent, but we find interesting to raise some issues, including the duration for all these controls, the possible delegations, the means necessary to build them and difficulties in applying these controls. (author)

  16. Spectral content of seismic movements produced by underground nuclear explosions; Contenu spectral des mouvements seismiques dus aux explosions nucleaires souterraines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Albaret, A; Duclaux, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Bruyeres-le-Chatel (France). Centre d' Etudes

    1969-07-01

    After a summary of available data, both theoretical and experimental, concerning the spectral content of seismic movements, a description is given of the experiments carried out during the French nuclear explosions in the Sahara, and of the results obtained on the volume waves. A comparison is then made with certain American results. A new method is described for studying the amplitude spectra; it has made it possible to show that the amount of low frequencies in the spectrum increases with the power of the explosion, and decreases with the distance to the zero point and with the filtering effect of the weathered zone. A calculation is then made of the low cut-off ground filter, this giving a better representation of the initial seismic phenomenon. (authors) [French] Apres avoir resume les connaissances disponibles, aussi bien theoriques qu'experimentales, sur le contenu spectral des mouvements seismiques, on decrit les experiences effectuees a l'occasion des explosions nucleaires francaises du Sahara et les resultats obtenus sur les ondes de volume. Puis on les compare avec certains resultats americains. On decrit une nouvelle methode d'etude des spectres d'amplitudes qui montre que le spectre est d'autant plus riche en basses frequences que la puissance de l'explosion est grande, que la distance au point zero est faible et qu'il est moins filtre par la zone alteree superficielle. Puis on calcule le filtre terrain coupe-bas qui permet de donner une representation plus fidele du phenomene seismique initial. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  18. Nuclear raw materials; Matieres premieres nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cameron, J. [Division of Nuclear Power and Reactors, International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)

    1970-01-15

    It is clear that in the next decades there will be a substantial and increasing demand for uranium to fuel nuclear power stations. In a developing country, the discovery and development of uranium resources can be of importance either for the development of national nuclear power or for the commercial export of uranium. As the time taken between the start of a uranium exploration program and the uranium production stage.may be of the order of 6 - 10 years, it is now opportune to start new exploration so that advantage of the increased demand in the mid-1970s may be achieved. Thorium will also be of interest, but in the more distant future when the thorium cycle for advanced converters and breeder reactors is fully developed [French] Il est certain qu' au cours des prochaines décennies la demande d'uranium pour les centrales nucléaires sera importante et ne cessera de croître. Dans un pays en voie de développement, la découverte et la mise en valeur de ressources d'uranium peut avoir une grande importance, soit en vue de produire de l'énergie nucléoélectrique, soit en vue d'exporter l'uranium. Etant donné que les délais entre le démarrage d'un programme de prospection de l'uranium et le début de la production peuvent être de l'ordre de six ans, il est actuellement opportun de commencer les opérations d'exploration pour pouvoir profiter de la demande accrue qui s' affirmera vers le milieu de la prochaine décennie. Le thorium présentera aussi un certain intérêt, mais à plus long terme. Il faut pour cela que le cycle du thorium pour convertisseurs avancés et surgénérateurs ait été pleinement développé. (author)

  19. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

  1. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    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)

  3. The design and construction of a nuclear free-precession magnetometer; Etude et realisation d'un magnetometre a precession libre nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-10-15

    After presenting the advantages of nuclear magnetic resonance with respect to electromagnetic processes, as far as the measurement of the earths' magnetic field is concerned, we deal with the macroscopic theory for the Bloch model and analyse Packard and Varions' experiment. The development of a particular absolute free-precession magnetometer is studied, and the conditions are determined for obtaining a maximum amplitude signal as a function of the geometrical form of the detector coil, of the method of cut-off, and of the coupling between various parts of the system. After having described in detail the technology of amplifiers, we consider the problem of the measurement of the frequency of precession for which an original solution, of analogy form, is proposed and discussed. Complete plans of the equipment are given in an appendix. (author) [French] Apres avoir presente les avantages de la resonance magnetique nucleaire relativement aux procedes electromagnetiques, en ce qui concerne la mesure du champ magnetique terrestre, on traite de la theorie macroscopique dans le modele de Bloch et analyse l'experience de Packard et Varian. On etudie une realisation particuliere d'un magnetometre absolu a precession libre et determine les conditions d'obtention d'un signal d'amplitude maximale en fonction de la forme geometrique du bobinage detecteur, de la methode de coupure, et du couplage entre les differents elements du montage. Apres avoir decrit en detail la technologie des amplificateurs, on aborde le probleme de la mesure de la frequence de precession, pour laquelle une solution originale, sous forme analogique, est proposee et discutee. En annexe est joint un dossier complet des plans de la realisation. (auteur)

  4. Nuclear developments at the international inter govern mental level (1961); Developpements nucleaires sur le plan international intergouvernemental (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    The United Nations organisation and nuclear energy rose simultaneously, in 1945, to occupy an important place in the public eye. The spiritual succession of the League of Nations which had foundered during the war was taken up by the new organisation which sought to implant its political ideal in a more tangible reality, so that it might thereby be inspired by concrete and substantial objectives. This is one of the reasons for the existence of the dozen specialized agencies created by the family of the United Nations and dealing with Health, Culture, Agriculture, Finance, etc. Nuclear energy is one of these techniques. Becoming suddenly an important power factor and exploiting for itself the prestige of Science, it became the favorite domain for the growth of this new spirit, as much in its universal form in 1945 as in its more regional form which it was later to adopt. The achievements are numerous and of varying importance; they deserve te be studied carefully. (author) [French] L'organisation des Nations Unies et le nucleaire ont ete places simultanement, en 1945, au premier plan de la scene mondiale. La Societe des Nations ayant sombre pendant la guerre, son heritage spirituel fut recueilli par la nouvelle organisation qui chercha a enraciner son ideal politique dans une realite plus materielle, de facon a y puiser une nourriture concrete et substantielle. C'est une des raisons d'existence de la douzaine d'institutions specialisees gravitant dans la famille des Nations Unies et s'occupant de Sante, de Culture, d'Agriculture, de Finances, etc. Le nucleaire est l'une de ces techniques. Devenu soudainement un facteur primordial de puissance, Cristallisant a son benefice le prestige de la Science, c'etait un terrain de predilection pour le developpement du nouvel esprit, aussi bien sous la forme universelle de 1945, que sous les formes regionales qui ont vu le jour ensuite. Les travaux realises que nombreux, d'importance tres inegale. Ils meritent qu'on les examine

  5. Nuclear developments at the international inter govern mental level (1961); Developpements nucleaires sur le plan international intergouvernemental (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    The United Nations organisation and nuclear energy rose simultaneously, in 1945, to occupy an important place in the public eye. The spiritual succession of the League of Nations which had foundered during the war was taken up by the new organisation which sought to implant its political ideal in a more tangible reality, so that it might thereby be inspired by concrete and substantial objectives. This is one of the reasons for the existence of the dozen specialized agencies created by the family of the United Nations and dealing with Health, Culture, Agriculture, Finance, etc. Nuclear energy is one of these techniques. Becoming suddenly an important power factor and exploiting for itself the prestige of Science, it became the favorite domain for the growth of this new spirit, as much in its universal form in 1945 as in its more regional form which it was later to adopt. The achievements are numerous and of varying importance; they deserve te be studied carefully. (author) [French] L'organisation des Nations Unies et le nucleaire ont ete places simultanement, en 1945, au premier plan de la scene mondiale. La Societe des Nations ayant sombre pendant la guerre, son heritage spirituel fut recueilli par la nouvelle organisation qui chercha a enraciner son ideal politique dans une realite plus materielle, de facon a y puiser une nourriture concrete et substantielle. C'est une des raisons d'existence de la douzaine d'institutions specialisees gravitant dans la famille des Nations Unies et s'occupant de Sante, de Culture, d'Agriculture, de Finances, etc. Le nucleaire est l'une de ces techniques. Devenu soudainement un facteur primordial de puissance, Cristallisant a son benefice le prestige de la Science, c'etait un terrain de predilection pour le developpement du nouvel esprit, aussi bien sous la forme universelle de 1945, que sous les formes regionales qui ont vu le jour ensuite. Les travaux realises que nombreux, d

  6. Health problems raised by the elimination of radioactive wastes and nuclear accidents; Problemes sanitaires poses par l'elimination des dechets radioactifs et par les accidents nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jammet, H; Mechali, D; Dousset, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    residus radioactifs produits par les installations nucleaires. L'evaluation du risque encouru par les populations et la fixation des limites admissibles pour les rejets ne peuvent resulter que d'une connaissance exacte du cheminement des radioelements rejetes, depuis leur source d'emission jusqu'a l'homme. L'incorporation des radioelements dans les chaines alimentaires constitue le premier risque a prendre en consideration. Les facteurs de passage doivent etre envisages, dans toutes les etapes de cette transmission, qu'elles interessent les milieux physiques ou les milieux proprement biologiques, du fait de leur continuite et de leur interdependance. Enfin, les donnees de caractere socio-economique et dietetique doivent etre recueillies pour conduire a une evaluation des risques et des niveaux admissibles reposant non sur des donnees theoriques mais sur des bases concretes et experimentales. Le risque d'accidents nucleaires dans l'industrie atomique, bien que de probabilite tres reduite, doit etre pris en consideration du fait de la gravite de leurs consequences. Les problemes sanitaires se posent d'une part dans le domaine de l'hygiene professionnelle, d'autre part dans celui de l'hygiene publique. Le premier domaine implique un risque double: d'irradiation et de contamination. Le domaine public n'est soumis essentiellement qu'au risque de contamination par les substances radioactives liberees accidentellement dans le milieu. Les etudes sanitaires a mener dans ce domaine comprennent, de ce fait, les recherches sur la therapeutique des irradiations ou des contaminations mais aussi celles relatives au transfert des radioelements depuis l'installation accidentee jusqu'a l'homme, principalement a travers les chaines alimentaires, dans leurs composantes physiques comme dans leurs composantes biologiques. De telles etudes sont a la base des decisions d'ordre sanitaire qu'il conviendrait de prendre dans le cas d'un accident. (auteurs)

  7. Decree no. 2005-78 from January 26, 2005, authorizing the Atomic Energy Commission to proceed to the definitive shutdown and dismantling operations of the nuclear facility no.20, named Siloe reactor, in the Grenoble city territory (Isere); Decret no. 2005-78 du 26 janvier 2005, autorisant le Commissariat a l'energie atomique a proceder aux operations de mise a l'arret definitif et de demantelement de l'installation nucleaire de base no.20 denommee reacteur Siloe sur le territoire de la commune de Grenoble (Isere)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2005-02-15

    On March 19, 2003, the French atomic energy commission (CEA) addressed an authorization demand for the definitive shutdown and dismantling of the Siloe reactor. After a technical and administrative instruction of this demand by the French nuclear safety authority (ASN), a project of decree has been presented on July 6, 2004 at the permanent section of the inter-ministry commission of basic nuclear facilities. The commission gave its favourable judgment which is the object of this decree. (J.S.)

  8. Decree no. 2005-79 from January 26, 2005, authorizing the Atomic Energy Commission to proceed to the definitive shutdown and dismantling operations of the nuclear facility no.21, named Siloette research reactor, in the Grenoble city territory (Isere); Decret no. 2005-79 du 26 janvier 2005, autorisant le Commissariat a l'Energie Atomique a proceder aux operations de mise a l'arret definitif et de demantelement de l'installation nucleaire de base no.21 denommee reacteur de recherche Siloette sur le territoire de la commune de Grenoble (Isere)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2005-02-15

    On May 26, 2003, the French atomic energy commission (CEA) addressed an authorization demand for the definitive shutdown and dismantling of the Siloette research reactor. After a technical and administrative instruction of this demand by the French nuclear safety authority (ASN), a project of decree has been presented on July 6, 2004 at the permanent section of the inter-ministry commission of basic nuclear facilities. The commission gave its favourable judgment which is the object of this decree. (J.S.)

  9. Cooling and spreading of corium during its fall into water in a pressurised water nuclear plant severe accident: description of mechanical and thermal interactions in a three phase flow during spreading of cold or heated spheres in a liquid pool; Refroidissement et dispersion du corium lors de sa chute dans l'eau pendant un accident severe de reacteur nucleaire a eau pressurisee: description des interactions mecaniques et thermiques en ecoulement triphasique lors de la dispersion de spheres solides froides ou chaudes dans un bain liquide

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Duplat, F

    1998-10-26

    In the frame of nuclear safety studies about corium and water interactions, we address spreading and cooling stage of corium fragments in a liquid pool. Considering the complexity of encountered flow regimes and mechanical and thermal interactions coupling, modelling validation is based on a thermal-hydraulic computer code (MC3D). A bibliographical study shows that classical modelling of three phase flow is based on constitutive laws already established in the case of two phase flow. The present study states a complete analysis of BILLEAU experiments and defines a characterisation method for a sphere cloud. Some complementary QUEOS experiments are also described. Mechanical interaction terms such as added mass, lift and turbulent dispersion have been presented in the frame of a three phase flow and their influence has been tested in numerical simulations of BILLEAU tests. The effect of film vapour overheat, as well as particle diameter evolution have been studied. Moreover a radiative heat transfer modelling developed in Karlsruhe research centre (FZK) has been analysed and completed. Numerical simulations achieved for this study show that mechanical and thermal behaviour of the system are actually coupled. Taking into account lift and turbulent dispersion terms as well as heat transfer modifications all wed better results. This study also presents some considerations about flow regimes identification as a preliminary for studies about numerical diffusion that was already estimated in the present state of the computer code MC3D. (author)

  10. The 'Pole Nucleaire Bourgogne' for developing the nuclear components industry

    International Nuclear Information System (INIS)

    Kottmann, G.

    2012-01-01

    The 'Pole Nucleaire Bourgogne' (PNB) is a high-technology and heavy industries cluster in Burgundy with an international calling. It aims at innovating, educating and federating in order to place the French nuclear industry in a leading position. PNB gathers 76 small-, and medium-sized enterprises, most of them operating in the metal sector, in design and in the control/measuring sector. The aim of PNB is to make enterprises work and cooperate on specific topics according to their sectors of activities and their skills. PNB has identified 3 domains of strategical innovations: -) ecological manufacturing and durability of heavy components, -) controls for high performance components, and -) maintenance and dismantling techniques in hostile environments. The various industry sectors represented in PNB allows a cross-fertilization between high-tech industries (aeronautics, energy, transportation)

  11. 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)

  12. 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)

  13. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  15. Contribution to the study of {beta} disintegration and of nuclear structure using experiments on certain {beta}-{gamma} cascades: 198{sub Au}, 86{sub Rb}, 170{sub Tm}; Contribution a l'etude de la desintegration beta et a l'etude de la structure nucleaire a l'aide d'experiences sur certaines cascades beta-gamma: 198{sub Au}, 86{sub Rb}, 170{sub Tm}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lachkar, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Bruyeres-le-Chatel (France). Centre d' Etudes; Paris-11 Univ., fabulte des Sciences 91 - Orsay (France)

    1969-07-01

    {beta}{gamma} directional angular correlations and shapes of inner beta spectra leading to the first excited level of the final nucleus enable one to determine the nuclear matrix elements typical of the {beta} transition. In the three observed first forbidden cases: {sup 170}Tm, {sup 86}Rb, {sup 198}Au, these matrix elements do not confirm the independent shell model theory. Other hypotheses are then suggested and discussed. (author) [French] Les experiences de correlation angulaire {beta}{gamma} et l'etude du spectre {beta} conduisant au premier niveau excite du noyau final permettent de determiner les elements de matrices nucleaires caracteristiques de cette transition. Dans les trois cas etudies (transitions une fois interdites): {sup 170}Tm, {sup 86}Rb, {sup 198}Au, ces elements de matrices ne peuvent etre retrouves a l'aide du modele en couches et a particules independantes. D'autres hypotheses sont alors emises et discutees. (auteur)

  16. Contribution to the study of {beta} disintegration and of nuclear structure using experiments on certain {beta}-{gamma} cascades: 198{sub Au}, 86{sub Rb}, 170{sub Tm}; Contribution a l'etude de la desintegration beta et a l'etude de la structure nucleaire a l'aide d'experiences sur certaines cascades beta-gamma: 198{sub Au}, 86{sub Rb}, 170{sub Tm}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lachkar, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Bruyeres-le-Chatel (France). Centre d' Etudes; Paris-11 Univ., fabulte des Sciences 91 - Orsay (France)

    1969-07-01

    {beta}{gamma} directional angular correlations and shapes of inner beta spectra leading to the first excited level of the final nucleus enable one to determine the nuclear matrix elements typical of the {beta} transition. In the three observed first forbidden cases: {sup 170}Tm, {sup 86}Rb, {sup 198}Au, these matrix elements do not confirm the independent shell model theory. Other hypotheses are then suggested and discussed. (author) [French] Les experiences de correlation angulaire {beta}{gamma} et l'etude du spectre {beta} conduisant au premier niveau excite du noyau final permettent de determiner les elements de matrices nucleaires caracteristiques de cette transition. Dans les trois cas etudies (transitions une fois interdites): {sup 170}Tm, {sup 86}Rb, {sup 198}Au, ces elements de matrices ne peuvent etre retrouves a l'aide du modele en couches et a particules independantes. D'autres hypotheses sont alors emises et discutees. (auteur)

  17. 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)

  18. Use of Neutron Irradiations in the Brookhaven Mutations Programme; Irradiation Neutronique dans le Cadre du Programme de Mutations Radioinduites de Brookhaven; Primenenie nejtronnogo izlucheniya v brukkhejvenskoj programme po ispol'zovaniyu mutatsij; La Irradiacion Neutronica en el Marco del Programa de Mutaciones Radioinducidas de Brookhaven

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Miksche, J. P.; Shapiro, S. [Biology Department, Brookhaven National Laboratory, Upton, NY (United States)

    1964-03-15

    The Co-operative Radiation-Mutations Programme was established at Brookhaven National Laboratory approximately ten years ago to enable plant breeders and agriculturalists to make use of irradiation techniques in plant improvement programmes. The radiation facilities used in the programme are the thermal neutron column at the BGRR reactor, the 250-kVp X-ray machine in the Biology Department, the kilocurie gamma-sources in the Nuclear Engineering Department, a 12 c Co{sup 60} gamma-source in the greenhouse, and a 4000 c Co{sup 60} source located in a 13-acre field. The development of facilities, techniques, and theory represent Brookhaven's role in this cooperative project whereas the plant material and seed are provided by agricultural experts who are responsible for growing the irradiated material and screening for mutations. More than 150 scientists in 45 states and Puerto Rico are availing themselves of the programme's facilities. Projects have also initiated with Australia, Belgium, Chile, Costa Rica, Denmark, Ecuador, Formosa, Greece, Guatemala, India, Ireland, Italy, Japan, Kenya, Mexico, the Netherlands, Pakistan, Peru, the Philippines, Romania, South Africa.Thailand, Venezuela, West Germany and Yugoslavia. A review of the above cc-operative projects is presented with emphasis on the use of neutrons in mutation induction. (author) [French] Le programme commun de mutations radioinduites a ete mis en oeuvre, il y a une dizaine d'annees, au Laboratoire national de Brookhaven pour permettre aux phytogeneticiens et aux agronomes d'ameliorer les cultures a l 'aide des rayonnements. Les installations utilisees dans le cadre de ce programme sont les suivantes: colonne thermique du reacteur BGRR, appareil a rayons X de 250 kV-crete du Departement de biologie, sources de rayons gamma de 1000 c du Departement du genie nucleaire, source au {sup 60}Co de 12 c dans la serre et source au {sup 60}Co de 4000 c dans un champ experimental de 5 ha. Le role du Laboratoire de

  19. Treatment of Radioactive Effluents at the Saclay Nuclear Research Centre; Traitement des Effluents Radioactifs au Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay; 041e 0414 ; Tratamiento de los Efluentes Radiactivos en el Centro de Energia Nuclear de Saclay

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wormser, G. [Service de Controle des Radiations et de Genie Radioactif, Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France)

    1960-07-01

    The Report Gives The Account Of Four Years' Experience In Operating The Treatment Plant For Effluents From The Saclay Nuclear Research Centre. It Contains Data Relating To The Origin, Volume And Treatment Of Waste. (author) [French] Ce rapport presente un bilan d'exploitation de l'installation de traitement des effluents du Centre d'etudes nucleaires de Saclay depuis quatre ans. On donne des chiffres concernant l'origine des residus, leur volume, leur traitement. (author) [Spanish] El autor hace un balance de explotacion de la instalacion de tratamiento de efluentes del centro de Saclay desde hace cuatro anos, dando las cifras correspondientes al origen de los residuos, a su volumen y a su tratamiento. (author) [Russian] V jetom dokumente podvoditsja itog chetyrehletnej jekspluatacii ustanovki po obrabotke zhidkih othotov v Centre jadernyh issledovanij v Sakle. V doklade privodjatsja dannye o proishozhdenii othodov, jh ob'eme i obrabotke. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-15

    Calder Hall-type reactor-fuel and all JRR-3 fuels are to be inspected by this counter. (author) [French] Le detecteur a courant gazeux presente par les auteurs est un compteur proportionnel a grille, specialement concu pour deceler la contamination en uranium des nervures des gaines de combustible nucleaire. Un compteur proportionnel classique, compose seulement d'une cathode et d'un collecteur, n'est guere capable de deceler les particules alpha emises par l'uranium contaminant une surface rugueuse telle que les nervures d'une gaine de combustible nucleaire, par suite du manque d'uniformite du champ electrique pres de la surface. C'est pourquoi les auteurs ont construit un compteur proportionnel a grille. Cet appareil, de forme cylindrique, comprend le combustible, une grille, des collecteurs et une cathode, tous les elements etant disposes suivant le meme axe. Le combustible est place au centre de la grille a laquelle on applique une tension negative. L'espace entre le combustible et la grille sert de collecteur d'ions. La grille, faite de fils paralleles minces en tungstene, disposes suivant un cylindre autour du combustible, est reliee a la terre. Les collecteurs sont constitues de 16 minces fils de tungstene disposes de la meme maniere que la grille, mais chaque fil est isole electriquement des autres. Tous les collecteurs sont interconnectes par des resistances de 5 x 10{sup 4} ohms et relies au positif de la haute tension par une resistance. L'espace entre la grille, les collecteurs et la cathode sert a la multiplication du gaz, tout comme dans un compteur proportionnel classique. Chaque resistance de 5 x 10{sup 4} ohms isole la capacite parasite de chaque collecteur. La sortie du detecteur est couplee a un amplificateur a faible impedance d'entree. La faible impedance d'entree diminue aussi l'influence facheuse de la capacite parasite du circuit d'entree. Il en resulte un rapport favorable signal/bruit de fond, ce qui permet une bonne detection des particules

  1. New features of nuclear excitation by {alpha} particles scattering; Nouveaux aspects de l'excitation nucleaire par diffusion de particules {alpha}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    Inelastic scattering of medium energy a particles by nuclei is known to excite preferentially levels of collective character. We have studied the scattering of isotopically enriched targets of Ca, Fe, Ni, Cu, Zn. In part I, we discuss the theoretical features of the interaction. In part II, we describe the experimental procedure. Results are presented and analysed in part III. {alpha} particles scattering by Ca{sup 40} is showed to excite preferentially odd parity levels. In odd nuclei we have observed multiplets due to the coupling of the odd nucleon with the even-even core vibrations. For even-even nuclei, a few levels are excited with lower cross-sections between the well-known first 2{sup +} and 3{sup -} states. Some could be members of the two phonon quadrupole excitation and involve a double nuclear excitation process. (author) [French] On sait que la diffusion inelastique des particules alpha de moyenne energie excite preferentiellement des niveaux de caractere collectif. Nous avons etudie la diffusion des particules alpha de 44 MeV du cyclotron de Saclay par des isotopes separes de Ca, Fe, Ni, Cu, Zn. Dans la premiere partie nous exposons les theories de cette interaction. Dans la seconde nous decrivons le systeme experimental. Les resultats sont donnes dans la troisieme partie. Nous montrons que les niveaux excites preferentiellement pour {sup 40}Ca par diffusion ({alpha},{alpha}') sont de parite negative. Dans les noyaux pair-impair nous avons observe des multiplets dus au couplage du nucleon celibataire avec les vibrations du coeur pair-pair. Pour les noyaux pair-pair nous avons pu etudier entre le premier niveau 2{sup +} et le niveau 3{sup -} deja bien connus certains etats plus faiblement excites. Il semble qu'ils sont dus a une excitation quadrupolaire a deux phonons et impliquent un processus de double excitation nucleaire. (auteur)

  2. 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 ...

  3. Quantitative measurements of small isotopic samples in gaseous mixtures by utilization of some nuclear properties; Etude des possibilites de mesures de faibles quantites de gaz radioactifs dans un melange en utilisant simultanement plusieurs proprietes nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Maragnon, J; Delperie, C

    1967-12-01

    The question is to define the characteristics of a group of measurements allowing the analysis of traces of radioactive rare gases in gas mixtures of different composition. To distinguish the radioactive isotopes from each other and the activity level reaching 10{sup 6} due to their nuclear properties, the method was chosen to use several nuclear properties: gamma radiation energy, beta particle energy, lifetime of excited states. The choice of a plastic scintillator as beta detector allows to answer satisfactorilly to this demand by measurement of nuclear constants because of the short de/excitation time of this detector. Another advantage is that it can be a reservoir for the sample without any destruction nor modification of the sample. The study has been based on the mixture of Kr-85, the analysis of other rare gases follwos immediately from the adopted principle. [French] Les auteurs ont oriente leur recherche vers une solution permettant de distinguer les isotopes radioactifs les uns des autres et dans des rapports d'activite pouvant atteindre 10{sup 6}, grace a plusieurs de leurs proprietes nucleaires, energie de rayonnement gamma, energie de la particule beta, temps de vie des niveaux excites. Le choix d'un scintillateur plastique comme detecteur beta permet de repondre d'une maniere satisfaisante a la mesure des constantes nucleaires en raison du temps de de/excitation rapide de ce scintillateur. Il offre en outre l'avantage de pouvoir servir de reservoir a l'echantillon sans entrainer aucune destruction ni modification de celui-ci. L'etude a ete basee sur la mixture de Kr-85, l'analyse des autre gaz rares decoulant immediatement du principe adopte. (auteur)

  4. Development of mercury porosimeter. Application to nuclear graphite studies (1961); Mise au point d'un porosimetre a mercure. Application a l'etude des graphites nucleaires (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    A mercury porosimeter, model IFP-CEA, has been developed for application to nuclear graphite studies. The apparatus is based on the capillary depression phenomenon. The relationship between the radius of a pore and the pressure at which mercury fills it is pr = -2 {sigma} cos {theta} ( {sigma} is the surface tension, {theta} the angle of contact of the mercury). After some theoretical consideration, the apparatus is described. The mercury pressure is increased step-wise from 0 to 1000 kg/cm{sup 2} thus yielding the complete distribution of pores from 92 {mu} to 75 A. Results are, then presented concerning nuclear graphites which show the evolution of the porous structure under the effect of bitumen impregnation. In general, the volume of the large pores decreases while that of the small pores increases. The structure of impregnated products appears to depend to a certain extent on that of the starting materials. It has also been possible to study other products with this porosimeter; the range of measurements possible is such that it may be used for the study of the majority of porous materials. (authors) [French] Un porosimetre a mercure modele IFP-CEA a ete mis au point en vue de son application a l'etude de graphites nucleaires. Le fonctionnement de l'appareil repose sur le phenomene de depression capillaire. On etablit la relation existant entre le rayon r d'un pore et la pression p pour laquelle le mercure peut y penetrer: pr = -2 {sigma} cos {theta} ( {sigma} tension superficielle, {theta} angle de contact du mercure). Apres quelques considerations theoriques, l'appareil utilise est decrit. Il permet de faire varier par palier la pression du mercure entre 0 et 1000 kg/cm{sup 2} et d'etablir ainsi la distribution complete des rayons de pores compris entre 92 {mu} et 75 A. Les resultats d'une etude faite sur des graphites nucleaires sont alors presentes faisant apparaitre l'evolution de la structure poreuse sous l'effet des impregnations au brai. D'une facon

  5. 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 ...

  6. 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.

  7. 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 ...

  8. Cooperation in the Event of Nuclear Accidents; Cooperation en Matiere d'Accidents Nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bresson, G. [CEA, Centre d' etudes nucleaires, de Fontenay-aux-Roses (France)

    1969-10-15

    This paper is concerned only with the action to be taken in respect of an individual directly affected by an accident and not with the more general measures relating to the population as a whole. Keeping the same sequence of ideas, the paper deals with nuclear establishments and cites criteria for classifying them; hence only the relationship between the establishment and the hospital, and between the radiation protection experts and medical personnel, is discussed. The complex organization of emergency measures, reception of the victim of the accident, and the treatment possibly required should be based on standard practice and published material, both national and international, allowance being made for the characteristics of each sector. A ''flexible'' plan of co-ordination is given as an illustration. Action must be taken in such cases at the site of the accident, inside and outside the establishment, and above all at the hospital. All categories of persons are involved in the process, i.e. fellow-workers, management, specialized services, and medical personnel, each with their own part to play. The manpower and equipment brought into service therefore vary, and depend upon the internal and external relations maintained by the establishment. The measures envisaged should provide for the transport, reception and treatment of those involved in the accident. An existing organization of this kind is described as an illustration. Finally, no action can be of value without full knowledge of the facts and thorough training of the personnel. Some clearly defined ideas on the.subject are considered under this heading. (author) [French] Le memoire ne traite que de la conduite a tenir envers un accidente et non du probleme, plus general, des mesures relatives a une population. Dans le meme ordre d'idees, l'etude porte sur les etablissements nucleaires et leurs criteres de classement; il ne s'agit donc que des liaisons entre retablissement et l'hopital et entre les

  9. 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

  10. Separation of zirconium and hafnium; Separation du zirconium et de l'hafnium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    This account is more chemical than metallurgical in character. The reason for this is that so-called 'nuclear metal' must fulfil standards of purity which only chemical processes can attain. This paper must therefore be considered as a preliminary study, from which the metallurgists can form an idea of the treatments leading to the production of the metal. (author) [French] Cet expose a un caractere chimique plutot que metallurgique. La raison en est que le metal dit 'nucleaire' a des exigences de purete que seuls des processus chimiques peuvent satisfaire. Il faut donc considerer cet expose comme un preliminaire, permettant de donner une idee aux metallurgistes des traitements qui aboutissent a l'elaboration du metal. (auteur)

  11. "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…

  12. Contribution to the study of the evolution of radiation induced He in Be O; Etudes sur l'evolution de l'helium produit par reactions nucleaires dans l'oxyde de beryllium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-11-15

    The purpose of this work in-pile investigation of He formed by (n, 2n) and (n, {alpha}) nuclear reactions, released from irradiated BeO, in the temperature range 1000 - 1350 deg. C. The experimental results show that, for an instantaneous neutron fast flux of 10{sup 13} n cm{sup -2} sec{sup -1}, an equilibrium is attempted, after several days, for a part lower than 20 per cent of the quantity of He formed, theoretically calculated from the neutron cross sections of nuclear reactions, and from the analytical form of the neutron fast flux, releases from the solid. The validity of the values of calculated helium and the gas chromatographic analytical method are also verified by dissolution of the BeO pellets in cryolite. A new fast neutron flux measuring method may be so defined. The discussion of the experimental results enables to establish that the processus of He release is characterized by two phenomena: the first one which controls the release of He atoms out of the solid and the second which reveals a capture processus, connected to the irradiation and probably due to the vacancies induced in the lattice. (author) [French] On etudie en pile le degagement de l'helium forme par reactions nucleaires (n, 2 n) et (n, {alpha}) dans l'oxyde de beryllium irradie entre 1000 et 1350 deg. C. Les resultats experimentaux montrant que, pour un flux rapide instantane de 10{sup 13} n{sub r} cm{sup -2} s{sup -1}, on aboutit, au bout de quelques jours, a un etat d'equilibre pour lequel une partie, inferieure a 20 pour cent de la quantite d'helium forme, calculee theoriquement a partir des sections efficaces des reactions nucleaires et de la forme analytique du flux rapide, s'echappe du solide. On verifie egalement par dissolution des echantillons de BeO dans la cryolithe la validite du calcul de l'helium et de la methode de dosage par chromatographie en phase gazeuse. On peut ainsi definir une methode nouvelle de mesure des flux rapides. La discussion des resultats experimentaux

  13. Contribution to the study of the evolution of radiation induced He in Be O; Etudes sur l'evolution de l'helium produit par reactions nucleaires dans l'oxyde de beryllium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-11-15

    The purpose of this work in-pile investigation of He formed by (n, 2n) and (n, {alpha}) nuclear reactions, released from irradiated BeO, in the temperature range 1000 - 1350 deg. C. The experimental results show that, for an instantaneous neutron fast flux of 10{sup 13} n cm{sup -2} sec{sup -1}, an equilibrium is attempted, after several days, for a part lower than 20 per cent of the quantity of He formed, theoretically calculated from the neutron cross sections of nuclear reactions, and from the analytical form of the neutron fast flux, releases from the solid. The validity of the values of calculated helium and the gas chromatographic analytical method are also verified by dissolution of the BeO pellets in cryolite. A new fast neutron flux measuring method may be so defined. The discussion of the experimental results enables to establish that the processus of He release is characterized by two phenomena: the first one which controls the release of He atoms out of the solid and the second which reveals a capture processus, connected to the irradiation and probably due to the vacancies induced in the lattice. (author) [French] On etudie en pile le degagement de l'helium forme par reactions nucleaires (n, 2 n) et (n, {alpha}) dans l'oxyde de beryllium irradie entre 1000 et 1350 deg. C. Les resultats experimentaux montrant que, pour un flux rapide instantane de 10{sup 13} n{sub r} cm{sup -2} s{sup -1}, on aboutit, au bout de quelques jours, a un etat d'equilibre pour lequel une partie, inferieure a 20 pour cent de la quantite d'helium forme, calculee theoriquement a partir des sections efficaces des reactions nucleaires et de la forme analytique du flux rapide, s'echappe du solide. On verifie egalement par dissolution des echantillons de BeO dans la cryolithe la validite du calcul de l'helium et de la methode de dosage par chromatographie en phase gazeuse. On peut ainsi definir une methode nouvelle de mesure des flux rapides. La

  14. 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

  15. 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)

  16. 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

  17. 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

  18. Damage caused to houses and equipment by underground nuclear explosions; Degats dus aux explosions nucleaires souterraines sur les habitations et les equipements

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Delort, F; Guerrini, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Bruyeres-le-Chatel (France). Centre d' Etudes

    1969-07-01

    A description is given of the damaged caused to various structures, buildings, houses, mechanical equipment and electrical equipment by underground nuclear explosions in granite. For each type of equipment or building are given the limiting distances for a given degree of damage. These distances have been related to a parameter characterizing the movement of the medium; it is thus possible to generalize the results obtained in granite, for different media. The problem of estimating the damage caused at a greater distance from the explosion is considered. (authors) [French] Les degats sur diverses structures, constructions, habitations, equipements mecaniques et materiels electriques provoques par des explosions nucleaires souterraines dans le granite sont decrits. On a indique pour chaque type de materiel ou de construction, les distances limites correspondant a un degre de gravite de dommage observe. Ces distances ont ete reliees a un parametre caracterisant le mouvement du milieu, permettant ainsi de generaliser les resultats obtenus dans le granite, a differents milieux. Le probleme de la prevision des degats en zone lointaine a ete aborde. (auteurs)

  19. 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.

  20. 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

  1. 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)

  2. 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

  3. 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 ...

  4. 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.

  5. 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.

  6. Production of artificial radioelements; Production des radioelements artificiels

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  7. Nuclear program of Iran. Towards de-escalation of a nuclear crisis. Advisory letter; Nucleair programma van Iran. Naar de-escalatie van een nucleaire crisis. Briefadvies

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2012-04-15

    The Dutch government, partly at the request of the House of Representatives (Second Chamber), the AIV asked to give an opinion about the position of Iran in the region and the role of the nuclear program of Iran in the geopolitical relations, in view of the most recent developments [Dutch] De Nederlandse regering heeft, mede op verzoek van de Tweede Kamer der Staten-Generaal, de AIV gevraagd advies uit te brengen over de positie van Iran in de regio en de rol van het nucleaire programma van Iran in de geopolitieke verhoudingen hierin, mede gelet op de meest recente ontwikkelingen.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  9. The use radioactive tracers in the study of solid transport in water streams; Emploi de traceurs radioactifs pour l'etude du transport solide dans les cours d'eau

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Courtois, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Jaffry, P; Heuzel, M [Laboratoire National d' Hydraulique de Chatou, 78 (France)

    1960-07-01

    riviere, la premiere a ete consacree a l'etude du charriage des galets dans le Rhone, l'autre a l'etude des transports de sables dans le Niger. Cette derniere experience a ete doublee d'experiences identiques, effectuees sur le modele reduit du fleuve Niger exploite par le Laboratoire de Chatou: dans ces experiences, on utilise le rayonnement du {sup 56}Mn et du {sup 24}Na obtenu par activation directe du noyau d'abricot concasse representant sur le modele reduit le sediment naturel du lit du Niger. Les efforts conjugues du Laboratoire de Chatou et du Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay portent actuellement sur l'application des traceurs radioactifs aux etudes sur modeles reduits, dans le double but: a) de disposer d'un meme moyen d'investigation en nature et sur modele reduit pour controler la fidelite du modele, dans la phase des essais d'etalonnage; b) de profiter des facilites d'observation et mesures directes offertes par les modeles reduits pour etudier les possibilites d'amelioration de la methode des traceurs, en particulier en ce qui concerne l'obtention de renseignements quantitatifs. (auteur)

  10. Health physics problems in the context of the development of industrial uses of nuclear energy; Les problemes de radioprotection devant le developpement de l'utilisation industrielle de l'energie nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    fate of radioactive ions in the hydrosphere may be determined. - experiments and studies linked with the possibilities for disposal a underground storage of wastes. All these studies cover a complementary field, that of radioprotection, which forms the necessary link between nuclear safety proper, which concerns the actual operation of nuclear installations and medical supervision which directly concerns the health of the individual and the population. At the same time each one of the Health Physics disciplines possesses an independence which increases their efficiency on the safety level. (authors) [French] Le developpement de l'utilisation industrielle de l'energie nucleaire a mis l'accent sur la necessite de promouvoir une doctrine rationnelle et coherente en matiere de securite des installations atomiques et plus particulierement en matiere de securite des sites nucleaires. Le but principal de la securite est de diminuer, voire d'annuler les risques d'irradiation ou de contamination des travailleurs et de la population, consecutifs au fonctionnement normal ou accidentel des installations. La securite est obtenue par la mise en oeuvre d'un ensemble complexe de moyens. Parmi ces moyens les auteurs considerent essentiellement ceux qui presentent une certaine independance a l'egard du type d'installation: moyens d'alerte et de mesure et leur mise en oeuvre - preparation psychologique et technique des individus - evaluation de la capacite d'un site a absorber les rejets radioactifs sans dommage pour la population. Il est clair en effet que les consequences d'un accident sont diminuees par l'augmentation de la valeur des moyens de surveillance, de mesure et d'alerte, l'elevation du niveau technique et l'entrainement du personnel, l'education de la population. Ceci est particulierement vrai aupres d'une installation nucleaire ou l'etude des dangers presente un caractere abstrait et

  11. Health physics problems in the context of the development of industrial uses of nuclear energy; Les problemes de radioprotection devant le developpement de l'utilisation industrielle de l'energie nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    fate of radioactive ions in the hydrosphere may be determined. - experiments and studies linked with the possibilities for disposal a underground storage of wastes. All these studies cover a complementary field, that of radioprotection, which forms the necessary link between nuclear safety proper, which concerns the actual operation of nuclear installations and medical supervision which directly concerns the health of the individual and the population. At the same time each one of the Health Physics disciplines possesses an independence which increases their efficiency on the safety level. (authors) [French] Le developpement de l'utilisation industrielle de l'energie nucleaire a mis l'accent sur la necessite de promouvoir une doctrine rationnelle et coherente en matiere de securite des installations atomiques et plus particulierement en matiere de securite des sites nucleaires. Le but principal de la securite est de diminuer, voire d'annuler les risques d'irradiation ou de contamination des travailleurs et de la population, consecutifs au fonctionnement normal ou accidentel des installations. La securite est obtenue par la mise en oeuvre d'un ensemble complexe de moyens. Parmi ces moyens les auteurs considerent essentiellement ceux qui presentent une certaine independance a l'egard du type d'installation: moyens d'alerte et de mesure et leur mise en oeuvre - preparation psychologique et technique des individus - evaluation de la capacite d'un site a absorber les rejets radioactifs sans dommage pour la population. Il est clair en effet que les consequences d'un accident sont diminuees par l'augmentation de la valeur des moyens de surveillance, de mesure et d'alerte, l'elevation du niveau technique et l'entrainement du personnel, l'education de la population. Ceci est particulierement vrai aupres d'une installation nucleaire ou l'etude des dangers presente un caractere abstrait et ou les moyens technologiques de protection sont multiples et complexes. Les etudes de

  12. 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 ...

  13. 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

  14. 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...

  15. 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)

  16. 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 ...

  17. 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 ...

  18. Health problems raised by the elimination of radioactive wastes and nuclear accidents; Problemes sanitaires poses par l'elimination des dechets radioactifs et par les accidents nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jammet, H.; Mechali, D.; Dousset, M. [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    residus radioactifs produits par les installations nucleaires. L'evaluation du risque encouru par les populations et la fixation des limites admissibles pour les rejets ne peuvent resulter que d'une connaissance exacte du cheminement des radioelements rejetes, depuis leur source d'emission jusqu'a l'homme. L'incorporation des radioelements dans les chaines alimentaires constitue le premier risque a prendre en consideration. Les facteurs de passage doivent etre envisages, dans toutes les etapes de cette transmission, qu'elles interessent les milieux physiques ou les milieux proprement biologiques, du fait de leur continuite et de leur interdependance. Enfin, les donnees de caractere socio-economique et dietetique doivent etre recueillies pour conduire a une evaluation des risques et des niveaux admissibles reposant non sur des donnees theoriques mais sur des bases concretes et experimentales. Le risque d'accidents nucleaires dans l'industrie atomique, bien que de probabilite tres reduite, doit etre pris en consideration du fait de la gravite de leurs consequences. Les problemes sanitaires se posent d'une part dans le domaine de l'hygiene professionnelle, d'autre part dans celui de l'hygiene publique. Le premier domaine implique un risque double: d'irradiation et de contamination. Le domaine public n'est soumis essentiellement qu'au risque de contamination par les substances radioactives liberees accidentellement dans le milieu. Les etudes sanitaires a mener dans ce domaine comprennent, de ce fait, les recherches sur la therapeutique des irradiations ou des contaminations mais aussi celles relatives au transfert des radioelements depuis l'installation accidentee jusqu'a l'homme, principalement a travers les chaines alimentaires, dans leurs composantes physiques comme dans leurs composantes biologiques. De telles etudes sont a la base des decisions d'ordre sanitaire qu

  19. Fission Data and Nuclear Technology; Constantes de Fission et Technologie NucleAire; 0414 0410 041d 041d 042b 0415 . 041e 0414 0415 041b 0415 041d 0418 0418 0418 042f 0414 0415 0420 041d 0410 042f 0422 0415 0425 041d 041e 041b 041e 0413 0418 042f ; Datos Sobre la Fision y Tecnologia Nuclear

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hanna, G. C. [Chalk River Nuclear Laboratories, Chalk River, ON (Canada)

    1965-07-15

    Accurate nuclear data for fissile nuclei are required not only by reactor designers, but also by reactor physicists for the interpretation of integral experiments, e.g. studies of the change of reactivity with irradiation. Some of the requests that have been made for such fission data, and the reasons behind them, are discussed, along with the progress that has been made towards their fulfilment. An attempt is made to outline those areas where better data are required. (author) [French] On a besoin de valeurs exactes des constantes nucleaires concernant les noyaux fissiles, non seulement pour les etudes de reacteurs, mais egalement pour la physique des reacteurs lorsqu'on veut interpreter les experiences integrales, c'est-a-dire dans les etudes sur les modifications de la reactivite avec l'irradiation. L'auteur discute certaines des demandes de renseignements sur les constantes de fission, les raisons pour lesquelles elles ont ete faites et la mesure dans laquelle elles ont pu etre satisfaites. Il s'efforce egalement de delimiter les domaines dans lesquels on aurait besoin de valeurs plus precises. (author) [Spanish] No solo quienes trabajan.en el proyecto de reactores requieren datos nucleares exactos sobre los nucleos fisionables, sino que tambien los fisicos de reactores los necesitan para interpretar los resultados de experimentos integrales, como por ejemplo, en los estudios sobre la variacion de la reactividad en funcion de la irradiacion. El autor describe algunas de las peticiories de datos de esa clase que se han formulado, asi como los adelantos realizados con objeto de satisfacerlas. Tambien indica, en lineas generales, aiquellas esferas en las que se necesitan datos mas amplios y exactos. (author) [Russian] Tochnye jadernye dannye o rasshhepljajushhihsja jadrah neobhodimy ne tol'ko konstruktoram reaktorov, no takzhe i fizikam-reak- torshhikam dlja interpretacii integral'nyh jeksperimentov, to est' dlja izuchenija izmenenija reaktivnosti po mere

  20. Concentration and Storage of Highly-Active Wastes from the First Stages of the United Kingdom Civil Nuclear Power Programme; Concentration et Stockage des Dechets de Haute Activite au Cours des Premiers Stades du Programme Civil de Production d'Energie d'Origine Nucleaire au Royaume-UNL; КОНЦЕНТРИРОВАНИЕ И ХРАНЕНИЕ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА ПЕРВЫХ СТАДИЯХ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ПРОГРАММЫ СОЕДИНЕННОГО КОРОЛЕВСТВА ПО ПРОИЗВОДСТВУ ЯДЕPHОЙ ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ ДЛЯ ГРАЖДАНСКИХ ЦЕЛЕЙ; Concentracion y Almacenamiento de Desechos de Elevada Radiactividad en las Primeras Etapas del Programa Civil de Energia Nucleoelectrica del Reino Unido

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Clelland, D. W. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Production Group, Risley, Warrington (United Kingdom)

    1963-02-15

    The general problems of highly-active waste disposal are discussed and in particular the United Kingdom system of concentrating and storing highly-active waste as an acidic liquid concentrate is described. A speculative estimate is made of the amount of highly- active waste which will arise from reprocessing during the first two decades of the United Kingdom Civil Nuclear Power Programme and engineering design and technical problems associated with the safe and economic confinement of this material are examined. (author) [French] L'auteur analyse les problemes generaux que pose l'elimination des dechets de- haute activite; il decrit plus particulierement la methode appliquee au Royaume-Uni pour concentrer et stocker des dechets de haute activite sous forme d'un liquide concentre acide. U evalue la quantite des dechets de haute activite qui seront produits au cours du traitement de combustibles irradies pendant les deux premieres deconnies du programme civil de production d'energie d'orgine nucleaire et il examine les problemes techniques que pose l'isolement economique et sur de ces substances. (author) [Spanish] El autor examina los problemas generales de la evacuacion de desechos de elevada radiactividad y, en particular, el procedimiento que se aplica en el Reino Unido para concentrar y almacenar desechos muy radiactivos en forma de concentrados liquidos de reaccion acida. Efectua un calculo aproximado de la cantidad de desechos de elevada radiactividad que se orginaran en las operaciones de regeneracion de combustibles durante las dos primeras decadas de ejecucion del programa civil de energia nucleoelectrica en el Reino Unido y analiza los problemas tecnicos y constructivos relacionados con el confinamiento seguro y economico de estas sustancias. (author) [Russian] Obsuzhdajutsja obshhie problemy udalenija radioaktivnyh othodov vysokoj aktivnosti i, v chastnosti, prinjatyj v Soedinennom Korolevstve metod koncentrirovanija i hranenija takih othodov v vide

  1. Nuclear systems of the future - generation 4. Proposals of strategic orientations for the nuclear systems of the future; Les systemes nucleaires du futur - generation 4. Propositions d'orientations strategiques pour les systemes nucleaires du futur

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2007-07-01

    Several points, specific to France, must be taken into consideration for the long term strategic choice of future nuclear systems, in particular: taking the best profit of the progress potentialities of water reactors, optimizing the opportunities offered by the renewal of power plants in operation, integrating the consequences and the implementation of a strategy of optimized management of radioactive wastes, and looking for improvements that would make nuclear energy an active contributor to sustainable development. The prospective researches carried out by the CEA and its industrial partners have led to propose a R and D strategy with 3 complementary goals: search for innovations for water reactors, development of fast neutron reactors with closed fuel cycle (sodium fast reactor (SFR), gas fast reactor (GFR)), and development of key-technologies for nuclear hydrogen production (very high temperature reactor (VHTR)). The R and D effort concerns also the subcritical systems devoted to transmutation, the new cycle processes for a global management of actinides, and some other nuclear systems like the molten salt reactors (MSR) and the supercritical water reactors (SCWR). This paper presents the R and D strategy for each technology with its priorities, steps, financial means and collaborations. (J.S.)

  2. 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 ...

  3. Propagation of neutrinos in nuclear matter; Effets du milieu sur la propagation des neutrinos dans la matiere nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Margueron, J

    2001-07-01

    We study the elementary interactions between neutrinos and dense matter in a proto-neutron star. Equations of state obtained with different nuclear effective interactions (Skyrme, Gogny, Relativistic Lagrangians) are first discussed. Then, we characterize their stability in spin and isospin. We derive magnetic susceptibilities for all isospin asymmetry values as a function of Landau parameters G{sup {pi}}{sup {pi}}{sup '}{sub 0} (where {pi}, {pi}' = proton or neutron). From this work, we select a parametrization for each of the 3 effective forces: Sly230b,D1P,NL3. We calculate the pure neutron matter and asymmetric nuclear matter response functions with and without charge exchange, describing nuclear correlations in both approaches: non-relativistic (Hartree-Fock with Skyrme forces, then complete RPA) and relativistic (in the Hartree approximation). At the end, we calculate neutrino mean free paths neutral current and charged current reactions. Comparisons between relativistic and non-relativistic approaches allow us to identify relativistic effects in nuclear matter at densities as low as twice the saturation density. RPA correlations make the medium more transparent to neutrinos compared to free Fermi gas. The importance of the effective mass in mean free path calculations is also shown. (author)

  4. The Japanese nuclear sector shaken up again. Japanese press review - 'ACROnic du nucleaire' nr 81, June 2008

    International Nuclear Information System (INIS)

    2008-06-01

    After having briefly recalled the earthquake which occurred in July 2007 in the Niigata province, and also some other accidents which occurred in other power plants operated by TEPCO during the previous years, the author reports what were the consequences for Kashinawaki-Kariwa nuclear power station, and how these consequences have been reported by the press and managed by the Japanese operator TEPCO. He indicates the information published by the press after the accident and those given by TEPCO two days after. He describes the problems of organization on the fire brigade side, the fact that the fire risk had been underestimated by the operator. Radioactive leakages et releases have been discovered quite late, and could have been worse because of damages caused by the earthquake to some installations and if the stopped reactors had been operating. The author describes how the storage pools overflowed and how some installations were flooded by radioactive water. He outlines that TEPCO admitted very late that the reactor cores might have been damaged. He also outlines lacks in seismic studies, and notably the fact that TEPCO detected underwater cracks and estimated they were non active. Moreover seismograph recordings have been lost after the earthquake. The author reports the concerns of several scientists about the seismic risk for the region, and about safety margins of the whole Japanese nuclear fleet. He comments the consequences of the closure of the station in terms of lack of electricity supply. He finally notices that Japanese actors of the nuclear sector (industries, public authorities), despite these problems, decided to pursue the activity of a reprocessing plant, and the construction of new reactors

  5. Guides about nuclear energy in South Korea; Reperes sur l'energie nucleaire en Coree du Sud

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2004-03-01

    This document summarizes the main information on nuclear energy in South Korea: number of reactors in operation, type, date of commissioning, nuclear facilities under construction, nuclear share in power production, companies and organizations (Korea electric power company (KEPCO), Korea atomic energy institute (KAERI), Korea institute of nuclear safety (KINS), Korea nuclear energy foundation (KNEF), Korea hydro and nuclear power (KHNP), nuclear environment technology institute (NETEC), Korea basic science institute (KBSI)), nuclear fuel fabrication, research works on waste disposal, nuclear R and D in fission and fusion, safety of nuclear facilities, strategies under study (1000 MWe Korea standard nuclear power plant (KSNP), 1400 MWe advanced power reactor (APR), small power water cooled reactors (system-integrated modular advanced reactor (SMART) research program), development of fast reactors (Kalimer research program), development of the process of direct use of PWR fuel in Candu (DUPIC), use of reprocessing uranium, transmutation of trans-uranian and wastes (KOMAC program), first dismantling experience (Triga Mark II and III research reactors). (J.S.)

  6. The nuclear industry: a new weapon for the Kremlin?; L'industrie nucleaire: nouvelle arme du Kremlin?

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Du Castel, V.

    2010-07-01

    After having noticed the recent evolution of the Russian policy which tends to concentrate the economical and political power with a limited democratic pluralism, the author describes the re-structuring policy adopted for the energy sector, and notably the nuclear sector, in order to become a major international actor. First, she analyses the evolution of the hydrocarbon sector with a better management of tax incomes, and a stronger control of the industries of this sector based on a State capitalism development. She outlines that Russia now uses energy as a diplomatic arm, particularly in its relationship with the European Union. She states that Russia may want to follow the same kind of policy for nuclear energy as for the hydrocarbon sector by developing partnership with other countries, by regrouping the concerned activities within a single holding company (Atomenergoprom) and a federal agency (Rosatom). Russia increased its uranium production and became a powerful actor who challenges other international companies (Areva, Westinghouse, Toshiba). The author discusses the strategy defined by the Kremlin to reach supremacy in the nuclear sector

  7. Radioactive waste: the poisoned legacy of the nuclear industry; Dechets radioactifs: l'heritage empoisonne du nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rousselet, Y. [Campagne Climat/Energie - Greenpeace (France)

    2011-02-15

    The nuclear industry produces a huge amount of radioactive waste from one end to the other of the nuclear cycle: i.e. from mining uranium to uranium enrichment through reactor operating, waste reprocessing and dismantling nuclear power plants. Nuclear power is now being 'sold' to political leaders and citizens as an effective way to deal with climate change and ensure security of energy supplies. Nonetheless, nuclear energy is not a viable solution and is thus a major obstacle to the development of clean energy for the future. In addition to safety and security issues, the nuclear industry is, above all, faced with the huge problem of how to deal with the waste it produces and for which it has no solution. This ought to put a brake on the nuclear industry, but instead, against all expectations, its development continues to gather pace. (author)

  8. Nuclear power plant of Fessenheim: evaluation of the seismic risk; Centrale Nucleaire de Fessenheim: appreciation du risque sismique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2007-07-01

    The seismic risk taken into account during the sizing of the nuclear power plant of Fessenheim seems to have been under evaluated at this time. The revaluation of the seismic risk, as proposed, until this day by EDF in order to the third ten-year visit of the power plant, planned for 2009, leads to a significant under evaluation of the risk and then is not acceptable. The present expertise details point by point the weaknesses of these revaluation. The power plant has been sized in an elastic manner that is generally strongly for the safety side. It is imperative to proceed the most quickly as possible to a deep control of the seismic resistance of the power plant of Fessenheim and then after having proceeded to a revision of the seismic risk in taking into account the actual knowledge in this field. (N.C.)

  9. North-East Asia: a risk of nuclear proliferation; Un risque de proliferation nucleaire en Asie du Nord-Est?

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Courmont, B. [Centre d' Etudes Transatlantiques, 75 - Paris (France)

    2009-04-15

    North-East Asia is distinguished by being potentially one of the world's most nuclearised regions. It includes two nuclear powers recognised by the Non-Proliferation Treaty (Russia and China), a proliferating state (North Korea) and three countries that could very quickly complete nuclear programmes (Japan, South Korea and Taiwan). Now that the question of nuclear proliferation has again surfaced on the international strategic scene, and that North Korea's test of October 2006 has introduced a new security paradigm into the region, how real is the risk of nuclear proliferation in North-East Asia? (author)

  10. Corrosion and alteration of materials from the nuclear industry; La Corrosion et l'alteration des materiaux du nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Beauvy, M.; Berthoud, G.; Defranceschi, M.; Ducros, G.; Feron, D.; Guerin, Y.; Latge, C.; Limoge, Y.; Madic, C.; Santarini, G.; Seiler, J.M.; Vernaz, E.; Richet, C.

    2010-07-01

    The control of the corrosion phenomenon is of prime importance for the nuclear industry. The efficiency and the safety of facilities can be affected by this phenomenon. The nuclear industry has to face corrosion for a large variety of materials submitted to various environments. Metallic corrosion operates in the hot and aqueous environment of water reactors which represent the most common reactor type in the world. Progresses made in the control of the corrosion of the different components of these reactors allow to improve their safety. Corrosion is present in the facilities of the back-end of the fuel cycle as well (corrosion in acid environment in fuel reprocessing plants, corrosion of waste containers in disposal and storage facilities, etc). The future nuclear systems will widen even more the range of materials to be studied and the situations in which they will be placed (corrosion by liquid metals or by helium impurities). Very often, corrosion looks like a patchwork of particular cases in its description. The encountered corrosion problems and their study are presented in this book according to chapters representing the main sectors of the nuclear industry and classified with respect to their phenomenology. This monograph illustrates the researches in progress and presents some results of particular importance obtained recently. Content: 1 - Introduction: context, stakes and goals; definition of corrosion; a complex science; corrosion in the nuclear industry; 2 - corrosion in water reactors - phenomenology, mechanisms, remedies: A - uniform corrosion: mechanisms, uniform corrosion of fuel cladding, in-situ measurement of generalized corrosion rate by electrochemical methods, uniform corrosion of nickel alloys, characterization of the passive layer and growth mechanisms, the PACTOLE code - an integrating tool, influence of water chemistry on corrosion and contamination, radiolysis impact on uniform corrosion; B - stress corrosion: stress corrosion cracking, testing means, experimental techniques, internal corrosion of zircaloy sheath - the iodine effect, stress corrosion of nickel alloys - hydrogen influence, stress corrosion of stainless steels; C - wear corrosion: a coupled phenomenon, research in the framework of service life extension of the French electronuclear park; 3 - Corrosion in future reactors: A - corrosion in gas reactors: corrosion by helium impurities, oxidation resistance of silicon carbide, corrosion of graphite and carbon-carbon composites; B - corrosion in liquid metal reactors: sodium FBRs, lead and lead alloys reactors; C- corrosion in molten salt reactors: corrosion of Hastelloy N-type nickel alloys by molten fluorides, mass transfer in aniso-thermal fluoride systems, tellurium embrittlement, electrochemical study of pure metals corrosion in molten fluorides; 4 - Materials corrosion and alteration in the back-end of the fuel cycle: A - corrosion in concentrated nitric environment: materials behaviour, self-catalytic mechanism of nitric acid reduction; B - corrosion in unsaturated aqueous environment: metallic corrosion in unsaturated environment - application to the storage of waste containers, bitumens alteration, reinforced concrete behaviour and iron framework corrosion, concrete behaviour in severe thermal environment; C - Corrosion in saturated aqueous environment: metals corrosion in clayey environment, long-term behaviour of glasses, ceramics alteration, underwater concrete durability, clays transformation; D - materials biodegradation: microorganisms and nuclear wastes, biodegradation of bitumen, concretes and steels; 5 - Conclusion, glossary

  11. The radioactive wastes management of the little nuclear industry; La gestion des dechets radioactifs du nucleaire diffus

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2008-07-01

    Among the ANDRA customers, more than one million are little producers: hospital, research centers and industries. They are called little producers because of the low volume of produced wastes. Meanwhile these wastes management need an appropriate technology which is presented in this document. (A.L.B.)

  12. Facing the climatic threat, the nuclear illusion; Face a la menace climatique, l'illusion du nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2007-07-01

    In the framework of the energy problem, the network Action Climate brings many propositions to explain that the nuclear is not a solution to the global warming. A boost to the nuclear will be done to the detriment of cheaper, safer and more adapted policies, as the energy conservation and efficiency, the energy production decentralization and the renewable energies development. The three parts shows how the nuclear cannot answer to the climatic problem, the nuclear refutes the Rio declaration on the environment and the sustainable development, the nuclear is a french specificity which damages the national policy against the climatic change. (A.L.B.)

  13. Framatome, from the nuclear engineering office to the international group; Framatome, du bureau d'ingenierie nucleaire au groupe international

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lorin, Philippe [Direction de la Communication, FRAMATOME, Tour Framatome, 92084 Paris La Defense Cedex (France)

    1995-07-01

    A simple office of studies by its inceptions, Framatome became during 30 years an international and diversified group, a world nuclear leader, as designer-manufacturer, fuel supplier and servicing provider. It asserts itself also as a foreground actor in the industrial equipment and connections. This book not only presents an exciting and capital episode of the history of nuclear energy in France but it demonstrate also how an company with a little bit of chance, a lot of endeavour, a plenty of talent and a huge firmness succeeded in becoming an incontestable reference authority in its sector. Staking on technological choices, although different from the creeds inspiring the French decision makers, Framatome has obtained its first orders ahead other French companies, much more powerful and prestigious at the time. The impressive Framatome evolution is presented along six chapters entitled as follows: 1. Beginning of nuclear power; 2. Technological challenge; 3. Industrial challenge; 4. Sectorial challenge; 5. Management challenge; 6. Future. The following four witness' papers are inserted with in the main text: 1. Beginning of Framatome (by P. Boulin); 2. The difficult choice for the PWR system (by M. Boiteux); 3. Impossibly is not French (by A. Giraud); 4. A fabulous common effort (by M. Hug). The book is addressed to the public at large but aims also at the Company's personnel, both the people witnessing the Company's beginning and the newcomers who should know the social body they have chosen to join and to the effort of which they have to contribute with their inventiveness and dynamism.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  15. 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 ...

  16. Contribution to the study of molecular movements in cyclohexane by electron spin resonance and electron-nuclear double resonance using a radical probe; Contribution a l'etude des mouvements moleculaires dans le cyclohexane par resonance paramagnetique electronique et double resonance electronique-nucleaire a l'aide d'une sonde radicalaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    Solutions of stable free radicals of the nitroxide type have been studied as a function of temperature. In the plastic or globular state, the cyclohexane molecules have rapid rotational and diffusional movements. They transmit this movement to dissolved free radicals. Conversely, measurements by electron spin resonance of the absolute movement of the radicals, and by electron nuclear double resonance of their movement relative to the cyclohexane molecules give very precise methods for local analyses of the movement present in the cyclohexane matrix. The principle of these techniques makes up the 'radical probe method'. (author) [French] Des solutions de radicaux libres stables, du type nitroxyde dans le cyclohexane ont ete etudiees, en fonction de la temperature. Les molecules de cyclohexane, dans l'etat plastique ou globulaire, sont animees de mouvements rapides de rotation sur elles-memes et de diffusion. Elles transmettent leur mobilite aux radicaux libres dissous. Reciproquement, la mesure du mouvement absolu des radicaux, a l'aide de la resonance paramagnetique electronique, et celle du mouvement relatif des radicaux et des molecules de cyclohexane par double resonance electronique-nucleaire, constituent des methodes tres precises pour analyser localement les mouvements presents dans la matrice de cyclohexane. Ce principe et ces techniques constituent la 'methode de la sonde radicalaire'. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2006-04-10

    The Director General of the International Atomic Energy Agency has received Notes Verbales, dated 1 December 2005, from the Resident Representatives to the Agency of Argentina, Australia, Austria, Belarus, Belgium, Brazil, Bulgaria, Canada, Croatia, Czech Republic, Estonia, Finland, France, Germany, Greece, Hungary, Ireland, Italy, Japan, Republic of Korea, Latvia, Lithuania, Luxembourg, Malta, the Netherlands, New Zealand, Poland, Portugal, Slovenia, South Africa, Spain, Sweden, Switzerland, Turkey, Ukraine, the United Kingdom of Great Britain and Northern Ireland and the United States of America, relating to transfers of nuclear-related dual-use equipment, materials, software and related technology [French] Le Directeur general de l'Agence internationale de l'energie atomique a recu des notes verbales datees du 1er decembre 2006 des representants permanents aupres de l'Agence des Etats suivants : Afrique du Sud, Allemagne, Argentine, Australie, Autriche, Belarus, Belgique, Bresil, Bulgarie, Canada, Croatie, Espagne, Estonie, Etats-Unis d'Amerique, Finlande, France, Grece, Hongrie, Irlande, Italie, Japon, Lettonie, Lituanie, Luxembourg, Malte, Nouvelle-Zelande, Pays-Bas, Pologne, Portugal, Republique de Coree, Republique tcheque, Royaume-Uni de Grande-Bretagne et d'Irlande du Nord, Slovenie, Suede, Suisse, Turquie et Ukraine, au sujet des transferts d'equipements, de matieres et de logiciels e double usage dans le domaine nucleaire, ainsi que de technologies connexes.

  18. Contribution to the study of molecular movements in cyclohexane by electron spin resonance and electron-nuclear double resonance using a radical probe; Contribution a l'etude des mouvements moleculaires dans le cyclohexane par resonance paramagnetique electronique et double resonance electronique-nucleaire a l'aide d'une sonde radicalaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    Solutions of stable free radicals of the nitroxide type have been studied as a function of temperature. In the plastic or globular state, the cyclohexane molecules have rapid rotational and diffusional movements. They transmit this movement to dissolved free radicals. Conversely, measurements by electron spin resonance of the absolute movement of the radicals, and by electron nuclear double resonance of their movement relative to the cyclohexane molecules give very precise methods for local analyses of the movement present in the cyclohexane matrix. The principle of these techniques makes up the 'radical probe method'. (author) [French] Des solutions de radicaux libres stables, du type nitroxyde dans le cyclohexane ont ete etudiees, en fonction de la temperature. Les molecules de cyclohexane, dans l'etat plastique ou globulaire, sont animees de mouvements rapides de rotation sur elles-memes et de diffusion. Elles transmettent leur mobilite aux radicaux libres dissous. Reciproquement, la mesure du mouvement absolu des radicaux, a l'aide de la resonance paramagnetique electronique, et celle du mouvement relatif des radicaux et des molecules de cyclohexane par double resonance electronique-nucleaire, constituent des methodes tres precises pour analyser localement les mouvements presents dans la matrice de cyclohexane. Ce principe et ces techniques constituent la 'methode de la sonde radicalaire'. (auteur)

  19. Economic Criteria Applied to Nuclear Materials Management; Criteres Economiques Applicables a la Gestion des Matieres Nucleaires; Ehkonomicheskie kriterii, primenyaemye pri kontrole i uchete yadernykh materialov; Criterios Economicos Aplicados a la Administracion de Materiales Nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Shelley, W. J.; Kuehn, M. N. [Mallinckrodt Chemical Works, St. Charles, MS (United States)

    1966-02-15

    placed upon such personnel to accept, understand and perform the work. Such personnel selected must be thoroughly and minutely trained in the importance of their activity. Those responsible for the management of nuclear materials must be continually alert to the smallest kind of aberration in the quality and performance of the personnel, the process, the systems, procedures and techniques. Only through such alertness and willingness to revise, so as to secure improvement, does one secure the optimum balance of costs and needs. (author) [French] La gestion des matieres nucleaires doit etre subordonnee aux objectifs principaux du traitement de ces matieres, c'est-a-dire la production d'energie ou la fabrication de produits finis. Les responsables de la gestion des matieres nucleaires doivent donc tenir constamment compte des besoins de la production principale et adapter les methodes de gestion aux operations de facon a pouvoir assurer cette gestion avec un minimum de depenses. Le systeme de gestion des matieres nucleaires doit soigneusement tenir compte des divers facteurs qui influent sur son prix de revient. Il vient en complement des operations et doit entrainer le minimum de frais de personnel et d'analyse et provoquer le moins d'interruptions possible dans les operations. U doit etre integre a ces dernieres, de facon que les renseignements d'ordre quantitatif qu'il permet d'obtenir puissent etre communiques rapidement aux responsables du controle des operations. Le systeme d'enregistrement et de preparation des rapports doit fournir une quantite maximale de donnees subsidiaires. Il doit etre compatible avec les systemes utilises par les fournisseurs et les consommateurs et assurer la diffusion, partout ou cela est possible, de renseignements supplementaires concernant les lots de matieres nucleaires. Les donnees a fournir pour le controle des matieres nucleaires doivent se limiter a celles qui sont necessaires pour s'assurer qu'il n'y a pas de pertes importantes, de

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  1. Contribution to the study of solid helium-3 by nuclear magnetic resonance; Contribution a l'etude de l'helium trois solide par resonance magnetique nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    Due to the unusually large zero point motion of helium three atoms in the solid, the overlap of the atomic wave functions is very important. As a consequence, there are exchange interactions, the theoretical calculation and the experimental measurement of which are discussed. Nuclear magnetic resonance is especially well suited for the latter.A detailed theory is given for both exchange narrowing and Zeeman-exchange cross relaxation, which phenomena are used to measure the exchange interaction as a function of molar volume. The alignment temperature is thus known; it goes down when the pressure goes up and is never higher than three milli degrees. An influence of helium four impurities on the exchange interactions between helium three atoms which are neighbours of the substitutional He is shown. (author) [French] Par suite de l'amplitude exceptionnelle des mouvements de point zero dans l'helium trois solide, le recouvrement des fonctions d'onde atomiques est tres important. Il en resulte des interactions d' echange dont on discute l'evaluation theorique et la mise en evidence experimentale. Cette derniere peut se faire par resonance magnetique; on etudie theoriquement les phenomenes de retrecissement par echange et de relaxation Zeeman-echange que l'on met a profit pour determiner les interactions d'echange en fonction du volume molaire. On en deduit que la temperature d'alignement nucleaire diminue quand on comprime le solide et est au plus de 3x10{sup -3} K. L'influence des impuretes d'helium quatre sur les interactions d'echange entre atomes {sup 3}He voisins de {sup 4}He est mise en evidence. (auteur)

  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. An absolute nuclear magnetic resonance magnetometer; Magnetometre absolu a resonance magnetique nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-10-15

    After an introduction in which the various work undertaken since the discovery of nuclear magnetic resonance is rapidly reviewed, the author describes briefly In the first chapter three types of NMR magnetometers, giving the advantages and disadvantages of each of them and deducing from this the design of the apparatus having the greatest number of qualities Chapter II is devoted to the crossed coil nuclear oscillator which operates continuously over a wide range (800 gamma). To avoid an error due to a carrying over the frequency, the measurement is carried out using bands of 1000 {gamma}. Chapter III deals with frequency measurements. The author describes an original arrangement which makes possible the frequency-field conversion with an accuracy of {+-} 5 x 10{sup -6}, and the differential measurement between two nuclear oscillators. The report finishes with a conclusion and a few recordings. (author) [French] Apres une introduction rappelant les divers travaux effectues en resonance magnetique nucleaire depuis sa mise en evidence, l'auteur decrit sommairement dans le premier chapitre trois types de magnetometre a R.M.N. enumerant les avantages et les inconvenients de chacun a partir desquels il projet, l'appareillage reunissant le maximum de qualites. Le chapitre II est consacre a l'oscillateur nucleaire a bobines croisees permettant un fonctionnement continu dons une large plage (800 gamma). Pour eviter une erreur due a l'entrainement de frequence, la mesure s'effectue par bandes de 1000 {gamma} chacune. Le chapitre III traite la mesure de frequence. L'auteur expose un montage original permettant la traduction frequence-champ avec une precision egale a {+-} 5.10{sup -6}, et la mesure differentielle entre deux oscillateurs nucleaires. Une conclusion et quelques enregistrements terminent ce travail. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  6. The Practice of Waste Disposal in the United Kingdom Atomic Energy Authority; Methodes Employees par l'Atomic Energy Authority du Royaume-Uni pour Eliminer les Dechets Radioactifs; 041f 041e 0420 042f 0414 041e 041a 0423 0414 ; Sistemas de Evacuacion de Desechos en la United Kingdom Atomic Energy Authority

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dunster, H. J.; Wix, L. F.U. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Health and Safety Branch (United Kingdom)

    1960-07-01

    The United Kingdom Atomic Energy Authority operates establishments in locations ranging from the South of England to the North coast of Scotland. The functions of these establishments include the production and processing of nuclear fuels, the production of electricity and isotopes for commercial sale, the development of new types of reactors and the conduct of research in all the associated fields. The Authority therefore has a wide variety of wastes to deal with and they arise in a number of different places. The main high-activity wastes, both liquid and solid, are stored in special tanks and containers, while the low-activity large-volume liquid wastes are released in carefully controlled amounts to the sea or to rivers. Low-and medium- activity solid wastes are buried in selected areas where there will be no interference with water supplies, or sunk on to the sea bed. The paper summarizes the methods in use and gives typical quantities of liquid and solid waste arising annually for disposal by the various methods. (author) [French] Les divers etablissements de VAtomic Energy Authority du Royaume-Uni sont echelonnes entre le sud de l'Angleterre et la cote septentrionale de l'Ecosse. Ces etablissements sont notamment charges de la fabrication et du traitement des combustibles nucleaires, de la production d'electricite et de la production d'isotopes a des fins commerciales, de la mise au point de nouveaux modeles de reacteurs et des recherches effectuees dans tous les domaines connexes. L' Atomic Energy Authority doit donc proceder, en plusieurs points du territoire, a l'elimination de toute une serie de dechets radioactifs d'origines diverses. Les principaux dechets, liquides et solides, a radioactivite elevee sont enfermes dans des reservoirs et recipients speciaux, tandis que les volumineux dechets liquides a faible radioactivite sont evacues, par quantites soigneusement controlees, dans la mer ou les cours d'eau. Les dechets solides, de radioactivite faible

  7. 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 ...

  8. The evaluation of the nuclear facilities safety at the CEA from 1999 to 2001; Le bilan de la surete des installations nucleaires du CEA du 1999 a 2001

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2002-11-01

    The aim of this document is the presentation of an evaluation of the problems and the safety methods in the concerned period. The first chapter presents the nuclear safety in the CEA. The second chapter is devoted to the organization and the quality for the safety: liabilities, audits, relations with the safety authorities and with the public. The chapters three and four deal respectively with the methodological and technical abilities supporting the exploitation teams and with the nuclear safety projects. The last chapter presents the experiments and events from 1999 to 2001. (A.L.B.)

  9. Material balance of the nuclear sector in 1997. Press conference of 18 March 1998; Bilan du parc nucleaire en 1997. Conference de presse du 18 mars 1998

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dupraz, Bernard; Lecocq, Pierre [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

    1998-03-18

    This press report of EDF about the material balance on 1997 presents the global figures stressing upon the effects of the competition policy conducted by the company in the last five years. A 11.2% reduction in the actual expenses of the PWR sector exploitation was recorded in the period 1992 - 1997. Good results were obtained in 1997 in the field of safety and new incentives have been recorded. The principles of a preventive maintenance are stipulated. The cooperation with servicing companies is reported, stressing, particularly, the issues like: the professionalism and safety culture; the amelioration of the economical transparency of enterprises; individual dosimetry - significant advances; regional cooperation; emergency exercises to correct dysfunctions; a better medical surveillance of the intervening servicing enterprises; new regulations foreseen to be in force in 1998. Issues like radioprotection and environmental protection, fuel management, the status of EPR (European Pressurized water Reactor) project are also presented. The technical assistance mission related to the developing in China of two 1000 MW nuclear projects is mentioned as well as the problems posed by the Super Phenix Reactor decommissioning.

  10. 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 ...

  11. 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)

  12. 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).  

  13. Hydrogen production by water dissociation from a nuclear reactor; Production d'hydrogene par dissociation de l'eau a partir d'un reacteur nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2003-07-01

    This memento presents the production of hydrogen by water decomposition, the energy needed for the electrolysis, the thermochemical cycles for a decomposition at low temperature and the possible nuclear reactors associated. (A.L.B.)

  14. Contribution to development of SPNDs for instantaneous and selective measurement of different radiation fields in nuclear reactors; Contribution au developpement de collectrons pour la mesure instantanee et selective des differents champs de rayonnements en reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Blandin, Christophe [Institut National Polytechnique, 38 - Grenoble (France)

    1998-02-20

    The objective of this work was conceiving and experimentally optimizing the SPNDs (Self-Powdered Neutron Detector) able to control fast power transients in test reactors and also to cope with requirements of surveillanceand protection of EDF reactors. Thus, different SPND emitters of platinum, gadolinium, hafnium and cobalt were provided according to their nature with sheathing and stainless steel plugs as well as with zirconium over-sheathing in order to render them faster, more selective and adapted for wear checking. Special experimental devices were designed for measuring inside the Siloe reactor the promptness of the signals from SPND, on one hand, and their sensitivity to thermal and epithermal neutrons as well as to gamma rays, on the other hand. The follow-up of power transients in test reactors is ensured by the instantaneous measurement of thermal and epithermal neutron flux as well as of gamma field by means of three special SPND with gadolinium, hafnium and platinum. Also, we have defined the characteristics of a new SPND with cobalt, that delivers a current of unique neutronic origin, able to ensure the surveillance and protection of a power reactor over a period of at least six years.

  15. Modelling turbulent fluid flows in nuclear and fossil-fired power plants; La modelisation des ecoulements turbulents rencontres dans les reacteurs nucleaires et dans les centrales thermiques a flamme

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Viollet, P.L.

    1995-06-01

    The turbulent flows encountered in nuclear reactor thermal hydraulic studies or fossil-fired plant thermo-aerodynamic analyses feature widely varying characteristics, frequently entailing heat transfers and two-phase flows so that modelling these phenomena tends more and more to involve coupling between several branches of engineering. Multi-scale geometries are often encountered, with complex wall shapes, such as a PWR vessel, a reactor coolant pump impeller or a circulating fluidized bed combustion chamber. When it comes to validating physical models of these flows, the analytical process highlights the main descriptive parameters of local flow conditions: tensor characterizing the turbulence anisotropy, characteristic time scales for turbulent flow particle dynamics. Cooperative procedures implemented between national or international working parties can accelerate validation by sharing and exchanging results obtained by the various organizations involved. With this principle accepted, we still have to validate the products themselves, i.e. the software used for the studies. In this context, the ESTET, ASTRID and N3S codes have been subjected to a battery of test cases covering their respective fields of application. These test cases are re-run for each new version, so that the sets of test cases systematically benefit from the gradually upgraded functionalities of the codes. (author). refs., 3 figs., 6 tabs.

  16. Material effects on multiphase phenomena in late phases of severe accidents of nuclear reactors; Effets des materiaux sur les phenomenes multiphasiques se produisant lors des phases avancees d'accident grave de reacteur nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Seiler, J.M.; Froment, K

    2003-07-01

    This paper reviews and presents work carried out in the French Atomic Energy Commission (CEA) on the subject of nuclear severe accidents, i.e. those which are accompanied by melting of the nuclear core material. The emphasis is on the (crucial) thermodynamic and material behaviour of corium melts in the solidus-liquidus temperature interval, which is linked to the thermal hydraulic description. A global model approach is proposed. The work is presented in the context of the overall international effort in the area. (authors)

  17. Study of water radiolysis in relation with the primary cooling circuit of pressurized water reactors; Etude sur la radiolyse de l`eau en relation avec le circuit primaire de refroidissement des reacteurs nucleaires a eau sous pression

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pastina, B

    1997-07-01

    This memorandum shows a fundamental study on the water radiolysis in relation with the cooling primary circuit of PWR type reactors. The water of the primary circuit contains boric acid a soluble neutronic poison and also hydrogen that has for role to inhibit the water decomposition under radiation effect. In the aim to better understand the mechanism of dissolved hydrogen action and to evaluate the impact of several parameters on this mechanism, aqueous solutions with boric acid and hydrogen have been irradiated in a experimental nuclear reactor, at 30, 100 and 200 Celsius degrees. It has been found that, with hydrogen, the water decomposition under irradiation is a threshold phenomenon in function of the ratio between the radiation flux `1` B(n, )`7 Li and the gamma flux. When this ratio become too high, the number of radicals is not sufficient to participate at the chain reaction, and then water is decomposed in O{sub 2} and H{sub 2}O{sub 2} in a irreversible way. The temperature has a beneficial part on this mechanism. The iron ion and the copper ion favour the water decomposition. (N.C.). 83 refs.

  18. Contribution of prototypic material tests on the Plinius platform to the study of nuclear reactor severe accident; Contribution des essais en materiaux prototypiques sur la plate-forme Plinius a l'etude des accidents graves de reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Journeau, Ch

    2008-01-15

    The PLINIUS experimental platform at CEA Cadarache is dedicated to the experimental study of nuclear reactor severe accidents thanks to experiments between 2000 and 3500 K with prototypic corium. Corium is the mixture that would be formed by an hypothetical core melting and its mixing with structural materials. Prototypical corium has the same chemical composition as the corium corresponding to a given accident scenario but has a different isotopic composition (use of depleted uranium,...). Research programs and test series have been performed to study corium thermophysical properties, fission product behaviour, corium spreading, solidification and interaction with concrete as well as its coolability. It was the frame of research training of many students and was realized within national, European and international collaborations. (author)

  19. Stress corrosion cracking in the vessel closure head penetrations of French PWR`s; Fissuration par corrosion sous contrainte de penetrations de couvercle de cuve de reacteur nucleaire francais a eau pressurisee

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Buisine, D.; Cattant, F.; Champredonde, J.; Pichon, C.; Benhamou, C.; Gelpi, A.; Vaindirlis, M.

    1994-01-01

    During a hydrotest in September 1991, part of the statutory decennial in-service inspection, a leak was detected on the vessel head of Bugey 3, which is one of the first 900 MW 3-loop PWR`s in France. This leak was due to a cracked penetration used for a control rod drive mechanism. The investigations performed identified Primary Stress Corrosion Cracking of Alloy 600 as being the origin of this degradation. So a lot of the same design PWR`s are a concern due to this generic problem. In this case, PWSCC was linked to: - hot temperature of the vessel head; - high residual stresses due to the welding process between peripherical penetrations and the vessel head; - sensitivity of forged Alloy 600 used for penetration manufacturing. This following paper will present the cracked analysis based, in particular, on the main results obtained in France on each of these items. These results come from the operating experience, the destructive examinations and the programs which are running on stress analysis and metallurgical characterizations. (authors). 9 figs., 2 tabs.

  20. 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

  1. (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 ...

  2. 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

  3. 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 ...

  4. Nuclear biological studies in France; Les etudes de biologie nucleaires en France

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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