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Sample records for etude des reacteurs

  1. 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

  2. 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)

  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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-10-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  6. 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

  7. 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)

  8. 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)

  9. 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

  10. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-02-15

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

  12. 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)

  13. 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

  14. 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

  15. 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)

  16. 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)

  17. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  2. 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)

  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. 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

  5. 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

  6. 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'etude

  7. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  10. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  12. [Present 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

  13. 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

  14. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  16. 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)

  17. 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

    dans le cas stationnaire et l'on compare avec les resultats de l'experience. 4) On decrit la resolution analogique du probleme dynamique de l'evolution du courant de decharge dans un cas simple et l'on compare avec les resultats de l'experience. 5) On decrit la resolution analogique du mouvement des ions isoles dans un champ electromagnetique et l'on decrit le simulateur de champ spatial utilise dans ce probleme (probleme bidimensionnel). 6) On decrit la resolution analogique du probleme precedent dans le cas tridimensionnel pour des geometries particulieres (notamment toroidale) grace a l'emploi simultane de deux simulateurs de champ. 7) On decrit une methode de calcul derivee de la methode de Monte-Carlo, susceptible de s'adapter a l'etude de la dynamique des plasmas et l'on decrit le materiel de commutation-memorisation utilise. 8) Conclusion: On indique la difference profonde que presentent les calculs analogiques pour l'etude des reacteurs a fission et a fusion. On discute notamment la theorie du controle presentee par SCHULTZ en comparant les resultats du calcul linearise a ceux de la simulation non lineaire. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  19. 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)

  20. 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)

  1. 98 Etude Comparative du Systeme Phonematique et Tonal des ...

    African Journals Online (AJOL)

    98. Etude Comparative du Systeme Phonematique et Tonal des. Deux Parlers: Le Yoruba du Nigeria et L'itsa Parle en. Republique du Benin. Ajani Akinwumi Lateef et Ayuba G. Ajibabi http://dx.doi./org/10.4314/ujah.v18i3.5. Résume. En ce début de l'époque ou la mondialisation et la coexistence des peuples dans le ...

  2. 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

  3. 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

  4. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jacquet, P.

    2011-05-23

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

  7. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  9. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

    pollution. L'objectif du présent travail est l'étude de la qualité des eaux superficielles et souterraines pour évaluer le degré de pollution provenant des lixiviats de la décharge et des cours d'eaux dans lesquels les ..... Les métaux lourds dosés ont montré une pollution métallique des eaux souterraine par rapport à la norme.

  10. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

    D'autre part, à cause de la corrélation directe entre l'étendue des inondations et les quantités de poissons et de pâturages fournies par la plaine, il y a eu dégradation des ... aux changements climatiques en zone sahélienne du Cameroun. Un des objectifs de notre étude était de préciser le comportement des agriculteurs ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-04-15

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

  12. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

    programme d'installations minières pour l'exploitation de l'or et du manganèse, intéressant des emprises foncières importantes. ... pour maitriser les risques liés aux sols pollués, lesquels peuvent conduire à des effets négatifs sur le long terme Meusy, & Giorni .... kaolinite et de type bentonite industrielle (SFBD). Le pH des ...

  13. 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

    soufflage. Enfin, ils ne peuvent etre places dans le bloc reacteur qu'a la fin de sa construction; il faut donc que leur delai de montage ne soit pas trop long. Les etudes presentees se rapportent a ces divers problemes dans le cas d'alimentation individuelle de chaque canal par une tuyauterie a l'entree et une a la sortie a partir d'un circuit principal constitue de collecteurs de fortes dimensions. Ces tuyauteries individuelles sont suffisamment souples pour absorber sans contraintes, ni reactions prohibitives, les differences de dilatation et les deplacements de leurs extremites; elles sont, d'autre cart, de longueur relativement faible, de sorte que les pertes de charge du gaz sous pression hors des canaux sont reduites; leur encombrement faible permet un montage dans des conditions satisfaisantes, tant du point de vue des delais que de celui des qualites techniques. (auteurs)

  14. 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)

  15. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

    interfaces entre les solides, une solution aqueuse et un gaz généralement l'air. Ce procédé est favorisé par l'introduction de réactifs spécifiques appelés les collecteurs. Dans notre travail, on tient à déterminer les formes d'adsorption des collecteurs sur les surfaces minérales des carbonates (calcite et dolomite) et le quartz ...

  16. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

    gibbérellique (GA3) pendant 24 heures avant leur mise en germination en présence de la lumière. La viabilité des semences a significativement diminué avec le vieillissement des semences. Ainsi, le pourcentage de germination est de 88,6 % pour les semences de l'année, de 74,7 % pour celles âgées d'un an et de 51,1 ...

  17. 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)

  18. Etude de la qualité physico-chimique et biologique des eaux du ...

    African Journals Online (AJOL)

    Etude de la qualité physico-chimique et biologique des eaux du fleuve Niger à Niamey. ... le récepteur principal des rejets d'eaux usées de la ville de Niamey, capital du ... La description de ces taxons montre une variation de la structure des ...

  19. 152 Etude de cas sur l'impact des amendements organiques vis-à ...

    African Journals Online (AJOL)

    john mukalay

    Etude de cas sur l'impact des amendements organiques vis-à-vis de la salinité en culture de bananier. Michel Mazinga KWEY1, Séverin Kalala BANZE2 et John Banza MUKALAY2*. 1Laboratoire des cultures in vitro, Département de phytotechnie, Faculté des sciences agronomiques,. Université de Lubumbashi, BP 1825, ...

  20. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

    d'Observatoires de Surveillance Écologique à Long Terme (ROSELT) mise en place par l'Observatoire du Sahel ... d'une image satellite en ayant recours aux cartes des ressources en sols et pédologiques existantes. Il en ressort une carte pédologique couvrant toute la zone de Menzel Habib répartis en huit classes.

  1. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

    Structural, optical and electrical properties of Cu-doped TiO2 thin films .... A partir des valeurs du coefficient d'extinction k de la couche mince, obtenu par ..... BARTEAU, ''Band gap tailoring of Nd3+-doped TiO2 nanoparticles'', Appl. Phys. Lett.

  2. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

    été mené dans une serre en verre au département de Biologie (Université de ... taux de Na+ et K+, et fait l'analyse des paramètres physique et chimique du sol .... comportement de cette espèce : Atriplex. halimus vis-à-vis de cinq doses de ...

  3. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

    : entropie (J/mol/K); v: volume molaire (cm3). Pour les diagrammes en potentiels chimiques, nous n'avons besoin que de l'enthalpie libre de référence. La validité de la base des données thermodynamiques est primordiale pour pouvoir ...

  4. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

    (Province de Mediouna), où le cours d'eau d'Oued Hassar reçoit, à ciel ouvert, les .... agricole, l'abreuvage du bétail et à d'autres activités de lavage, etc. ..... limitant pour préconiser un système de traitement biologique des eaux usées de.

  5. 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)

  6. 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)

  7. Etude des potentialites germinatives pour une regeneration ...

    African Journals Online (AJOL)

    ... taux de germination a été obtenu avec des graines de petites tailles à la température ambiante (32°C). Le traitement préalable à l'eau de javel à 8% accroît le taux de germination (40% de réponse). La lumière et l'obscurité n'ont aucun effet sur la germination. Mots clés : Neocarya macrophylla, germination, régénération.

  8. 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.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  11. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  14. Magnetic resonance studies of solid polymers; Etude des polymeres solides par resonance magnetique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    This paper is a review of the application of nuclear magnetic resonance (NMR) to solid polymers. In the first, theoretical part, the elements of the theory of NMR, which are necessary for the study of the properties of solid polymers are discussed: the moments method, nuclear relaxation and the distribution of correlation times. In the second part the experimental results are presented. (author) [French] Cette etude est une recherche bibliographique sur l'application de la resonance magnetique nucleaire (RMN) aux polymeres solides. Dans la premiere partie theorique on discute les elements de la theorie de RMN, necessaires pour l'etude des proprietes des polymeres solides: la methode des moments, la relaxation nucleaire et la distribution des temps de correlation. La deuxieme partie presente les resultats des experiences. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

  17. Etude theorique et experimentale des evaporateurs de dioxyde de carbone operant dans des conditions de givrage

    Science.gov (United States)

    Bendaoud, Adlane Larbi

    Les evaporateurs de refrigeration sont surtout du type tube a ailettes, appeles serpentins, et fonctionnent dans l'une des conditions suivantes: seche, humide ou avec formation de givre. Il a ete demontre que la formation du givre sur la paroi exterieure de l'echangeur engendre une surconsommation energetique a cause des operations de degivrage puisque 15 a 20% seulement de la chaleur produite sert au degivrage tandis que le reste est dissipee dans l'environnement [1]. Avec l'avenement des nouveaux refrigerants, moins nocifs envers l'environnement, l'industrie du froid se trouve penalisee du fait que peu ou pas de composantes mecaniques (compresseur, pompe, echangeur...etc.) adaptees sont disponibles [3]. Il s'agit pour la communaute des frigoristes de combler ce retard technologique en redeveloppant ces composantes mecaniques afin qu'elles soient adaptees aux nouveaux refrigerants. Dans cette optique, et afin de mieux comprendre le comportement thermique des evaporateurs au CO2 fonctionnant dans des conditions seches, qu'un groupe de chercheurs du CanmetENERGIE avaient lance, en 2000, un programme de R & D. Dans le cadre de programme un outil de simulation des evaporateurs au CO2 a ete developpe et un banc d'essai contenant une boucle secondaire de refrigeration utilisant le CO2 comme refrigerant a ete construit. Comme continuite de ce travail de recherche, en 2006 ce meme groupe de recherche a lance un nouveau projet qui consiste a faire une etude theorique et experimentale des evaporateurs au CO2 operants dans des conditions de givrage. Et, c'est exactement dans le cadre de ce projet que se positionne ce travail de these. Ce travail de recherche a ete entrepris pour mieux comprendre le comportement thermique et hydrodynamique des serpentins fonctionnant dans des conditions de givrage, l'effet des circuits de refrigerant ainsi que celui des parametres geometriques et d'operation. Pour cela, un travail theorique supporte par une etude experimentale a ete effectue

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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

  19. 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

  20. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-03-15

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

  2. 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

  3. Contribution a l'etude des plantes alimentaires mineures dans la ...

    African Journals Online (AJOL)

    Contribution a l'etude des plantes alimentaires mineures dans la prefecture de Dankpen (Togo). AB Kebenzikato, S Akpavi, K Batawila, K Wala, M Dourma, K Kossi-Titrikou, KS Amouzou, I Butare, H Dantsey-Barry, K Akpagana ...

  4. Etude comparative de la flore aux abords des cours d'eau dans les ...

    African Journals Online (AJOL)

    Etude comparative de la flore aux abords des cours d'eau dans les zones hypo et hyper endémiques d'ulcère de Buruli en Côte d'Ivoire. C. Cisse Boni, E. Ehouman, D. Soro, M.W. Kone, A. Bakayoko, F. Dembele, K. Bauthire, M Dosso ...

  5. 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

  6. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    Various problems of radioprotection concerning swimming-pool reactors in Grenoble have led us to study adequate solutions: a) The automatic verification of the staff-radioactivity when coming out of Melusine or Siloe has been realized thanks to a {beta}{gamma} gate which is insensitive to the ambient background in the reactor-hall; b) The automatic verification of the contamination of the shoes of the agents working in these reactors has been realized with a dedicated device; c) The necessity to measure precisely {gamma} doses with the help of an autonomous apparatus has led to the making of a plastic-scintillator {gamma} dosimeter; d) The obligation to forbid the opening of doors in some places where there might be a great intensity of radiation, has led us to make doors open according to the intensity of radiation inside the rooms; e) The releases of radioactive iodine have been measured with activated charcoal cartridges that surround a scintillator connected with a unique channel selector; f) Finally the control of reactor safety rod fall in case of a radioactive accident has been secured by a chain whose detector is a chamber immersed in the swimming-pool, which offers, in the particular case of the hot thickness swimming-pool reactor a double advantage: first it enables us to regulate the upper hot water layer, second to get free of transitory radiations which appear in the reactor hall as the experimental apparatuses are taken out from the core. (authors) [French] Differents problemes de radioprotection se posant aupres des piles piscines de Grenoble, ils ont necessite l'etude de solutions particulieres: a) le controle automatique de la radioactivite du personnel sortant de Melusine ou de Siloe a ete realise a l'aide d'un portique {beta}{gamma} insensible au bruit de fond ambiant du hall des piles; b) le controle automatique de la contamination des souliers des agents travaillant dans ces piles a ete realise par une passerelle pieds {beta}{gamma}; c) la

  8. 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)

  9. 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)

  10. 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.)

  11. 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)

  12. Etude des phenomenes dynamiques ultrarapides et des caracteristiques impulsionnelles d'emission terahertz du supraconducteur YBCO

    Science.gov (United States)

    Savard, Stephane

    Les premieres etudes d'antennes a base de supraconducteurs a haute temperature critique emettant une impulsion electromagnetique dont le contenu en frequence se situe dans le domaine terahertz remontent a 1996. Une antenne supraconductrice est formee d'un micro-pont d'une couche mince supraconductrice sur lequel un courant continu est applique. Un faisceau laser dans le visible est focalise sur le micro-pont et place le supraconducteur dans un etat hors-equilibre ou des paires sont brisees. Grace a la relaxation des quasiparticules en surplus et eventuellement de la reformation des paires supraconductrices, nous pouvons etudier la nature de la supraconductivite. L'analyse de la cinetique temporelle du champ electromagnetique emis par une telle antenne terahertz supraconductrice s'est averee utile pour decrire qualitativement les caracteristiques de celle-ci en fonction des parametres d'operation tels que le courant applique, la temperature et la puissance d'excitation. La comprehension de l'etat hors-equilibre est la cle pour comprendre le fonctionnement des antennes terahertz supraconductrices a haute temperature critique. Dans le but de comprendre ultimement cet etat hors-equilibre, nous avions besoin d'une methode et d'un modele pour extraire de facon plus systematique les proprietes intrinseques du materiau qui compose l'antenne terahertz a partir des caracteristiques d'emission de celle-ci. Nous avons developpe une procedure pour calibrer le spectrometre dans le domaine temporel en utilisant des antennes terahertz de GaAs bombarde aux protons H+ comme emetteur et detecteur. Une fois le montage calibre, nous y avons insere une antenne emettrice dipolaire de YBa 2Cu3O7-delta . Un modele avec des fonctions exponentielles de montee et de descente du signal est utilise pour lisser le spectre du champ electromagnetique de l'antenne de YBa 2Cu3O7-delta, ce qui nous permet d'extraire les proprietes intrinseques de ce dernier. Pour confirmer la validite du modele

  13. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-04-01

    This thesis consists of a set of theoretical and experimental studies. a) Theoretical calculation methods used for cross-sections and the critical parameters; b) Comparison of the theoretical and experimental results: it is shown that the agreement between these results cannot be improved above a certain limit because of the accuracy with which are known the composition and the dimensions of the media and the microscopic cross-sections; c) Determination of the ratios {eta}{sup 9}-bar / {eta}{sup 5}-bar, {eta}{sup 3}-bar / {eta}{sup 5}-bar for fissile aqueous media ({eta}-bar: number of neutrons emitted per neutron absorbed, averaged over the reactor neutron spectrum). Evaluation of the accuracy to which these ratios are known; d) Effect of {sup 240}Pu: the measurements are carried out on Pu with a {sup 240}Pu content of 1.5 per cent, 3.11 per cent and 9.95 per cent; Calculation of the resonance integral I240 using the experimental results gives values in reasonable agreement with the results obtained by other more conventional methods. e) Measurement of the spectrum indices for aqueous media containing Pu, U5 and U3. With these latter it is possible to obtain mean fission cross-section ratios {sigma}f239-bar / {sigma}f235-bar for these different spectra. A calculation-experiment comparison is carried out using various theoretical methods. (author) [French] Cette these groupe un ensemble d'etudes theoriques et experimentales. a) Methodes theoriques de calcul utilisees pour les sections efficaces et les parametres critiques; b) Comparaisons des resultats theoriques et experimentaux: on montre que l'accord entre ces resultats ne peut etre ameliore au-dela de certaines limites vu la precision avec laquelle sont connues la composition et les dimensions des milieux et les sections efficaces macroscopiques; c) Determination des rapports {eta}{sup 9}-bar / {eta}{sup 5}-bar, {eta}{sup 3}-bar / {eta}{sup 5}-bar pour les milieux fissiles aqueux ({eta}: nombre de

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-04-01

    This thesis consists of a set of theoretical and experimental studies. a) Theoretical calculation methods used for cross-sections and the critical parameters; b) Comparison of the theoretical and experimental results: it is shown that the agreement between these results cannot be improved above a certain limit because of the accuracy with which are known the composition and the dimensions of the media and the microscopic cross-sections; c) Determination of the ratios {eta}{sup 9}-bar / {eta}{sup 5}-bar, {eta}{sup 3}-bar / {eta}{sup 5}-bar for fissile aqueous media ({eta}-bar: number of neutrons emitted per neutron absorbed, averaged over the reactor neutron spectrum). Evaluation of the accuracy to which these ratios are known; d) Effect of {sup 240}Pu: the measurements are carried out on Pu with a {sup 240}Pu content of 1.5 per cent, 3.11 per cent and 9.95 per cent; Calculation of the resonance integral I240 using the experimental results gives values in reasonable agreement with the results obtained by other more conventional methods. e) Measurement of the spectrum indices for aqueous media containing Pu, U5 and U3. With these latter it is possible to obtain mean fission cross-section ratios {sigma}f239-bar / {sigma}f235-bar for these different spectra. A calculation-experiment comparison is carried out using various theoretical methods. (author) [French] Cette these groupe un ensemble d'etudes theoriques et experimentales. a) Methodes theoriques de calcul utilisees pour les sections efficaces et les parametres critiques; b) Comparaisons des resultats theoriques et experimentaux: on montre que l'accord entre ces resultats ne peut etre ameliore au-dela de certaines limites vu la precision avec laquelle sont connues la composition et les dimensions des milieux et les sections efficaces macroscopiques; c) Determination des rapports {eta}{sup 9}-bar / {eta}{sup 5}-bar, {eta}{sup 3}-bar / {eta}{sup 5}-bar pour les milieux fissiles aqueux ({eta}: nombre de neutrons emis

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-01

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

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

    Science.gov (United States)

    Comot, Pierre

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  1. 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

  2. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  5. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  7. Etude de l'heterogeneite des suspensions newtoniennes de ...

    African Journals Online (AJOL)

    Dans le présent papier nous exposons les résultats d'une étude expérimentale des suspensions newtoniennes de « grosses sphères dures » (diamètre moyen = 4,4 mm) à l'aide des profils de vitesses. Cette étude est ménée en vue de répondre aux préoccupations des industriels du secteur agro-alimentaire qui mettent ...

  8. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  10. 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)

  11. 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)

  12. Contribution a l'etude des determinants socioculturels et ...

    African Journals Online (AJOL)

    ... a consisté à l'élaboration des outils de collecte et son administration par les techniques variées ... Les résultats obtenus montrent que les facteurs explicatifs de la ... Thus, within the framework of this research, the comparative analysis of the ...

  13. Etude sur le Latin dus codex Bobiensis (k) des evangiles

    NARCIS (Netherlands)

    Hoogterp, Pieter Willem

    1930-01-01

    Le manuscrit dus texte, dont nous allons entreprendre l'étude, se trouve à la Biblioteca Nazionale de Turin (G VII 15). Il est universellement connu sous le nom de Codex Bobiensis (k d'après Tischendorf) et contient des parties de l'évangile selon S. Matthieu (I, 1-III, 10; IV, 2-XIV, 17; XV, 20-36)

  14. 1 Etude thermique expérimentale des suspensions non ...

    African Journals Online (AJOL)

    FAGLA

    3Laboratoire de Caractérisation Thermophysique des Matériaux et .... [6] ont étudié le stockage et de distribution du froid par chaleur latente en traitant, ...... siège du meilleur échange thermique, d‟où le nombre de Nusselt le plus élevé).

  15. etude physico-chimique et parasitologique des eaux usees

    African Journals Online (AJOL)

    AISA

    pollution ont été relativement faibles, comparativement à la moyenne des concentrations habituellement rencontrées pour les ... Mots clés : Pollution, eaux usées, physico-chimie, Helminthes, lac Fouarat, Maroc. ...... Paris, 1383 p. SDNAL.

  16. 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)

  17. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-03-15

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

  20. Etudes physiques des mélanges eau-cryoprotecteurs

    Science.gov (United States)

    Vassoille, R.; Perez, J.

    The aim of the following review is to present the most important studies concerning the physical properties of water-solutes mixtures used in cryobiology. Cryobiology is a branch of biology which deals with the very low temperature behaviour of cells. This technique is developed today in several directions. The creation of banks of cells and perhaps in a short time of small organs, is the purpose of much research in this domain. Before freezing, living cells are generally put in a solution containing one or more solutes. The role of these solutes is to protect the cells against damage due to crystallization of water (cryoprotectors). The mechanisms of cryoprotection are not well known ; nevertheless the vitreous state formation during cooling is often invoked. So, it is possible to avoid crystallization damage such as mechanical strain (due to an increase of volume of about 10 %) and salt effects (due to osmotic pressure). The conditions in which the vitreous state is obtained, maintained during cooling, storage at low temperature and rewarming can be defined by physical studies presented in the following review. Le présent travail est essentiellement une revue bibliographique des principales études physiques qui ont été réalisées avec des solutions de composés habituellement employés en cryobiologie. La cryobiologie est une branche de la biologie qui s'intéresse au comportement des cellules à basse température. Cette discipline est actuellement en plein développement dans des domaines très divers. Son principal but est la création de banques de cellules de plus en plus complexes avec comme perspective la conservation des organes. Les cellules vivantes sont généralement placées avant congélation dans une solution contenant divers composés dont le rôle est de protéger les cellules contre les effets de la cristallisation de l'eau. L'action protectrice de ces cryoprotecteurs est encore mal connue; cependant, la formation d'un état vitreux lors du

  1. 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)

  2. Generalities on the dynamic behaviour of rapid reactors. Preliminary studies on Rapsodie; Generalites sur le comportement dynamique des piles rapides. Etudes preliminaires de rapsodie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Campan, J L; Chaumont, J P; Clauzon, P P; Ghesquiere, G; Leduc, J; Schmitt, A P; Zaleski, C P [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1963-07-01

    The study of the dynamic behaviour of fast reactors may be divided into three section: 1. Stability studies around equilibrium power only the linear case was examining. S. Transient studies in the case of usual reactor operation (shut down, scram, etc.) with thermal shocks evaluation, for instance. 3. Explosion studies, for the maximum credible accidents. This report presents the status of the studies performed at the 'Physics Research Department' at Cadarache. Methods used are detailed and illustrated with the results obtained on a preliminary metallic core of the Rapsodie Reactor. (authors) [French] Le comportement dynamique des piles rapides, se presente tout naturellement sous trois aspects: 1. Etude de stabilite autour d'un regime d'equilibre (nous nous sommes bornes ici au cas lineaire). 2. Etude de regimes transitoires lors des operations normales de pile (arret, arret d'urgence, etc.) avec evaluation des chocs thermiques par exemple. 3. Etude des regimes transitoires de caractere explosif lors des accidents les plus graves possibles. Ce rapport presente l'etat des etudes a la date du 20 decembre 1961 a la Section d'Etudes de Piles Rapides a CADARACHE. Les methodes employees ont ete detaillees et illustrees a partir des resultats obtenus sur une premiere version 'combustible metallique' de Rapsodie. (auteurs)

  3. 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)

  4. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  6. Technological study of organic fluids; Etudes technologiques des fluides caloporteurs organique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    Under contract to EURATOM (MM. VAN der VENNE and HANNAERT), the C.E.A. and the Progil Society have collaborated on a technological study of the terphenyls. The results obtained from the radiolysis and pyrolysis of the product OM2 (70 p. 100 m-terphenyl, 25 p. 100 o-terphenyl, 5 p. 100 p-terphenyl) are reported. Using two pile loops at temperatures up to 450 deg. C, a phenomena of accelerated pyrolysis on the radiolized material has been demonstrated. Some by-products of the petroleum industry have also been studied, with a view to finding substitutes for terphenyl. (author) [French] Le C.E.A. et la Societe PROGIL ont entrepris en commun sous contrat EURATOM (MM. VAN der VENNE et HANNAERT) une etude technologique des terphenyles. Les resultats de radiolyse et de pyrolyse obtenus sur le produit OM2 (70 p. 100 m-terphenyle, 25 p. 100 o-terphenyle. 5 p. 100 de p-terphenyle) sont exposes. L'exploitation de deux boucles en pile jusqu'a des temperatures de 450 deg. C a mis en evidence un phenomene de pyrolyse acceleree sur le produit radiolyse. On a etudie egalement quelques sous-produits de l'industrie petroliere dans le but de trouver des substituts au terphenyle. (auteur)

  7. Criticality studies; Etudes de criticite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    de calcul destinees a resoudre les problemes de securite nucleaire poses par les installations chimiques et metallurgiques. I - Les etudes experimentales ont porte depuis 1958 sur des milieux homogenes composes d'un sel fissile dissous dans l'eau legere. Mises au point sur le reacteur PROSERPINE, les experiences ont ete poursuivies a Saclay sur les assemblages ALECTO ou des solutions de plutonium ou d'uranium enricni a 90 p.100 peuvent etre rendues critiques. Les resultats deja obtenus portent sur les masses critiques de cuves cylindriques de diametre variable entre 20 et 50 cm, reflechies de maniere diverse (eau, beton...) a des concentrations allant jusqu'a 100 g/l. Des mesures physiques (spectres, bruits de pile) et d'interaction completent les resultats obtenus. D'autres experiences portant sur des solutions de plutonium ont ete entreprises en 1963 au Centre de Valduc. Elles portent sur l'etude de masses critiques de reservoirs annulaires de diametre exterieur 50 cm et de diametre interieur variable entre 10 et 30 cm. Ces reservoirs peuvent etre reflechis par de l'eau independamment interieurement et exterieurement. Deux de ces reservoirs ont ete etudies en interaction, pour diverses configurations. D'autres experiences ont porte sur des plaques de diverses epaisseurs. II - Les etudes entreprises ont permis la mise au point de methodes de calcul qui ont ete eprouvees sur plusieurs experiences. Les possibilites de calcul reposant sur la methode du transport et sur la methode de Monte Carlo ont ete particulierement exploitees. Toutes ces etudes theoriques sont appliquees dans la conception et le controle des installations industrielles sur le plan de la surete. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  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. Study methods for the drillings around the underground nuclear explosions in the Sahara. Part 1. study of rock samples; Methodes d'etude des forages realises autour des explosions nucleaires souterraines au Sahara. Premiere partie: etude des echantillons de roche

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    An examination of the mechanical effects produced on rocks by an underground nuclear explosion calls for the use of particular means of exploration which are described in this report, special attention being paid to the equipment used in connection with the French nuclear tests in the Sahara. The drilling methods used (rotary and turbo-drilling) are adapted to the particular conditions of the sampling programme, to the radioactivity and to the temperature in the region of the explosion. A study of the samples makes it possible to obtain the new characteristics of the rock and to assess the chemical and mechanical transformations which it has undergone. An examination of the core obtained from the drilling, together with a knowledge of the drilling parameters (depth of the probe, sample recovery, etc...), makes it possible to study the extent and the characteristics of the zones which have been damaged to different degrees according to their distance from the zero point: cavity, strongly powdered zone, fractured zone, chimney, zones containing high stresses leading to a particular type of fracture of the cores. The problems connected with the interpretation of the results are also presented. (author) [French] L'examen des effets mecaniques provoques par une explosion nucleaire souterraine sur la roche necessite la mise en oeuvre de moyens d'exploration particuliers dont l'expose fait l'objet de ce rapport, essentiellement pour les moyens utilises autour des essais nucleaires francais au Sahara. Les methodes de forage (rotary et turboforage) sont adaptees aux conditions particulieres dues au programme d'echantillonnage, a la radioactivite et a la temperature regnant a proximite du point de tir. L'etude des echantillons permet la determination des nouveaux caracteres de la roche et de ses transformations chimique et mecanique. L'examen des carottes et l'utilisation des parametres de forage (cotes sondeurs, recuperation des echantillons, etc...) permettent d'etudier l

  11. 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

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Science.gov (United States)

    Leger, Michel T.

    recension des ecrits sur le changement de comportement en environnement. Nous explorons egalement la famille comme systeme fonctionnel de sorte a mieux comprendre ce contexte d'action environnementale qui est, a notre connaissance, peu etudie. Dans le deuxieme article, nous presentons nos resultats de recherche concernant les facteurs d'influence observes ainsi que les competences manifestees au cours du processus d'adoption de nouveaux comportements environnementaux dans trois familles. Enfin, le troisieme article presente les resultats du cas d'une quatrieme famille ou les membres vivent depuis longtemps des modes de vie ecologique. Dans le cadre d'une demarche d'analyse par theorisation ancree, l'etude de ce cas modele nous a permis d'approfondir les categories conceptuelles identifiees dans le deuxieme article de sorte a produire une modelisation de l'integration de comportements environnementaux dans le contexte de la famille. Les conclusions degagees grace a la recension des ecrits nous ont permis d'identifier les elements qui pourraient influencer l'adoption de comportements environnementaux dans des familles. La recension a aussi permis une meilleure comprehension des divers facteurs qui peuvent affecter l'adoption de comportements environnementaux et, enfin, elle a permis de mieux cerner le phenomene de changement de comportement dans le contexte de la famille consideree comme un systeme. En appliquant un processus d'analyse inductif, a partir de nos donnees qualitatives, les resultats de notre etude multi-cas nous ont indique que deux construits conceptuels semblent influencer l'adoption de comportements environnementaux en famille : 1) les valeurs biospheriques communes au sein de la famille et 2) les competences collectivement mises a profit collectivement durant l'essai de nouveaux comportements environnementaux. Notre modelisation du processus de changement dans des familles indique aussi qu'une dynamique familiale collaborative et la presence d'un groupe de

  14. 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)

  15. 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)

  16. 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)

  17. ETUDE EXPLORATOIRE DES ACIDES GRAS POLYINSATURÉS DES AIGUILLES DE PIN

    OpenAIRE

    KADARI, Abdelhamid

    2012-01-01

    Depuis les temps les plus anciens, l’utilisation des plantes dans le domaine de la santé est toujours d’actualité (1), dans la mesure où elle représente une alternative sérieuse ou tout au moins un complément appréciable à la pharmacie classique issue de la chimie moderne. En effet, plus de 25 % des médicaments prescrits dans le monde entier dérivent directement ou indirectement des plantes (2). Cependant, en tant que sources de médicaments, les plantes restent encore sous plusieurs études, s...

  18. 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.

  19. An approach to automated chromosome analysis; Etudes pour une methode d'automatisation des analyses chromosomiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Le Go, Roland

    1972-05-03

    d'une automatisation des differentes etapes de l'analyse chromosomique. Il est divise en trois tomes dont la matiere est decrite ci-apres. Dans le tome 1 est decrite l'etude d'un selecteur automatique de metaphases. Cet appareil doit realiser au cours du scanning d'une preparation, un processus de decision aboutissant a rejeter toutes images ininteressantes et a conserver les images pertinentes (bonnes metaphases). Ce probleme a ete aborde au moyen d'une etude sur ordinateur par un programme de simulation. La realisation de ce programme a permis d'etablir des algorithmes de selection dont la replique pourra etre realisee dans des circuits logiques electroniques. Dans le tome 2 est traite le probleme de l'automatisation de l'etude morphologique des chromosomes presents dans une metaphase. Cette automatisation necessite le traitement des photographies de metaphases par un appareil convertisseur optique-numerique qui extrait l'information-image et la transcrit sous la forme d'un fichier numerique. Ce fichier comporte pour une image de metaphase, environ 200 000 valeurs de gris, codees selon une echelle a 16, 32 ou 64 ni veaux. Ce fichier numerique est traite par un programme de reconnaissance de forme, qui isole les chromosomes et en recherche les traits caracteristiques: sommets de bras et region centromerique, dans le but d'obtenir des mensurations equivalentes aux longueurs des quatre bras. Le tome 3 etudie un programme d'etablissement automatique du caryotype humain, par appariement optimise des chromosomes. Les donnees proviennent de la numerisation directe des longueurs de bras, effectuee au moyen d'un lecteur digital BENSON. Le programme etablit une liste des appariements, un document graphique imprime representant les paires constituees, dans l'espace: longueur - index centromerique; enfin un document graphique obtenu sur traceur BENSON dans lequel l'auteur donne une representation personnelle des chromosomes, sous forme de croix a bras orthogonaux, dont chaque

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

    direct reading of the permeability and stainless- steel components. The correlation between permeability and {Delta} ferrite content is explained. Measurements of the {Delta} ferrite percentage across welds in stainless-steel tubes and measurements of the {Delta} ferrite precipitations as a function of the plastic strain are discussed (hammer-forging of reactor fuel-elements). (author) [French] Les auteurs decrivent un instrument permettant de mesurer et d'enregistrer automatiquement le module de Young, le module de cisaillement et la capacite d'amortissement en fonction de la temperature et du temps. On mesure le module de Young en excitant des specimens de diverses dimensions a leur frequence propre. On mesure la capacite d'amortissement d'apres la libre decroissance de la vibration ou la largeur a mi-hauteur de la courbe de resonance. Le memoire donne des exemples de mesures de la guerison apres irradiation et apres deformation inelastique, ainsi que des exemples du degre de graphitisation. Les auteurs demontrent que l'on peut detecter des defauts et des variations de densite dans les banes de graphite. Ils expliquent, en outre, une methode d'etude de la fixation de pastilles d' UO{sub 2} sur des tubes en acier austenitique a parois minces. Us decrivent un four special pour l'etude du comportement elastique ou inelastique de specimens 'chauds ' a des temperatures variant entre 20 et 1000 Degree-Sign C. Les auteurs discutent le controle de la qualite de metaux non ferreux par mesure de ia conductivite electrique au moyen de courants de Foucault et decrivent un instrument permettant de mesurer sans aucun contact la conductivite electrique de metaux non ferreux. Ils expliquent la correlation entre la conductivite electrique et l'allongement sous l'effet des contraintes dans le cas de metaux et d'alliages non ferreux. Ils s'attachent particulierement a la mesure d'echantillons de petites dimensions. Ils decrivent un dispositif pour la mesure directe a distance dans la

  1. The dynamic behaviour of heat exchangers; Etude du comportement dynamique des echangeurs de chaleur

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

    In order to study the dynamics of nuclear power plants, one needs mathematical models made up of ordinary differential equations. This report deals with models for heat exchangers. These models allow exact evaluations of the temperatures for any steady state. The deformation of the temperature maps during transients is taken into account. To do this, average temperatures are evaluated keeping In mind, on one hand the partial differential equations, on the other hand, the physical phenomenons which are involved. Seven ordinary differential equations at most, are necessary for one heat exchanger. Theses models were compared with mathematically exact ones and also with experimental results, that EDF was able to measure on EDF-1 heat exchangers. The results appear to be correct. (authors) [French] Les etudes de dynamique sur les centrales nucleaires exigent l'elaboration de modeles apparaissant sous forme d'equations differentlelles ordinaires. Ce rapport est consacre a la recherche de modeles d'echangeurs. Dans ces modeles les temperatures sont calculees exactement pour n'importe quel regime permanent. Pour tenir compte de la deformation des distributions de temperature en regime transitoire, on evalue les temperatures moyennes dans l'echangeur en s'appuyant, d'une part, sur les equations aux derivees partielles et, d'autre part, sur une analyse des phenomenes physiques. Les modeles contiennent au plus sept equations differentielles ordinaires. Ces modeles ont ete compares aux modeles mathematiques exacts et aussi a des resultats experimentaux, obtenus par l'EDF, sur les echangeurs d'EDF-1. Les resultats paraissent satisfaisants. (auteurs)

  2. Theoretical study of the paramagnetic scattering of neutrons; Etude theorique de la diffusion paramagnetique des neutrons

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-02-15

    diverses diffusions (elastique et inelastiques) est calculee pour les terres rares soumises a l'action d'un champ cristallin de symetrie cubique, pour les sesquioxydes d'holmium et d'erbium et pour le chlorure ferreux anhydre (Cl{sub 2}Fe). Elle est suffisamment forte pour permettre une detection experimentale, fournissant ainsi une determination directe de la distance des niveaux par mesure de la variation de longueur d'onde du neutron. Il est, de plus, remarquable que, dans le cas du neodyme, de l'holium et de l'erbium, la section efficace totale calculee pour des neutrons de longueur d'onde aux alentours de l'angstrom soit peu sensible aux effets du champ cristallin. On compare les resultats des calculs ci-dessus aux etudes experimentales existantes. On examine egalement l'influence du moment orbital sur la dependance angulaire de la diffusion pour des ions polarises. La loi I = I{sub 0}sin{sup 2}{beta} n'est qu'approchee; on en donne les limites de validite. On envisage enfin l'influence des interactions d'echange entre les ions magnetiques. Les raies de diffusion elastiques et inelastiques sont elargies. Le comportement de la largeur de raie, avec la longueur du vecteur de diffusion k, est different de celui obtenu dans le cas ou le niveau fondamental de l'ion magnetique est defini par un moment cinetique J . La largeur de raie ne tend pas vers zero avec K. (auteur)

  3. 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

  4. Etude de la pollution des eaux des oueds Seybouse et Mellah ...

    African Journals Online (AJOL)

    Anhydrite et le Gypse sont en sur-saturation (IS>O). Par consequent, ceci provoque la sedimentation de ces elements en series evaporitiques. La Halite est en sous-saturation (ISdes eaux en ...

  5. Tables of formulae for calculating the mechanics of stacks in gas-graphite reactors; Formulaire pour le calcul de la mecanique des empilements des reacteurs graphite-gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

    This collection of formulae only gives, for nuclear graphite stacks. The mechanical effects due to the strains, thermal or not, of steel structures supporting or surrounding graphite blocks. Equations have been established by mean of experiments made at Chinon with large pile models. Thus, it is possible to calculate displacement, strain and stress in the EDF type stacks of horizontal triangular block lattice. (authors) [French] Le domaine de ce formulaire est strictement limite aux effets mecaniques, pour les empilements, des deformations, thermiques ou autres, des structures metalliques de soutien (aire - support et corset). On propose un ensemble de relations qui ont ete etablies a la suite des essais de CHINON sur des maquettes de grande taille. Ces relations permettent le calcul des mouvements, des deformations et des contraintes dans les empilements du type EDF, a reseau horizontal triangulaire regulier. (auteurs)

  6. A review of micro-wave techniques in plasma studies; Survol des techniques micro-ondes pour l'etude des plasmas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Consoli, T [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The problem of the application of micro-wave techniques to the study of plasma properties is considered in this report. In section I, the author summarizes a few fundamental laws concerning the theory of waves in an ionised medium as well as measurable effects of transverse and longitudinal propagation. Section II is a rapid review of the experimental methods and of the various measurements which may be effected in very high frequency plasmas. Only recent experimental work carried out since the last U. R.S.I. Assembly is considered. Section III is devoted to micro-wave techniques developed during this period in the laboratories of the Applied Physics Service. These techniques deal with longitudinal propagation and in particular with the propagation along a right mode. Section IV is a general view of similar studies undertaken in European Research Centres working on plasma physics or controlled fusion. Section V is a contribution concerning three particular topics from the Juelich and Max Planck Institute laboratories. (author) [French] On etudie dans ce rapport le probleme de l'application des techniques micro-ondes a l'etude des proprietes d'un plasma. Dans la section I, l'auteur rappelle rapidement quelques lois fondamentales de la theorie des ondes dans un milieu ionise ainsi que les effets mesurables en propagation transversale et longitudinale. La section II est une revue rapide des methodes experimentales et des diverses mesures qui peuvent etre faites dans les plasmas aux tres hautes frequences. On ne considere seulement que les etudes experimentales recentes depuis la derniere assemblee de l'U.R.S.I. La section III est consacree aux techniques hyperfrequences developpees durant la meme periode dans les laboratoires des Services de Physique Appliquee. Ces techniques se rapportent a la propagation longitudinale et particulierement a la propagation suivant le mode droit. La section IV est un panorama de travaux similaires entrepris dans les centres europeens

  7. Cell for studying electron-adsorbed gas interactions; Cellule d'etudes des interactions electron-gaz adsorbe

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Golowacz, H; Degras, D A [Commissariat a l' Energie Atomique, 91 - Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires, Deptartement de Physique des Plasmas et de la Fusion Controlee, Service de Physique Appliquee, Service de Physique des Interractions Electroniques, Section d' Etude des Interactions Gaz-Solides

    1967-07-01

    The geometry and the technology of a cell used for investigations on electron-adsorbed gas interactions are described. The resonance frequencies of the surface ions which are created by the electron impact on the adsorbed gas are predicted by simplified calculations. The experimental data relative to carbon monoxide and neon are in good agreement with these predictions. (authors) [French] Les caracteristiques geometriques et technologiques generales d'une cellule d'etude des interactions entre un faisceau d'electrons et un gaz adsorbe sont donnees. Un calcul simplifie permet de prevoir les frequences de resonance des ions de surface crees par l'impact des electrons sur le gaz adsorbe. Les donnees experimentales sur l'oxyde de carbone et le neon confirment les previsions du calcul. (auteurs)

  8. 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)

  9. The study of neutron transport by oscillation method; Etude du transport des neutrons par la methode de modulation

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Raievski, V

    1959-07-01

    The oscillation method is of very general use for studying the behavior of thermal neutrons in media. The main experiments are described and a general theory of them is given. This theory, which is presented in the first part, is established using the two-group approximation which has proved its efficiency in the case of thermal neutron piles. The validity of the two-group approximation is recalled. This allows definition of the meaning of the parameters used in the theory and which are measured in these experiments. The experiments carried out by this method are described, especially those performed at the Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay where the method has been extensively used. These experiments are interpreted by means of the general theory given previously. In this way, the identity of parameters measured by this method and those given by the theory is proved. This is particularly conclusive is the case of the mean life of neutrons in a pile. (author) [French] La methode de modulation est un procede tres general d'etude des proprietes neutroniques des milieux contenant des neutrons thermiques. Le present rapport a pour but de decrire les principales de ces experiences et d'en donner une theorie generale. Cette theorie, exposee dans la premiere partie, est etablie dons le cadre de l'approximation a deux groupes de vitesse qui a prouve son efficacite dons le cas des piles a neutrons thermiques. Le domaine de validite de l'approximation a deux groupes est rappele au debut, ce qui permet de definir avec precision la signification des parametres qui entrent dons la theorie et qui font l'objet de ces mesures. La deuxieme partie decrit les experiences realisees, en particulier celles effectuees au Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay ou la methode a ete considerablement developpee. Ces experiences sont interpretees dans le cadre de la theorie generale exposee precedemment. On prouve ainsi l'identite des parametres mesures par cette methode et de ceux figurant

  10. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  12. Composes inter-halogenes sous pression: etude des transformations structurales dans le monobromure d'iode sous forme dense

    Science.gov (United States)

    Bouchard, Alexandre

    La famille des composes halogenes et inter-halogenes representent des solides moleculaires adoptant des phases denses communes avec des solides moleculaires diatomiques comme l'azote et l'hydrogene. Parmi les transformations structurales et electroniques induites sous haute pression et observees dans ces solides, on note, entre autres, la dissociation moleculaire et la metallisation. De plus, l'etude des phases denses de l'iode a permis recemment l'observation d'une structure cristalline possedant une modulation dite incommensurable, c'est-a-dire une modulation possedant une periodicite differente de celle de la structure cristalline, jetant ainsi une lumiere nouvelle sur le processus de dissociation moleculaire dans les solides halogenes. Dans ce memoire, on propose d'etudier les changements structuraux dans monobromure d'iode (IBr), un compose inter-halogene possedant des proprietes structurales semblables a celles de deux composes halogenes, soit l'iode (I 2) et le brome (Br2) sous leur forme solide. Des experiences de diffraction des rayons X de poudres en utilisant un rayonnement synchrotron ont ete realisees a temperature ambiante sur l'IBr en variant la pression jusqu'aux environs de 60 GPa. La nature chimique particuliere du compose IBr a necessite la mise au point de techniques de chargement d'echantillon destinees a preserver l'integrite chimique de la substance utilisee. On rapporte egalement l'observation d'une phase de l'IBr presentant une modulation incommensurable. Les phases observees dans l'IBr permettent d'etablir des paralleles avec les phases denses rapportees dans I2 et Br2 par le biais d'un modele phenomenologique decrivant la sequence structurale des solides halogenes sous forme condensee.

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

    OpenAIRE

    López Pino, Carmen Marina

    2011-01-01

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

  14. 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)

  15. Rocket Motor Plume Technology (L’Etude des Jets des Moteures-Fusees)

    Science.gov (United States)

    1993-06-01

    souhait6 que des I ’utilisation de distributions granulom ~triquesprcdesimars celsd itacif- dons un but diff~rent de cclui pour lequel ment une base...4-5 while beyond the third cell, wave processes are linear and equally parcelled into 1, 3, and 10prm radius particulates. no further damping occurs...aN where N denotes the time step level, and, the . + , flux vectors E and F, (which are nonlinear functions of Q) have been linearized about WN, e.g

  16. Methodes de calcul des forces aerodynamiques pour les etudes des interactions aeroservoelastiques

    Science.gov (United States)

    Biskri, Djallel Eddine

    L'aeroservoelasticite est un domaine ou interagissent la structure flexible d'un avion, l'aerodynamique et la commande de vol. De son cote, la commande du vol considere l'avion comme une structure rigide et etudie l'influence du systeme de commande sur la dynamique de vol. Dans cette these, nous avons code trois nouvelles methodes d'approximation de forces aerodynamiques: Moindres carres corriges, Etat minimal corrige et Etats combines. Dans les deux premieres methodes, les erreurs d'approximation entre les forces aerodynamiques approximees par les methodes classiques et celles obtenues par les nouvelles methodes ont les memes formes analytiques que celles des forces aerodynamiques calculees par LS ou MS. Quant a la troisieme methode, celle-ci combine les formulations des forces approximees avec les methodes standards LS et MS. Les vitesses et frequences de battement et les temps d'executions calcules par les nouvelles methodes versus ceux calcules par les methodes classiques ont ete analyses.

  17. Study of cerenkov radiation. Production of {gamma} rays by electron accelerators; Etude du rayonnement de freinage. Production de rayons {gamma} par des accelerateurs d'electrons

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    This study is a critical comparison of the theories of Bremsstrahlung. Experimental results obtained by the production of {gamma} radiation with electron accelerators are compared to the theoretical results in order to estimate the extent to which the various theories are valid. (author) [French] Cette etude est une synthese des theories du rayonnement de freinage. Des resultats experimentaux, obtenus par la production de rayonnements {gamma} avec des accelerateurs d'electrons, sont compares aux resultats theoriques afin d'evaluer les domaines de validite des diverses theories. (auteur)

  18. 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)

  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. Study of catalytic phenomena in radiation chemistry; Etude des phenomenes catalytiques en chimie des radiations

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-01-01

    Two phenomena have been studied: the action of {gamma} rays from radio-cobalt on the adsorption and catalytic properties of ZnO and NiO in. relationship with the heterogeneous oxidation of CO, and the homogeneous catalysis by OsO{sub 4} of the oxidation of various aqueous phase solutes by the same radiation. The prior irradiation of ZnO and of NiO does not modify their catalytic activity but generally increases the adsorption energy of -the gases CO and O{sub 2}. The influence of the radiations appears to be connected with the presence of traces of water on ZnO and of an excess of oxygen on NiO. Osmium tetroxide which is not degraded by irradiation in acid solution, accelerates the radiolytic oxidation of certain compounds (Te{sup IV}, Pt{sup 11}, As{sup 111}) in the presence of oxygen, as a result of its sensitizing effect on the oxidation by H{sub 2}O{sub 2}. In the case of phosphites on the other hand, OsO{sub 4} has a protecting action under certain conditions of acidity and may suppress entirely the chain reaction which characterizes the oxidation of this solute by{gamma} rays. A general mechanism is proposed for these phenomena. The rate constant for the OsO{sub 4} + HO{sub 2} reaction is calculated to be 5.7 x 10{sup 5} l.mol{sup -1}. sec{sup -1}. (author) [French] Deux phenomenes ont ete etudies: l'action des rayons {gamma} du radio-cobalt sur les proprietes adsorptives et catalytiques de ZnO et NiO en relation avec l'oxydation heterogene de CO et la catalyse homogene par OsO{sub 4} de l'oxydation de divers solutes en phase aqueuse par ce meme rayonnement. L'irradiation prealable de ZnO et de NiO n'a pas modifie leur activite catalytique, mais a generalement accru l'energie d'adsorption des gaz CO et O{sub 2}. L'influence des radiations semble liee a la presence de traces d'eau sur ZnO et d'un exces d'oxygene sur NiO. Le tetroxyde d'osmium qui n'est pas altere par le rayonnement en solution acide, accelere l'oxydation radiolytique de certains composes. (Te

  1. Study of catalytic phenomena in radiation chemistry; Etude des phenomenes catalytiques en chimie des radiations

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-01-01

    Two phenomena have been studied: the action of {gamma} rays from radio-cobalt on the adsorption and catalytic properties of ZnO and NiO in. relationship with the heterogeneous oxidation of CO, and the homogeneous catalysis by OsO{sub 4} of the oxidation of various aqueous phase solutes by the same radiation. The prior irradiation of ZnO and of NiO does not modify their catalytic activity but generally increases the adsorption energy of -the gases CO and O{sub 2}. The influence of the radiations appears to be connected with the presence of traces of water on ZnO and of an excess of oxygen on NiO. Osmium tetroxide which is not degraded by irradiation in acid solution, accelerates the radiolytic oxidation of certain compounds (Te{sup IV}, Pt{sup 11}, As{sup 111}) in the presence of oxygen, as a result of its sensitizing effect on the oxidation by H{sub 2}O{sub 2}. In the case of phosphites on the other hand, OsO{sub 4} has a protecting action under certain conditions of acidity and may suppress entirely the chain reaction which characterizes the oxidation of this solute by{gamma} rays. A general mechanism is proposed for these phenomena. The rate constant for the OsO{sub 4} + HO{sub 2} reaction is calculated to be 5.7 x 10{sup 5} l.mol{sup -1}. sec{sup -1}. (author) [French] Deux phenomenes ont ete etudies: l'action des rayons {gamma} du radio-cobalt sur les proprietes adsorptives et catalytiques de ZnO et NiO en relation avec l'oxydation heterogene de CO et la catalyse homogene par OsO{sub 4} de l'oxydation de divers solutes en phase aqueuse par ce meme rayonnement. L'irradiation prealable de ZnO et de NiO n'a pas modifie leur activite catalytique, mais a generalement accru l'energie d'adsorption des gaz CO et O{sub 2}. L'influence des radiations semble liee a la presence de traces d'eau sur ZnO et d'un exces d'oxygene sur NiO. Le tetroxyde d'osmium qui n'est pas altere par le rayonnement en solution

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

  3. 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

  4. Etude de la performance des radars hautes-frequences CODAR et WERA pour la mesure des courants marins en presence partielle de glace de mer

    Science.gov (United States)

    Kamli, Emna

    Les radars hautes-frequences (RHF) mesurent les courants marins de surface avec une portee pouvant atteindre 200 kilometres et une resolution de l'ordre du kilometre. Cette etude a pour but de caracteriser la performance des RHF, en terme de couverture spatiale, pour la mesure des courants de surface en presence partielle de glace de mer. Pour ce faire, les mesures des courants de deux radars de type CODAR sur la rive sud de l'estuaire maritime du Saint-Laurent, et d'un radar de type WERA sur la rive nord, prises pendant l'hiver 2013, ont ete utilisees. Dans un premier temps, l'aire moyenne journaliere de la zone ou les courants sont mesures par chaque radar a ete comparee a l'energie des vagues de Bragg calculee a partir des donnees brutes d'acceleration fournies par une bouee mouillee dans la zone couverte par les radars. La couverture des CODARs est dependante de la densite d'energie de Bragg, alors que la couverture du WERA y est pratiquement insensible. Un modele de fetch appele GENER a ete force par la vitesse du vent predite par le modele GEM d'Environnement Canada pour estimer la hauteur significative ainsi que la periode modale des vagues. A partir de ces parametres, la densite d'energie des vagues de Bragg a ete evaluee pendant l'hiver a l'aide du spectre theorique de Bretschneider. Ces resultats permettent d'etablir la couverture normale de chaque radar en absence de glace de mer. La concentration de glace de mer, predite par le systeme canadien operationnel de prevision glace-ocean, a ete moyennee sur les differents fetchs du vent selon la direction moyenne journaliere des vagues predites par GENER. Dans un deuxieme temps, la relation entre le ratio des couvertures journalieres obtenues pendant l'hiver 2013 et des couvertures normales de chaque radar d'une part, et la concentration moyenne journaliere de glace de mer d'autre part, a ete etablie. Le ratio des couvertures decroit avec l'augmentation de la concentration de glace de mer pour les deux types

  5. Methods for studying the radioactive contamination of plants (1963); Methodes d'etude de la contamination radioactive des vegetaux (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Coulon, R; Jeanmaire, L; Michon, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1963-07-01

    The authors first define the doctrine which led to the devising of a method for studying the radioactive pollution of plants, based on the use of simple techniques, having the possibility of being adapted for routine work, and so devised that each stage is proceeded with only if the preceding one justifies it. For each stage a study is effected comparing the results obtained by the use of more exact techniques. The second part describes in detail the techniques used. (authors) [French] Dans une premiere partie lea auteurs definissent la doctrine qui leur a permis d'elaborer une methode d'etude de la pollution radioactive des vegetaux, basee sur l'utilisation de techniques simples, se pretant au travail de serie et concues de telle maniere que chaque etape n'est abordee que si la precedente le justifie. Chaque etape fait l'objet d'une etude qui compare les resultats a ceux obtenue par des techniques plus precises. La deuxieme partie decrit dans le detail les techniques utilisees. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  7. Study of radio-active ions in the atmosphere; Etude des ions radioactifs de l'atmosphere

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-01-01

    A comparative study is made of active, deposits of radon and thoron in suspension in the atmosphere by means of {alpha} radiation counting, using ZELENY tubes, scattering equipment, filter papers or membranes. It has been possible to show the existence of small and large ions which are negative and positive, as well as of neutral radio-active nuclei; their properties are studied. A theoretical interpretation of the results is presented. The average content of radon (using the Ra A concentration) and of Th B in the air has been determined. The radioactive equilibrium between radon and its daughter products in atmospheric air are examined. The techniques developed for active radon and thoron deposits are applied to the study of artificial radio-activity, the analyses being carried out by means of {gamma} spectrometry. (author) [French] On effectue une etude comparative entre les depots actifs du radon et du thoron en suspension dont l'atmosphere a l'aide de comptages de rayonnement {alpha}, en utilisant des tubes de ZELENY, une batterie de diffusion, des papiers filtres ou des membranes. On met ainsi en evidence la presence de petits et gros ions negatifs et positifs, ainsi que celle de noyaux neutres radioactifs, et on etudie leurs proprietes. Une Interpretation theorique des resultats obtenus est developpee. On determine la teneur moyenne de l'air en radon (a partir de la concentration en Ra A) et en Th B. L'equilibre radioactif entre le radon et ses descendants, dans l'air atmospherique, est examine. Les Techniques mises au point pour les depots actifs du radon et du thoron sont appliquees a l'etude de la radioactivite artificielle, les depouillements s'effectuant par spectrometrie {gamma}. (auteur)

  8. Methods of Containment Adopted for the EL4 Reactor and Projected Heavy-Water, Gas-Cooled Plants; Mode de Confinement Adopte pour le Reacteur EL4 et les Projets de Centrales Eau Lourde-Gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Schulhof, P.; Justin, F. [Commissariat a l' Energie Atomique, Paris (France)

    1967-09-15

    After a brief description of the plant, the paper explains the principles adopted for preventing the release of waste gas, from the EL4 reactor and refers to some of the difficulties associated with this type of containment. From the economic standpoint, the authors present the results of a comparative civil engineering study of pre-stressed concrete and steel shells for a projected 60 MW(e) power station, giving various values for accidental pressures. They demonstrate the influence of the stress values adopted. (author) [French] Les auteurs rappellent les principes adoptes dans le reacteur EL4 pour le confinement des rejets gazeux, apres une description sommaire des installations. Suivent quelques aspects des difficultes introduites par ce type de confinement. Dans le domaine economique, ils presentent le resultat d'une etude comparative de genie civil d'enceintes en beton precontraint et en acier pour un projet de centrale de 600 MW(e), avec diverses valeurs de pression accidentelle. Dans cette etude, ils font ressortir l'influence des valeurs admises pour le taux de travail des materiaux. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

  10. Study of electron groupings in the Saclay linear accelerator; Etude du groupement des electrons dans l'accelerateur lineaire de Saclay

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bergere, R; Veyssiere, A; Beil, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1965-07-01

    The classical theory of the linear accelerator buncher does not fit the experimental measurements of the shape of the bunch of electrons performed at Saclay by the method of the energy spectrum. If the spurious effect of the mode converter at the input of the linac is taken into account the theory can fit the experimental results and also explain the variations of the phase of the bunch on the accelerating sine wave. (authors) [French] Une etude classique du groupeur en tete de l'Accelerateur Lineaire de Saclav conduit a des resultats incompatibles avec les resultats experimentaux obtenus sur le groupement des electrons par l'etude du spectre des frequences rayonnees par le faisceau d'electrons ou par l'etude des spectres en energie. Par contre si l'effet parasite du convertisseur de mode a l'entree de l'accelerateur est pris en consideration les resultats theoriques coincident bien avec les resultats experimentaux et permettent en outre d'expliquer les variations du calage en phase des paquets elementaires d'electrons. (auteurs)

  11. Recent research on the pharmaceutical checking of radioelements (1961); Etudes recentes sur le controle pharmaceutique des radioelements (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cohen, Y; Ingrand, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1960-07-01

    Checking on radioactive preparations for medical use is complicated by difficulties due to the radioactivity, the instability and the methods of using these solutions. In effect it is necessary, in order to draw up a practicable set of rules governing such checks, to know both the method of preparation and the properties of the radioelement, as well as special and often contradictory features of its use. These tests fall into three categories: physical, chemical and biological. Preparations of chromium 51, iron 59 and arsenic 76 have been dealt with in recent studies. In each case special tests were necessary, and these will be described in this paper. The practice of these tests is of twofold interest: firstly they provide a maximum guarantee to the user, and secondly they guide the chemist in his manipulations, immediately and thoroughly. (author) [French] Le controle des preparations radioactives a usage medical est complexe par suite des difficultees dues a la radioactivite, a l'instabilite et aux modalites d'utilisation de ces solutions. En effet, l'etablissement justifie d'un protocole de controle necessite la connaissance aussi bien du mode de preparation, que des proprietes du radioelement et des particularites parfois contradictoires de son emploi. Ces controles sont de trois ordres physiques, chimiques, biologiques. Des etudes recentes ont porte sur des preparations de chrome 51, de fer 59, d'arsenic 76. Dans chaque cas, il est apparu necessaire de pratiquer des controles particuliers qui seront exposes dans la communication. La pratique de ces derniers presente un double interet; d'une part, ils assurent a l'utilisateur un maximum de garantie, d'autre part, ils orientent le chimiste dans ses mises au point, immediatement et de facon approfondie. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  14. 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)

  15. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Girardin, G.

    2009-07-09

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

  17. Contribution to the study of samarium-151 excited levels; Contribution a l'etude des niveaux excites du samarium-151

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Locard, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Grenoble, 38 (France)

    1967-07-01

    The nucleus of {sup 151}Sm, which has 89 neutrons, happens to be on the lower edge of the deformed nuclei of region II. Therefore, the study of its levels is very interesting for the verification of the goodness of the collective models for deformed nuclei when the deformation is small (we introduce these models in the first chapter). {sup 151}Sm has often been studied, but the direct gamma spectrum measured with a lithium drift-germanium detector (chapter 3) shows many high energy transitions which did not appear in the previous level schemes. In order to settle these transitions, we have undertaken gamma-gamma coincidence spectra (as well as sum-coincidence spectra) experiments with a scintillation spectrometer designed in our laboratory (chapter 2). The investigation of the intensities of these coincidences leads us to modify the last proposed level schemes: we suppress the levels at 405,5 and 650 keV, we add levels at 245,6 - 306,6 - 522 - 952 and 962 keV. We have also verified the multipolarities of the main transitions and measured the half-lives of a few levels (chapter 3) (we find a half-life of 1.1 {+-} 0.5 nanosecond for the level at 167,7 keV). In chapter 4, we compare our results to the predictions of the models described in chapter 1. (author) [French] Le noyau de {sup 151}Sm, qui possede 89 neutrons, se trouve a la limite inferieure des noyaux deformes de la region II. L'etude de ses niveaux excites est donc d'un interet tout particulier pour la verification de la validite des differents modeles collectifs pour les noyaux deformes, lorsque la deformation est petite (nous introduisons ces modeles dans un premier chapitre). Le {sup 151}Sm a deja fait l'objet de nombreuses etudes, mais le spectre gamma direct fait avec une jonction de germanium compense au lithium (chapitre 3), nous a montre l'existence d'un grand nombre de transitions de hautes energies qui ne sont pas placees dans les schemas proposes jusqu'a ce jour. Pour preciser la place de ces

  18. Studies of the Stabilization of Superconductor Coils; Etudes sur la Stabilisation des Bobines Supraconductrices

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Donadieu, L.; Maldy, J. [Compagnie Generale d' Electricite Marcoussis (France)

    1966-12-15

    operation of the coil will be stable and the passage of the I-B characteristic of the material will be reversible; (b) Ic < Im, the operation of the coil is unstable and any sufficiently large disturbances (flux jump, movement of windings, etc. ) can produce blocking. This is inevitably the case with the large coils whose operational limit tends towards Im. Different coils have been constructed with more or leas stabilised materials and the results of tests on them are analysed as a' function of the previous theories. There Is a full discussion of the advantages and disadvantages of coil stabilizations. (author) [French] La stabilisation de l'intensite du courant dans les bobinages supra-conducteurs, qui apparait d'une importance capitale pour la construction de bobinages de grande taille , est etudiee a la fois du point de vue theorique et du point de vue experiment a l. L'etude de la dynamique de la transition d'un supraconducteur transportant du courant, entre l ' e t at supraconducteur a resistance nulle et l ' e tat a resistance normale ( l e blocage), revele l'existence d'une intensite caracteristique, Im, pour laquelle la vitesse de propagation de la region normale est nulle. Cette intensite depend directement des echanges de chaleur entre le supraconducteur et le milieu ambiant, et de la resistance du materiau a l ' e t a t normal; Im depend indirectement de l'intensite du champ magnetique. Si un supraconducteur est utilise avec une intensite de courant inferieure a Im, la vitesse de propagation est negative et le supraconducteur est capable eventuellement de realiser la transition inverse de l ' e t a t normal a l ' e t a t supraconducteur. On peut montrer que pour une intensite Is telle que Is = Im/ Square-Root 2 , la vitesse de propagation qui est negative devient infiniment grande. L'existence de ces 2 intensites caracteristiques permet de distinguer trois cas de comportement differents selon l'intensite du courant qui parcourt le supraconducteur. L'auteur a

  19. Application of the Moessbauer effect to the study of the structure of transition metal complexes; Applications de l'effet Mossbauer a l'etude de la structure des complexes des metaux de transition

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    In this survey, the structural investigations of transition metal complexes by the hyperfine interactions in the Moessbauer effect are described. The isomer shift provides a unique tool for estimating s electrons covalency in high spin complexes and one of the best pieces of evidence for the importance of bacle donation in low spin complexes. The electric field gradient deriving from quadrupole coupling measurements is correlated with the energy levels distribution of d orbitals in high spin complexes, whereas in low spin complexes it originates from the unbalanced d electrons. (authors) [French] Dans cette etude, nous decrivons les applications des interactions hyperfines dans l' effet Mossbauer a l'etude de la structure des complexes des metaux de transition. Le deplacement isomerique donne des informations tres utiles sur la covalence des electrons s dans les complexes a spin eleve et met en evidence d'une maniere nette l'importance du phenomene de 'bacle donation' dans les complexes a spin faible. Le gradient de champ electrique qui provient des mesures d'interaction quadripolaire est lie a la distribution des niveaux d'energie des orbitales d dans les complexes a spin eleve alors que dans les complexes a spin faible, il est provoque par des electrons d non apparies. (auteurs)

  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. 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

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

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    LAURENT M.

    1978-01-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  4. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  7. Apparatus for studying the diffusion of rare gases in stainless steel; Appareil pour etude de la diffusion des gaz rares dans l'acier inoxydable

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    This apparatus enables measurements to be carried out on the diffusion of gaseous fission products and of gases in general across thin metallic walls at high temperatures. This work was initially intended to solve the problems involved in systems for detecting the rupture of a fuel element can (D.R.G.) by the diffusion of fission products through the cans at high temperatures. The extension of the work to other fields is envisaged. (author) [French] Cet appareil permet d'effectuer des mesures sur la diffusion des produits de fission gazeux, et des gaz en general, au travers de parois metalliques minces a haute temperature. Au depart, ce procede devait contribuer a resoudre les problemes poses aux systemes detecteurs de rupture de gaine (D.R.G.), par la diffusion des produits de fission au travers des gaines de cartouches a haute temperature. Son extension a d'autres etudes est envisagee. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  9. A crystallographic and spectroscopic study of crystal sites in the 'spinel' structure; Etude cristallographique et spectroscopique des sites cristallins dans la structure 'spinelle'

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-06-15

    A crystallographic study on magnesium aluminates led to the determination of crystal site average distortion. A spectroscopic study of transition elements doped spinels gave the position of the doping element in tetrahedral (A) or octahedral (B) sites, and the local distortion of the latter. The comparison of average and local parameters points to differences in the behaviour of doping elements and shows the size of (A) sites are independent of the host crystal composition while the average size of (B) sites varies with the composition. (author) [French] Une etude cristallographique des aluminates de magnesium a permis de determiner la deformation moyenne des sites cristallins. Une etude spectroscopique des aluminates de magnesium dopes avec des elements de transition a permis de localiser les dopants entre les sites tetraedriques (A) et octaedriques (B) et d'etudier la deformation locale de ces sites. La comparaison entre les parametres moyens et locaux a caracterise le comportement du dopant et montre que les dimensions des sites (A) sont independantes de la composition de la matrice, alors que les caracteristiques geometriques moyennes des sites (B) varient continument avec la composition. (auteur)

  10. On the interactions between carbon monoxide and transition metals; Contribution a l'etude des interractions de l'oxyde de carbone et des metaux de transition

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-12-01

    The sticking of carbon monoxide on surface atoms of transition metals is a collective phenomenon: according to the adsorption process period which is considered, this phenomenon may be formally described either by the Elovich equation or essentially from a steric point of view. The process rate depends upon the nature of the metal, the carbon monoxide pressure the temperature and the population densities of the induced and fundamental energy levels of the gas-solid bond. At least one of these induced levels tends to disappear with increasing time. For a localised adsorption and taking into account the surface Rayleigh waves, the analysis of the surface entropy yields the so-called iso-kinetic temperature for thermal desorption. This temperature is correlated with the cohesive energy of the metal surface atoms. Finally, it is shown that the interactions of a low energy electron bean with adsorbed molecules - reflection and energy exchange, desorption, ionization or dissociative ionization are strongly dependent on the energy levels of the gas-solid bond and the relative populations of these levels. (author) [French] La capture des molecules d'oxyde de carbone par les atomes de surface des metaux de transition est un phenomene collectif: il peut etre decrit formellernent soit par l'equation d'Elovich, soit a partir de considerations purement steriques suivant la periode envisagee dans l'evolution du processus d'adsorption. Cette evolution est determinee par la nature du metal, la pression d'oxyde de carbone, la temperature et la densite des populations des niveaux fondamental et induits de la liaison. L'un au moins de ceux-ci tend a disparaitre avec le temps. L' etude de l'entropie du complexe de surface a partir des ondes de Rayleigh en adsorption localisee permet de retrouver theoriquernent la temperature dite isocinetique dans la dissociation thermique de ce complexe. Cette temperature depend de la cohesion des atomes rnetalliques de surface. Enfin l'interaction d

  11. Etude comparee de l'efficacite de trois methodes de prévention des ...

    African Journals Online (AJOL)

    L'élevage de la pintade se heurte à de nombreuses contraintes touchant principalement la santé des pintadeaux. Des mortalités des pintadeaux et des pintades sont fréquemment enregistrées dans les élevages. Afin de proposer une ou des méthodes de lutte efficaces, cette étude conduite au nord Togo a eu comme ...

  12. Probes and their application to the study of H.F. plasmoids; Les sondes et leur application dans l'etude des plasmoides H.F

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    In the first part of this paper, we study the single Langmuir probe and the double-probe method. In the second part, we describe the probe-technique in connection with R.F. plasmoids. (author) [French] Dans la premiere partie de cet article, nous rappelons les principes d'utilisation de la sonde simple de Langmuir ainsi que la methode de la sonde double. La seconde partie est consacree a la pratique des sondes dans l'etude des plasmoides H.F. (auteur)

  13. Experiments on neutron-attenuation by ordinary concrete; Etude experimentale de l'attenuation des neutrons dans le beton ordinaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    The penetration of fission-neutrons in water and glass mixtures has been investigated in the NAIADE facility. The slopes of the thermal and fast fluxes (the latter measured with a dosimeter) remain similar when the volume proportion of water is greater than 15 per cent. For smaller water-contents the measurements show the evidence of streaming, presumably due to slowing-down neutrons of energy smaller than 300 keV. Since a volume proportion of about 15 per cent of water in glass corresponds to the composition of ordinary concrete, the present work enables to predict the effects of a desiccation of concrete. Moreover, it is seen that there is no interest in increasing the proportion of water in ordinary concrete beyond the usual values (15-20 per cent). (author) [French] La propagation des neutrons de fission a ete etudiee dans les melanges verre-eau au moyen du dispositif NAIADE. La pente du flux thermique et la pente du flux rapide (obtenue au moyen d'un dosimetre) restent voisines lorsque la proportion d'eau dans le melange depasse 15 pour cent en volume. Pour des proportions d'eau inferieures les mesures mettent en evidence un 'streaming' de neutrons en ralentissement d'energie probablement inferieure a 300 keV. La composition des melanges verre-eau aux environs de 15 pour cent d'eau en volume correspondant au beton ordinaire, la presente etude permet de prevoir les effets d'une dessication du beton, et montre, en outre, qu'il n'y a pas interet a essayer d'augmenter la proportion d'eau dans le beton ordinaire au dela des valeurs usuelles (15 a 20 pour cent). (auteur)

  14. Etude exploratoire des conceptions de la circulation sanguine aupres d'eleves de l'ordre collegial

    Science.gov (United States)

    Robitaille, Jean-Marc

    Il existe peu d'etudes sur les conceptions touchant les domaines de la biologie, notamment sur les conceptions de la circulation sanguine Nous avons observe egalement l'absence de recherche menee aupres d'eleves de l'ordre collegial sur cette question. Nous avons voulu combler une lacune en menant une recherche sur les conceptions de la circulation sanguine aupres d'eleves de l'ordre collegial. Pour mener cette recherche nous nous sommes inspires d'une methode developpee par Treagust (1988). Le premier niveau de formulation didactique etablit l'architecture du systeme et la fonction nutritive de la circulation. Le second niveau de formulation didactique decrit et relie les parametres de la dynamique de la circulation et leur relation: Pression, Debit et Resistance. Le troisieme niveau de formulation didactique s'interesse au controle de la circulation du sang dans un contexte d'homeostasie qui implique la regulation de la pression arterielle. Nous avons construit un questionnaire en nous guidant sur les niveaux de formulation didactique et l'analyse des entrevues menees aupres de dix-huit eleves, representatifs de la population cible. Ce questionnaire fut administre a un echantillon de 2300 eleves disperses dans six colleges de la region de Montreal. Notre echantillon comprend des eleves inscrits a des programmes de l'ordre collegial en Sciences de la nature et en Techniques de la sante et qui n'ont pas suivi le cours sur la circulation sanguine. Notre analyse des reponses des eleves de notre echantillon aux questions sur le premier niveau de formulation didactique revele que la majorite des eleves considerent que le systeme circulatoire relie les organes les uns aux autres dans un circuit en serie. Notre analyse revele egalement que la majorite des eleves estiment que les nutriments sont extraits du sang par les organes selon un processus de selection base sur les besoins determines par la fonction de l'organe. Ces besoins sont differents selon les organes qui ne

  15. Processing radioactive effluents with ion-exchanging resins: study of result extrapolation; Traitement des effluents radioactifs par resines echangeuses d'ions: etude de l'extrapolation des resultats

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wormser, G.

    1960-05-03

    As a previous study showed the ion-exchanging resins could be used in Saclay for the treatment of radioactive effluents, the author reports a study which aimed at investigating to which extent thus obtained results could be extrapolated to the case of higher industrial columns. The author reports experiments which aimed at determining extrapolation modes which could be used for columns of organic resin used for radioactive effluent decontamination. He notably studied whether the Hiester and Vermeulen extrapolation law could be applied. Experiments are performed at constant percolation flow rate, at varying flow rate, and at constant flow rate [French] Plusieurs etudes ont ete faites dans le but d'examiner les possibilites d'emploi des resines echangeuses d'ions pour le traitement des effluents radioactifs. Dans un rapport preliminaire, nous avons montre dans quelles limites un tel procede pouvait etre utilise au Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay. Les essais ont ete effectues sur des petites colonnes de resine au laboratoire; il est apparu ensuite necessaire de prevoir dans quelle mesure les resultats ainsi obtenus peuvent etre extrapoles a des colonnes industrielles, de plus grande hauteur. Les experiences dont les resultats sont exposes dans ce rapport, ont pour but de determiner les modes d'extrapolation qui pourraient etre employes pour des colonnes de resine organique utilisees pour la decontamination d'effluents radioactifs. Nous avons en particulier recherche si la loi d'extrapolation de Hiester et Vermeulen qui donne de bons resultats dans le cas de fixation d'ions radioactifs en presence d'un ion macrocomposant sur des terres, pouvait etre appliquee. Les experiences, en nombre limite, ont montre que la loi d'extrapolation de Hiester et Vermeulen pouvait s'appliquer dans le cas de l'effluent considere quand les debits de percolation sont tres faibles; quand ils sont plus forts, les volumes de liquide percoles, a fixation egale, sont proportionnels aux

  16. The ultrasonic copper and brass decontamination study; Etude de la decontamination du cuivre et des laitons en presence d'ultra-sons

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Courtault, J; Kerdelleau, J de; Mestre, E [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1965-07-01

    The use of ultra-sounds as a decontamination technic does not bring an absolute solution. As a function of the materials it seemed necessary to find what was the optimum conditions for using the ultra-sounds and to define not only the ultra-sonic factors but also the chemical solutions which bring some appreciable decontamination factors without bringing any too important corrosion processus. This report gives the results of this study applied to copper and brass. This study allowed to select some effective treatment baths on the two types of contamination: plutonium and fission products. (authors) [French] L'emploi des ultra-sons comme technique de decontamination n'amene pas une solution absolue. Il est apparu necessaire de rechercher en fonction de la nature du materiau a decontaminer quelles etaient les conditions optimales d'utilisation des ultra-sons et de definir alors non seulement les facteurs ultrasoniques mais encore les solutions chimiques qui apportent des facteurs de decontamination appreciables sans amener des phenomenes de corrosion trop importants. Ce rapport donne les resultats de cette etude appliquee au cuivre et aux laitons. Cette etude a permis de selectionner des bains de traitement efficaces dans les deux cas de contamination: plutonium et produits de fission. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  19. Use of hydraulic and aerial mock up to study atmospheric pollution; L'utilisation des maquettes aeriennes et hydrauliques pour l'etude de la pollution atmospherique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Facy, L; Perrin De Brichambaut, C; Doury, A; Le Quinio, R

    1962-07-01

    Fundamental studies on turbulent atmospheric diffusion of finely divided particles, cannot remain on a purely theoretical basis. Further experimental studies must be considered. - In full scale, from accidental and induced releases. - On a reduced scale, in aerodynamic wind tunnels or hydraulic water tunnels. A first set of studies on reduced scale models has been worked out according to a contract between French 'Meteorologie Nationale' and French 'Commissariat a l'Energie Atomique' and with the Collaboration of Saint-Cyr 'Institut Aerotechnique'. Essentially two kinds of results have been obtained: - The mathematical model of SUTTON for the turbulent diffusion in the atmosphere, deduced from the SUTTON theory, generally used by us, has been correctly verified, qualitatively and quantitatively whenever experiments were consistent with the theory conditions. - The quantitative assays of photographic and cinematographic visualization have given precise details on the phenomena inaccessible to calculations, due to the influence of obstacles and release conditions. - Generally, it can be asserted, that the atmospheric pollution studies are worked out by mock up experimentations and that, in some cases these experiments never can be replaced by mathematically pure models. (authors) [French] Les etudes fondamentales portant sur la diffusion turbulente dans l'atmosphere de quantites de matieres finement divisees, ne peuvent se maintenir sur un plan exclusivement theorique. C'est pourquoi des etudes experimentales complementaires doivent etre obligatoirement envisagees: - en vraie grandeur, a partir d'emissions accidentelles ou provoquees; - sur modeles reduits, en soufflerie aerodynamique ou en veine hydraulique. En ce qui concerne les modeles reduits, une premiere serie d'etudes a pu etre menee a bien, dans le cadre d'un contrat passe entre la Meteorologie Nationale et le Commissariat a l'Energie Atomique, et avec la collaboration de l'Institut Aerotechnique de Saint

  20. 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)

  1. Etude ethnobotanique des plantes utilisées dans le traitement de la ...

    African Journals Online (AJOL)

    3Laboratoire de Pharmacognosie et des Huiles Essentielles, Faculté des Sciences et Techniques (FAST), .... mesure le degré d'homogénéité de connaissances des enquêtés. - Valeurs consensuelles sur les types d'usage CTU= (TU/Ut) /S avec TU : le nombre de fois que .... effet par ordre décroissant des niveaux de.

  2. Study of the fluctuations of the partial and total radiative widths by neutron capture resonance method; Etude des fluctuations des largeurs radiatives partielles et totales par la capture des neutrons de resonance

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-06-01

    Radiative capture experiments by neutron time-of-flight methods have been made for following studies: distribution of partial radiative widths, effects of correlation between different radiative transitions, fluctuations of total radiative widths {gamma}{sub {gamma}} from resonance to resonance, variation of {gamma}{sub {gamma}} with number of mass and the search for the existence of potential capture. Also, some other experiments with the use of neutron capture gamma-rays spectra have been investigated. (author) [French] Par la capture des neutrons de resonance dont les energies sont selectionnees a l'aide de la technique du temps de vol, differents types d'experiences ont ete realisees concernant les etudes des distributions des largeurs radiatives partielles, des effets de correlation entre differentes voies de desexcitation, de la fluctuation des largeurs radiatives totales {gamma}{sub {gamma}} de resonance a resonance, de la variation de la quantite {gamma}{sub {gamma}} en fonction du nombre de masse et de la mise en evidence de l'existence du processus de capture potentielle. Quelques autres applications de l'emploi du spectre de rayons gamma ont egalement ete presentees. (auteur)

  3. Study of the fluctuations of the partial and total radiative widths by neutron capture resonance method; Etude des fluctuations des largeurs radiatives partielles et totales par la capture des neutrons de resonance

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-06-01

    Radiative capture experiments by neutron time-of-flight methods have been made for following studies: distribution of partial radiative widths, effects of correlation between different radiative transitions, fluctuations of total radiative widths {gamma}{sub {gamma}} from resonance to resonance, variation of {gamma}{sub {gamma}} with number of mass and the search for the existence of potential capture. Also, some other experiments with the use of neutron capture gamma-rays spectra have been investigated. (author) [French] Par la capture des neutrons de resonance dont les energies sont selectionnees a l'aide de la technique du temps de vol, differents types d'experiences ont ete realisees concernant les etudes des distributions des largeurs radiatives partielles, des effets de correlation entre differentes voies de desexcitation, de la fluctuation des largeurs radiatives totales {gamma}{sub {gamma}} de resonance a resonance, de la variation de la quantite {gamma}{sub {gamma}} en fonction du nombre de masse et de la mise en evidence de l'existence du processus de capture potentielle. Quelques autres applications de l'emploi du spectre de rayons gamma ont egalement ete presentees. (auteur)

  4. Etude comparative de la flore aux abords des cours d'eau dans les ...

    African Journals Online (AJOL)

    4 UFR des Sciences biologiques, Université Péléforo Gon Coulibaly, Korhogo. 5 Centre Suisse de ... abords des plans d'eau des zones de forte et de faible endémicité d'UB. L'inventaire ...... modifié pour les besoins de l'agriculture et de.

  5. Contribution to the study of internal friction in graphites; Contribution a l'etude du frottement interieur des graphites

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-03-01

    A study has been made of the internal friction in different graphites between -180 C and +500 C using a torsion pendulum; the graphites had been previously treated thermo-mechanically, by neutron irradiation and subjected to partial annealings. It has been shown that there occurs: a hysteretic type dissipation of energy, connected with interactions between dislocations and other defects in the matrix; a dissipation having a partially hysteretic character which can be interpreted by a Granato-Luke type formalism and which is connected with the presence of an 'ultra-micro porosity'; a dissipation by a relaxation mechanism after a small dose of irradiation; this is attributed to the reorientation of bi-interstitials; a dissipation having the characteristics of a solid state transformation, this during an annealing after irradiation. It is attributed to the reorganization of interstitial defects. Some information has thus been obtained concerning graphites, in particular: their behaviour at low mechanical stresses, the nature of irradiation defects and their behaviour during annealing, the structural changes occurring during graphitization, the relationship between internal friction and macroscopic mechanical properties. (author) [French] L'etude du coefficient de frottement interieur au moyen d'un pendule de torsion entre -180 C et +500 C a ete realisee pour differents graphites apres des traitements thermo-mecaniques, des irradiations neutroniques et des guerisons partielles. Il a ete mis en evidence: une dissipation d'energie a caractere hysteretique, reliee aux interactions des dislocations avec les autres defauts de la matrice; une dissipation a caractere partiellement hysteretique, interpretable par un formalisme type Granato-Lucke et reliee a la presence d'une ''ultra-microporosite''; une dissipation par un mecanisme de relaxation, apres irradiation a faible dose, attribuee a la reorientation de di-interstitiels; une dissipation presentant les caracteristiques d

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ravier, J.

    1959-07-01

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

  7. 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

  8. A study of the aptitude of soils under natural conditions to retain radiostrontium; Etude de la vocation des sols en place a la retention du radiostrontium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    Independently of the theoretical study of the propagation of radioactivity in the soil as a result of submersions or of radioactive rain, the authors have studied directly and practically how this radioactivity can vary in the actual soil. To this end a simple, rapid method has been perfected; it makes it possible to maintain for each soil sample the natural parameters (structure, humidity, etc.) without introducing boundary effects. In the laboratory, after charging the soil samples, part of the study of the propagation of radioactivity is done by autoradiography; finally, as a practical application, the study of an atomic site illustrates the methods described. (author) [French] Independamment de l'etude theorique de la propagation de la radioactivite dans le sol a la suite de submersions ou de pluies radioactives, les auteurs ont etudie directement et pratiquement comment pourrait evoluer cette radioactivite dans les sols en place. Pour cela, une methode simple et rapide a ete mise au point; elle permet de conserver pour chaque echantillon de sol, les parametres naturels (structure, humidite, etc...), sans introduire d'effets de paroi. En laboratoire, apres mise en charge des massifs preleves, une partie de l'etude de la propagation des radioelements est realisee par autoradiographie; enfin, une application pratique, l'etude d'un site atomique, illustre l'expose. (auteur)

  9. A study of the aptitude of soils under natural conditions to retain radiostrontium; Etude de la vocation des sols en place a la retention du radiostrontium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    Independently of the theoretical study of the propagation of radioactivity in the soil as a result of submersions or of radioactive rain, the authors have studied directly and practically how this radioactivity can vary in the actual soil. To this end a simple, rapid method has been perfected; it makes it possible to maintain for each soil sample the natural parameters (structure, humidity, etc.) without introducing boundary effects. In the laboratory, after charging the soil samples, part of the study of the propagation of radioactivity is done by autoradiography; finally, as a practical application, the study of an atomic site illustrates the methods described. (author) [French] Independamment de l'etude theorique de la propagation de la radioactivite dans le sol a la suite de submersions ou de pluies radioactives, les auteurs ont etudie directement et pratiquement comment pourrait evoluer cette radioactivite dans les sols en place. Pour cela, une methode simple et rapide a ete mise au point; elle permet de conserver pour chaque echantillon de sol, les parametres naturels (structure, humidite, etc...), sans introduire d'effets de paroi. En laboratoire, apres mise en charge des massifs preleves, une partie de l'etude de la propagation des radioelements est realisee par autoradiographie; enfin, une application pratique, l'etude d'un site atomique, illustre l'expose. (auteur)

  10. Systematic study of plasma and serum proteins in the pig; Etude systematique des proteines plasmatiques et seriques du porc

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Daburon, F; Nizza, P; Hatchikian, C; Schmidt, J -P [Commissariat a l' Energie Atomique (France)

    1966-07-01

    This work has been carried out in the framework of the determination of the physiological constants of a normal pig. The aim was to study the serum and plasma proteins of this animal species, the ultimate object being to discover whether the qualitative and quantitative changes in these proteins can make a significant contribution to the establishment of a biological dosimetry for irradiated pigs. The serum and plasma from a normal pig were analyzed first by various simple electrophoretic methods and then by immuno-electrophoresis. As a result of the particular characteristics of pig serum we have gradually been led to make numerous modifications to the techniques used for human serums or for those of small laboratory animals. Much careful work and patience were required in order to obtain reproducible results. (authors) [French] Ce travail se situe dans le cadre de la determination des constantes physiologiques du porc normal. il s'agissait de proceder a l'etude des proteines seriques et plasmatiques de cette espece animale, le but ulterieur etant de savoir si les modifications qualitatives et quantitatives de ces proteines pourront representer une contribution valable a l'etablissement d'une dosimetrie biologique chez le porc irradie. Le serum et le plasma du porc normal ont ete analyses d'abord par diverses methodes electrophoretiques simples puis par immunoelectrophorese. Les caracteristiques particulieres du serum de porc nous ont conduits a apporter progressivement de nombreuses modifications aux techniques utilisees pour des serums humains ou de petits animaux de laboratoire. L'obtention de resultats reproductible a exige beaucoup de patience et de minutie. (auteurs)

  11. Study of free acidity determinations in aqueous solution; Etude des dosages d'acidite libre en solution aqueuse

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-04-01

    The object of this work is the study of the principal methods which can be applied to the measurement of 'free' acidity. In the first part, we define the various types of acidity which can exist in aqueous solution; then, after having studied some hydrolysis reactions, we compare the value of the neutralisation pH of the hydrated cation and that of the precipitation of the hydroxide. In the second part we have started to study the determination of the acidity of an aqueous solution. After having rapidly considered the 'total' acidity determination, we deal with the problem of the 'free' acidity titration. We have considered in particular certain methods: extrapolation of the equivalent point, colorimetric titrations with or without a complexing agent, and finally the use of ion-exchange resins with mixed aqueous and solvent solutions. (author) [French] Le but de ce travail est l'etude des principales methodes de determination de l'acidite 'libre'. Dans une premiere partie nous avons defini les differentes sortes d'acidites pouvant exister en solution aqueuse, puis apres avoir etudie quelques reactions d'hydrolyse, nous avons compare la valeur de pH de neutralisation du cation hydrate et celle de precipitation de l'hydroxyde. Dans la seconde partie nous avons aborde l'etuce des dosages de l'acidite d'une solution aqueuse. Apres avoir envisage assez rapidement la determination de l'acidite 'totale', nous traitons du probleme du titrage de l'acidite 'libre'. Nous avons porte notre attention sur certaines methodes: extrapolation du point equivalent, titrimetrie colorimetrique avec ou sans complexant, et enfin utilisation des resines echangeuses d'ions en milieu aqueux et solvant mixte.

  12. Systematic study of plasma and serum proteins in the pig; Etude systematique des proteines plasmatiques et seriques du porc

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Daburon, F.; Nizza, P.; Hatchikian, C.; Schmidt, J.-P. [Commissariat a l' Energie Atomique (France)

    1966-07-01

    This work has been carried out in the framework of the determination of the physiological constants of a normal pig. The aim was to study the serum and plasma proteins of this animal species, the ultimate object being to discover whether the qualitative and quantitative changes in these proteins can make a significant contribution to the establishment of a biological dosimetry for irradiated pigs. The serum and plasma from a normal pig were analyzed first by various simple electrophoretic methods and then by immuno-electrophoresis. As a result of the particular characteristics of pig serum we have gradually been led to make numerous modifications to the techniques used for human serums or for those of small laboratory animals. Much careful work and patience were required in order to obtain reproducible results. (authors) [French] Ce travail se situe dans le cadre de la determination des constantes physiologiques du porc normal. il s'agissait de proceder a l'etude des proteines seriques et plasmatiques de cette espece animale, le but ulterieur etant de savoir si les modifications qualitatives et quantitatives de ces proteines pourront representer une contribution valable a l'etablissement d'une dosimetrie biologique chez le porc irradie. Le serum et le plasma du porc normal ont ete analyses d'abord par diverses methodes electrophoretiques simples puis par immunoelectrophorese. Les caracteristiques particulieres du serum de porc nous ont conduits a apporter progressivement de nombreuses modifications aux techniques utilisees pour des serums humains ou de petits animaux de laboratoire. L'obtention de resultats reproductible a exige beaucoup de patience et de minutie. (auteurs)

  13. Study by {alpha}-particle scattering, of the collective states of closed shell nuclei with 28 neutrons, 28 and 50 protons; Etude des etats a caractere collectif des noyaux au voisinage des couches fermees par diffusion inelastique des particules {alpha}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-01-01

    This report gives the results from a systematic study by 44 MeV {alpha} particle scattering on the collective states of closed shell nuclei with 28 neutrons, 28 and 50 protons especially in the energy region corresponding to the two phonon vibrational triplet. The nuclei studied are: {sup 46}Ti, {sup 48}Ti, {sup 50}Ti, {sup 52}Cr, {sup 54}Fe, {sup 56}Fe, {sup 58}Fe, {sup 58}Ni, {sup 60}Ni, {sup 62}Ni, {sup 64}Ni, {sup 112}Sn, {sup 114}Sn, {sup 116}Sn, {sup 118}Sn, {sup 120}Sn, {sup 122}Sn and {sup 124}Sn. The theoretical analysis has been made with the Austern and Blair model using a phase shift analysis of the elastic scattering. Deformation lengths {delta}{sub I} = {beta}{sub I}R and transition probabilities obtained are compared with several experimental and theoretical data. (author) [French] Ce rapport donne les resultats d'une etude systematique par diffusion de particules {alpha} de 44 MeV des etats collectifs des noyaux au voisinage des couches fermees a 28 neutrons et 28 et 50 protons, specialement dans la region correspondant au triplet vibrationnel a deux phonons. Les noyaux etudies sont: {sup 46}Ti, {sup 48}Ti, {sup 50}Ti, {sup 52}Cr, {sup 54}Fe, {sup 56}Fe, {sup 58}Fe, {sup 58}Ni, {sup 60}Ni, {sup 62}Ni, {sup 64}Ni, {sup 112}Sn, {sup 114}Sn, {sup 116}Sn, {sup 118}Sn, {sup 120}Sn, {sup 122}Sn et {sup 124}Sn. L'analyse theorique a ete faite a l'aide du modele de Austern et Blair utilisant une analyse en dephasages de la diffusion elastique. Les longueurs de deformation {delta}I = {beta}{sub I}R obtenues pour chaque niveau sont comparees a plusieurs donnees experimentales et theoriques. (auteur)

  14. 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

  15. 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)

  16. 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

  17. Some ways for the investigation of the solar modulation of cosmic electrons; Moyens d'etude de la modulation solaire des electrons cosmiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    In this report, we are investigating the solar modulation of cosmic electrons, in different ways. By comparing the calculated intensity with the measured intensity of positrons, we can evaluate the solar modulation of positrons, hence the modulation of negatons, since the modulation of negatons is probably the same that for positrons. By comparing the electron spectrum in interstellar space needed to explain the galactic background radio emission with that observed near the earth, we can deduce information about the modulation of electrons. We can investigate the modulation through the observation of its variations during the solar cycle. This different ways lead us to compatible results. In spite of the fact that the precision of the experimental data is poor, the modulation can be represented by: a constant or a form in exp(- K/Ro{beta}) under the rigidity Ro {approx_equal} 0,5 BV; a form in exp(- K/R) or exp(- K/R{beta}) above this rigidity. In addition, the investigation of both electrons and protons displays that the diffusion-convection theory is inadequate to explain all the features of the solar modulation. (author) [French] Dans le present rapport, nous etudions la modulation solaire des electrons cosmiques a l'aide de plusieurs methodes. Par comparaison entre l'intensite calculee et l'intensite mesuree des positons, on peut evaluer la modulation solaire des positons, et aussi des negatons, puisque la modulation des negatons est probablement la meme que celle des positons. Par le calcul, a partir du bruit de fond radio, du flux des electrons a l'exterieur du systeme solaire et sa confrontation avec le flux observe a l'orbite de la Terre permet l'etude de la modulation solaire des electrons. On peut aussi analyser ce phenomene de modulation pour l'etude de ses variations au cours du cycle solaire. Ces diverses methodes donnent des resultats compatibles. En depit de la precision mediocre des donnees experimentales, on peut caracteriser la modulation par: une

  18. 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

  19. Etude des mécanismes d'interopérabilité des systèmes d'information ...

    African Journals Online (AJOL)

    MECHERI KARIMA

    le problème d'hétérogénéité est pallié à l'aide d'une infrastructure de ... des langages orientés objets construits à partir d‟une analyse des .... sont : le service de médiation de données, le service de médiation fonctionnelle et le service de.

  20. 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)

  1. Data processing in gamma spectrometry. Application to the decay schemes study; Traitement des informations en spectrometrie gamma application a l'etude de schemas de desintegration

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boulanger, J P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires, departement d' electronique generale, service d' instrumentation nucleaire

    1968-06-01

    The purpose of this thesis is the processing of the data issued from a gamma spectrometer, and its applications to the decay schemes study. The mathematical analysis of the full energy peaks, in connection with the very good resolution of semi-conductor detectors, leads to a very accurate determination of the energies. The resolution of complex spectra by the least squares method, completed by a spectra generating process, allows the calculation of branching ratios. Then, the handling of the two dimensional experiments permits the coincidence exam. For each of these methods, the calculation principle, then the systematics tests realized in order to prove their validity and to determine their application ranges as well as some experimental results appropriate to illustrate their possibilities, are presented. The energies of some nuclides, frequently used as standards have been thus measured and the decay schemes of {sup 134}Cs and {sup 110m}Ag determined precisely. (author) [French] Cette these est consacree aux methodes de traitement des informations issues d'un spectrometre {gamma}, et a leur application a l'etude des schemas de desintegration: l'analyse mathematique des pics d'absorption totale, conjuguee avec l'excellent pouvoir de resolution des detecteurs semi-conducteurs, conduit a une determination tres precise des energies. La decomposition des spectres complexes par la methode des moindres carres, completee par un procede de generation de spectres, autorise le calcul des rapports de branchement. Enfin le depouillement des experiences biparametriques permet l'examen des coincidences. Pour chacune de ces methodes, on expose le principe des calculs et les essais systematiques effectues afin d'eprouver leur validite et de definir leurs domaines d'application, ainsi que quelques resultats experimentaux propres a illustrer leurs possibilites. Les energies de quelques isotopes utilises couramment comme etalons ont ainsi ete mesurees, et les schemas de

  2. Original Paper Etude des effets vermicide et anti-diarrhéique du ...

    African Journals Online (AJOL)

    lisse intestinal qui serait due, soit à une inhibition de l'influx calcique, soit à une augmentation de l'efflux de calcium sans modification de l'influx ou même à une capture du Ca2+ libre cytoplasmique. Effet des concentrations croissantes du macéré aqueux des feuilles de Salvadora persica, L. sur la contracture induite par.

  3. Investigation of the glide modes of single crystals of beryllium; Etude des modes de glissement de monocristaux de beryllium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-05-01

    glissement et des configurations de dislocations. L'etude du glissement prismatique a ete developpee beaucoup plus largement: l'influence de la temperature de la vitesse de deformation, de l'orientation initiale du plan de base et des plans prismatiques ont ete releves sur des echantillons d'orientation soignee, deformes en tension. On a egalement effectue quelques essais de microdeformation et observe de facon detaillee les lignes de glissement et les configurations de dislocations. Le comportement tres particulier observe n'est pas du aux impuretes, mais au glissement devie. On propose un mecanisme de blocage des dislocations permettant de l'expliquer. Comme ce mecanisme suppose que les dislocations a-bar peuvent aussi se dissocier sur les plans prismatiques [101-bar0] on examine cette possibilite et l'on propose plusieurs dissociations eventuelles dont la plus probable correspond a la transformation de phase hexagonale compacte {yields} cubique centree. En generalisant cette hypothese, on montre alors comment on peut rendre compte de la facilite relative des divers modes de glissement dans tous les metaux hexagonaux. (auteur)

  4. Aerodynamic study of the fluid flow in the channel of a reactor filled with internally and externally cooled fuel elements; Etude aerodynamique de l'ecoulement fluide dans un canal de reacteur charge en elements combustibles annulaires refroidis interieurement et exterieurement

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    A study is made of the problem of the flow-rate and pressure distributions along the length of two volumes, internal and external, bounded by a series of non-continuous annular elements placed along the channel axis. It is observed that the phenomenon can easily be represented by equations. The theoretical expressions observed are particularly simple when the distances between the elements are above a certain minimum value. The experimental work has made it possible to show that the theoretical formulation derived is valid with a very great accuracy. The experimental study has also been carried out in the case of a very small spacing between the elements. It has been possible to show in this case that the hypothesis made for deriving the theoretical expressions was perfectly justified. In the last part finally, we consider the practical problem of evaluating the pressure-drops between the ends of a series of annular elements. (author) [French] On etudie le probleme de la repartition des debits et des pressions le long des deux espaces, interne et externe, delimites par une succession d'elements annulaires non jointifs, disposes suivant l'axe d'un canal. On constate que le phenomene peut etre mis aisement en equation. Les relations theoriques obtenues prennent en particulier une forme simple lorsque les intervalles entre elements sont superieurs a une valeur minimum. L'etude experimentale a permis de constater que cette formulation theorique etablie etait alors valable avec une precision excellente. L'etude experimentale a ete egalement effectuee dans le cas de tres faibles intervalles entre elements consecutifs. On a pu alors verifier que l'hypothese adoptee dans l'etablissement des relations theoriques etait parfaitement justifiee. Dans un dernier chapitre enfin, nous abordons le point de vue pratique de l'evaluation des pertes de charge aux bornes d'un train d'elements annulaires. (auteur)

  5. Aerodynamic study of the fluid flow in the channel of a reactor filled with internally and externally cooled fuel elements; Etude aerodynamique de l'ecoulement fluide dans un canal de reacteur charge en elements combustibles annulaires refroidis interieurement et exterieurement

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    A study is made of the problem of the flow-rate and pressure distributions along the length of two volumes, internal and external, bounded by a series of non-continuous annular elements placed along the channel axis. It is observed that the phenomenon can easily be represented by equations. The theoretical expressions observed are particularly simple when the distances between the elements are above a certain minimum value. The experimental work has made it possible to show that the theoretical formulation derived is valid with a very great accuracy. The experimental study has also been carried out in the case of a very small spacing between the elements. It has been possible to show in this case that the hypothesis made for deriving the theoretical expressions was perfectly justified. In the last part finally, we consider the practical problem of evaluating the pressure-drops between the ends of a series of annular elements. (author) [French] On etudie le probleme de la repartition des debits et des pressions le long des deux espaces, interne et externe, delimites par une succession d'elements annulaires non jointifs, disposes suivant l'axe d'un canal. On constate que le phenomene peut etre mis aisement en equation. Les relations theoriques obtenues prennent en particulier une forme simple lorsque les intervalles entre elements sont superieurs a une valeur minimum. L'etude experimentale a permis de constater que cette formulation theorique etablie etait alors valable avec une precision excellente. L'etude experimentale a ete egalement effectuee dans le cas de tres faibles intervalles entre elements consecutifs. On a pu alors verifier que l'hypothese adoptee dans l'etablissement des relations theoriques etait parfaitement justifiee. Dans un dernier chapitre enfin, nous abordons le point de vue pratique de l'evaluation des pertes de charge aux bornes d'un train d'elements annulaires. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

  7. ETUDE DE L' ARRACHEMENT DES FIBRES METALLIQUES ET CARACTERISATION DE LA LIAISON FIBRE MATRICE

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    F Z MIMOUNE

    2002-12-01

    Full Text Available Cette étude compare trois modes de caractérisation mécanique des propriétés de la liaison fibre matrice dans un composite d’argile ciment fibre d’acier. Des essais ont été effectués avec différents diamètres de fibres afin de mesurer une contrainte d’adhérence. Les différents résultats montrent la nature complexe de la liaison avec chacune des trois méthodes. Une explication du mécanisme et de la divergence des résultats est proposée, qui conduit à préférer l’un des trois tests vis-à-vis de son utilisation pour prévoir les qualités du composite.

  8. ETUDES ANALYTIQUES : Détection des OGM : du libre choix des consommateurs aux études de biovigilance

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Bertheau Yves

    2000-07-01

    Full Text Available Les récentes affaires de semences conventionnelles de colza et de maïs contaminées par des traces d’OGM ont à nouveau, s’il en était besoin, rappelé à notre bon souvenir les besoins en méthodes de détection et d’identification des OGM fiables et sensibles. Les développements se poursuivent, certes bien plus lentement qu’initialement espéré du fait du nombre important de facteurs à maîtriser et du caractère relativement inédit de ce travail. Concernant des matrices alimentaires variées, cette détection se heurte au manque de recul dans plusieurs domaines tels que celui de l’extraction et la purification d’acides nucléiques en quantité et en qualité. Bien que développées pour satisfaire aux besoins réglementaires européens concernant l’alimentation humaine, ces méthodes devraient être aisément applicables dans d’autres domaines concernés par les OGM (étude des transferts de gènes par flux pollinique, éventuels transferts horizontaux, suivi des acides nucléiques lors de l’ingestion.... Au-delà des OGM, les méthodes mises en œuvre devraient présenter un intérêt dans d’autres domaines comme la microbiologie, l’épidémiologie ou l’authentification des composants biologiques d’un produit.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  10. Study of point defects in pure iron by means of electrical resistivity; Etude au moyen de la resistivite electrique des defauts ponctuels dans le fer pur

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Minier-Cassayre, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1965-04-01

    In the first part of this work, after having reviewed the production, observation and the annealing of point defects In metals, we resume the present state of research. In the second part, we explain the techniques we have employed to produce point defects at low temperatures: irradiation, quenching and cold-work; and go on to the study of their migration and annealing. The experimental results obtained for pure iron and for iron containing certain impurities are presented in the third part. In the fourth part we suggest a model which explains the different stages of annealing observed, and their properties. We then compare the energies of interaction between point defects with the values deduced from the theory of elasticity. (author) [French] Dans la premiere partie de cette etude, apres avoir passe en revue la production, l'observation et les modes de guerison des defauts ponctuels dans les metaux, nous exposons l'etat actuel des recherches. La seconde partie est consacree aux techniques que nous avons employees pour produire des defauts ponctuels a basse temperature: irradiations, trempe et ecrouissage puis a l'etude de leur migration et de leur guerison. Les resultats experimentaux obtenus dans le fer pur et le fer contenant certaines impuretes sont presentes dans le troisieme chapitre. Nous proposons ensuite un modele qui explique les differents stades de guerison observes et leurs nombreuses proprietes: nous comparons les energies d'interaction entre defauts ponctuels aux valeurs que l'on pourrait deduire d'un modele elastique. (auteur)

  11. Study and installation of concrete shielding in the civil engineering of nuclear construction (1960); Etude et mise en place des betons de protection dans le genie civil des ouvrages nucleaires (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    The object of this report is to give technical information about high density concretes which have become very important for radiation biological shielding. The most generally used heavy aggregates (barytes, ilmenite, ferrophosphorus, limonite, magnetite and iron punching) to make these concretes are investigated from the point of view prospecting and physical and chemical characteristics. At first, a general survey of shielding concretes is made involving the study of components, mixing and placing methods, then, a detailed investigation of some high density concretes: barytes concrete, with incorporation of iron punching or iron shot, ferrophosphorus concrete, ilmenite concrete and magnetite concrete, more particularly with regard to grading and mix proportions and testing process. To put this survey in concrete form, two practical designs are described such as they have been carried out at the Saclay Nuclear Station. Specifications are given for diverse concretes and for making the proton-synchrotron 'Saturne' shielding blocks. (author) [French] Ce rapport a pour objet de donner des precisions techniques au sujet des betons a haute densite qui ont pris une grande importance pour la protection biologique contre les rayonnements. Les agregats lourds les plus couramment utilises (barytine, ilmenite, ferrophosphore, limonite, magnetite et riblons) pour la fabrication de ces betons, sont examines du point de vue prospection et caracteristiques physiques et chimiques. On procede d'abord a une etude generale des betons de protection comprenant l'etude des constituants, de la confection et de la mise en place, ensuite, a un examen detaille de quelques betons a haute densite: betons a base de barytine, avec incorporation de riblons ou de grenaille de fonte, betons au ferrophosphore, a base d'ilmenite ou de magnetite, notamment en ce qui concerne la granulometrie, la composition, le dosage et les processus d'essais. Pour concretiser ces etudes, deux applications pratiques

  12. Study and installation of concrete shielding in the civil engineering of nuclear construction (1960); Etude et mise en place des betons de protection dans le genie civil des ouvrages nucleaires (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    The object of this report is to give technical information about high density concretes which have become very important for radiation biological shielding. The most generally used heavy aggregates (barytes, ilmenite, ferrophosphorus, limonite, magnetite and iron punching) to make these concretes are investigated from the point of view prospecting and physical and chemical characteristics. At first, a general survey of shielding concretes is made involving the study of components, mixing and placing methods, then, a detailed investigation of some high density concretes: barytes concrete, with incorporation of iron punching or iron shot, ferrophosphorus concrete, ilmenite concrete and magnetite concrete, more particularly with regard to grading and mix proportions and testing process. To put this survey in concrete form, two practical designs are described such as they have been carried out at the Saclay Nuclear Station. Specifications are given for diverse concretes and for making the proton-synchrotron 'Saturne' shielding blocks. (author) [French] Ce rapport a pour objet de donner des precisions techniques au sujet des betons a haute densite qui ont pris une grande importance pour la protection biologique contre les rayonnements. Les agregats lourds les plus couramment utilises (barytine, ilmenite, ferrophosphore, limonite, magnetite et riblons) pour la fabrication de ces betons, sont examines du point de vue prospection et caracteristiques physiques et chimiques. On procede d'abord a une etude generale des betons de protection comprenant l'etude des constituants, de la confection et de la mise en place, ensuite, a un examen detaille de quelques betons a haute densite: betons a base de barytine, avec incorporation de riblons ou de grenaille de fonte, betons au ferrophosphore, a base d'ilmenite ou de magnetite, notamment en ce qui concerne la granulometrie, la composition, le dosage et les processus d'essais. Pour concretiser ces

  13. Contribution to the study of the action of electromagnetic fields on the angular correlations of nuclear radiation (1960); Contribution a l'etude de l'action des champs electromagnetiques sur les correlations angulaires des rayonnements nucleaires (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-01-15

    This work deals with the study of interaction of E.M. fields with nuclear moments of nuclei emitting gamma rays. We describe first experiments on delayed angular correlation showing the role played by statistic quadrupole interaction. We have measured the magnetic moment of the second excited state of {sup 19}F using an external magnetic field. In the case of {sup 19}O, experiments of angular distributions and angular correlations of gamma -rays taking into account the possibility of perturbations, allow us to determine the spin and parities of the three first levels. (author) [French] Le present travail concerne l'etude de l'interaction des champs electromagnetiques et des moments nucleaires de noyaux emettant des rayonnements gamma. Nous decrivons des experiences de correlation angulaire differee dont l'interpretation met en coincidence le role joue par les interactions quadrupolaires statiques. Nous avons mesure le moment magnetique de {sup 19}F dans un etat excite en utilisant un champ magnetique exterieur a la source radioactive. Enfin, dans le cas de {sup 19}O, nous montrons l'utilite d'un examen des possibilites de perturbations dans l'interpretation des resultats fournis par des correlations ou des distributions angulaires. (auteur)

  14. Contribution to the study of the action of electromagnetic fields on the angular correlations of nuclear radiation (1960); Contribution a l'etude de l'action des champs electromagnetiques sur les correlations angulaires des rayonnements nucleaires (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-01-15

    This work deals with the study of interaction of E.M. fields with nuclear moments of nuclei emitting gamma rays. We describe first experiments on delayed angular correlation showing the role played by statistic quadrupole interaction. We have measured the magnetic moment of the second excited state of {sup 19}F using an external magnetic field. In the case of {sup 19}O, experiments of angular distributions and angular correlations of gamma -rays taking into account the possibility of perturbations, allow us to determine the spin and parities of the three first levels. (author) [French] Le present travail concerne l'etude de l'interaction des champs electromagnetiques et des moments nucleaires de noyaux emettant des rayonnements gamma. Nous decrivons des experiences de correlation angulaire differee dont l'interpretation met en coincidence le role joue par les interactions quadrupolaires statiques. Nous avons mesure le moment magnetique de {sup 19}F dans un etat excite en utilisant un champ magnetique exterieur a la source radioactive. Enfin, dans le cas de {sup 19}O, nous montrons l'utilite d'un examen des possibilites de perturbations dans l'interpretation des resultats fournis par des correlations ou des distributions angulaires. (auteur)

  15. Etude de l'évolution des éléments précurseurs d'eutrophisation des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Dans le cadre du suivi de la qualité des eaux de surface destinées à la potabilisation, l'évolution des éléments précurseurs d'eutrophisation (matières azotées et phosphorées) du barrage n°3 de Ouagadougou a été investiguée durant la période de septembre 2012 à décembre 2012. Les paramètres chimiques ont été ...

  16. 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

  17. Etude physico-chimique et minéralogique comparative des ...

    African Journals Online (AJOL)

    La valorisation des ressources locales constitue un impératif afin d'atteindre des objectifs de développement durable. Cette étude a consisté à évaluer les caractéristiques physiques, chimiques et minéralogiques d'une argile provenant de Mbodiène (Sénégal), l'attapulgite, comparativement avec un médicament ...

  18. Etude de l'activité antibactérienne des huiles essentielles de la ...

    African Journals Online (AJOL)

    Le recours aux plantes médicinales constitue alors une des plus intéressantes pistes à explorer ; c‟est dans cette perspective que nous nous sommes intéressés à l‟étude de l‟activité antibactérienne des feuilles de la Sauge officinale (Salvia officinalis L.) de la région du nord-est Algérien. Dans cette étude, nous avons ...

  19. ETUDE DE L’INFLUENCE DES DIFFERENTS PARAMETRES SUR UN MODULE PHOTOVOLTAÏQUE

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Assia ZERDOUDI

    2015-06-01

    Full Text Available L’Algérie dispose d’environ 3200 heures d’ensoleillement par année, bénéficiant d’une situation climatique favorable à l’application des techniques solaires. La conception des installations efficaces et rentables sur la base des modules solaires est particulièrement importante. Des logiciels dédiés à la simulation des systèmes photovoltaïques peuvent réaliser une vaste et précise analyse, mais ils ne permettent généralement pas à l'utilisateur de modifier les algorithmes. Dans le présent travail, un programme fonctionnant en environnement MATLAB, de la simulation de l'application d'un système photovoltaïque sur la base des modèles mathématiques, de ses composants a été conçu, nous avons modélisé un générateur photovoltaïque en se basant sur les équations électriques et mathématiques qui régissent son comportement ainsi que la dégradation  des caractéristiques de ce générateur en fonction des conditions météorologiques (température et éclairement. Nous avons  réalisé notre étude sur le module SPR 315 E de chez SUNPOWER, qui fournit une puissance de 315 W..

  20. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  6. Experimental study of the Rapsodie protections; Etude experimentale des protections de rapsodie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chapelet, M; Edeline, J; Lhiaubet, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1968-07-01

    This report gives details of the protection tests which have been carried out by the Protection Sub-Commission during the starting-up trials on the reactor Rapsodie. The main types of tests reported concern the flux measurements in the core, the reflectors, the sodium and the near biological protections, the radio-protection measurements in the premises, and the activation of the principal fluids. In the last part, the results obtained are analyzed and compared to the forecast calculations. (author) [French] Ce rapport rend compte des essais de protection qui ont ete effectues dans le cadre des essais de demarrage de RAPSODIE par la Sous Commission Protection. Les principaux types d'essais rapportes sont les mesures de flux dans le coeur, les reflecteurs, le sodium et les protections biologiques proches, les mesures de radioprotection dans les locaux, et l'activation des principaux fluides. Dans la derniere partie, les resultats obtenus sont analyses et compares aux calculs previsionnels. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mounier, C.

    1994-05-01

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

  8. 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)

  9. Study of trans-uranian incineration in molten salt reactor; Etude de l'incineration des transuraniens en reacteur a sel fondu

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Valade, M

    2000-10-27

    With the emergence of new options for nuclear power, molten salt reactors are envisaged for waste management. The aim of this thesis is to show how molten salt reactors can help to solve the transuranics issue. Their high versatility regarding to isotopic vector allows to accommodate large fractions of minor actinides as compared to solid fuel system. In this thesis, a neutronics study of molten salt reactors, MSR, has been conducted. For this purpose, two reference systems were considered, TIER1 and AMSTER. In the case of TIER1, an optimisation was made to reach an equilibrium. The analysis of both systems showed the main characteristics of MSR: their link to chemistry and on line reprocessing. In this work, several methods to drive the system to a state of equilibrium have been implemented and compared. During this process the isotopic composition and neutron spectrum, thus the nuclear reaction cross sections, vary tremendously. It is essential to take these evolutions into account in order to accurately estimate the equilibrium state. This has been accomplished inside the multi-recycling procedure we set with ERANOS. A dedicated calculation schema has been realized to simulate superthermal systems with this computation code. These results were checked through a benchmark against other computer codes. Then, with multi-recycling method, several molten salt systems have been compared in order to define the optimal reactor for transuranics incineration. Nevertheless, a final choice can not only be done using only neutronics characteristics since chemistry and thermal-hydraulics constraints are really important for MSR. Moreover, a complete safety study would be required. (author)

  10. Detailed study of transmutation scenarios involving present day reactor technologies; Etude detaillee des scenarios de transmutation faisant appel aux technologies actuelles pour les reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2003-07-01

    This document makes a detailed technical evaluation of three families of separation-transmutation scenarios for the management of radioactive wastes. These scenarios are based on 2 parks of reactors which recycle plutonium and minor actinides in an homogeneous way. A first scenario considers the multi-recycling of Pu and Np and the mono-recycling of Am and Cm using both PWRs and FBRs. A second scenario is based on PWRs only, while a third one considers FBRs only. The mixed PWR+FBR scenario requires innovative options and gathers more technical difficulties due to the americium and curium management in a minimum flux of materials. A particular attention has been given to the different steps of the fuel cycle (fuels and targets fabrication, burnup, spent fuel processing, targets management). The feasibility of scenarios of homogeneous actinides recycling in PWRs-only and in FBRs-only has been evaluated according to the results of the first scenario: fluxes of materials, spent fuel reprocessing by advanced separation, impact of the presence of actinides on PWRs and FBRs operation. The efficiency of the different scenarios on the abatement of wastes radio-toxicity is presented in conclusion. (J.S.)

  11. Study of trans-uranian incineration in molten salt reactor; Etude de l'incineration des transuraniens en reacteur a sel fondu

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Valade, M

    2000-10-27

    With the emergence of new options for nuclear power, molten salt reactors are envisaged for waste management. The aim of this thesis is to show how molten salt reactors can help to solve the transuranics issue. Their high versatility regarding to isotopic vector allows to accommodate large fractions of minor actinides as compared to solid fuel system. In this thesis, a neutronics study of molten salt reactors, MSR, has been conducted. For this purpose, two reference systems were considered, TIER1 and AMSTER. In the case of TIER1, an optimisation was made to reach an equilibrium. The analysis of both systems showed the main characteristics of MSR: their link to chemistry and on line reprocessing. In this work, several methods to drive the system to a state of equilibrium have been implemented and compared. During this process the isotopic composition and neutron spectrum, thus the nuclear reaction cross sections, vary tremendously. It is essential to take these evolutions into account in order to accurately estimate the equilibrium state. This has been accomplished inside the multi-recycling procedure we set with ERANOS. A dedicated calculation schema has been realized to simulate superthermal systems with this computation code. These results were checked through a benchmark against other computer codes. Then, with multi-recycling method, several molten salt systems have been compared in order to define the optimal reactor for transuranics incineration. Nevertheless, a final choice can not only be done using only neutronics characteristics since chemistry and thermal-hydraulics constraints are really important for MSR. Moreover, a complete safety study would be required. (author)

  12. Etude de la fertilite et de la fecondite des femelles bovins ...

    African Journals Online (AJOL)

    L'insémination artificielle demeure, de nos jours, un excellent outil d'amélioration génétique de la production laitière. L'étude a consisté à déterminer la fertilité et la fécondité des femelles bovins soumises à l'insémination artificielle sur chaleurs induites par le protocole Prid® Delta. Il ressort de cette recherche, des taux de ...

  13. Littoral Infrared Ship Self Defence Technology Studies (Autodefense cotiere infrarouge des navires etudes technologiques)

    Science.gov (United States)

    2014-05-01

    Panels, vous pouvez demander d’être inclus soit à titre personnel, soit au nom de votre organisation, sur la liste d’envoi. Les publications de la STO...doivent comporter la dénomination « STO », « RTO » ou « AGARD » selon le cas, suivi du numéro de série. Des informations analogues, telles que le titre ...ou « AGARD » selon le cas, suivie du numéro de série (par exemple AGARD-AG-315). Des informations analogues, telles que le titre et la date de

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-12-01

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

  15. Beach sediments drift study by means of radioactive tracers; L'etude du transport littoral par la methode des traceurs radioactifs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hours, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Jaffry, P [Electricite de France (EDF), 78 - Chatou (France). Lab. National d' Hydraulique

    1959-07-01

    The present state of the sediments drift studies by means of radioactive tracers is exposed. Various processes of labelling, immersion and detection, used in France and other countries, are reviewed. A more extended analysis of some aspects of the problem by the same authors can be found in 'La Houille Blanche', number 3, may-june 1959 (Rapport C.E.A. number 1269). (author) [French] L'etude du transport littoral des sediments et galets par la methode des traceurs radioactifs est en plein developpement. Le present rapport precise l'etat actuel de la question. Les techniques de marquage, d'immersion et de detection utilisees en France et a l'etranger sont decrites; une analyse plus detaillee de certains aspects de la question est presentee par les memes auteurs dans 'La Houille Blanche', numero 3, mai-juin 1959 (Rapport C.E.A. numero 1269). (auteur)

  16. Study of the antithyroid and radioprotective properties of compounds of the 5 thione imidazolidines group; Etude des proprietes antithyroidiennes et radioprotectrices de composes de la famille des 5 thione imidazolidines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rinaldi, R; Bernard, Y [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-07-01

    Some compounds of the 5 thione imidazolidines group were synthesized by conventional or original methods, and this study is aimed at defining certain pharmacodynamic properties which these substances may be expected to show on the basis of their structure. The properties looked for are: - antithyroid activity, by studying the difference in iodine 131 fixation by the thyroid of rats previously treated or not with these materials; - radioprotective activity, by the comparative study of percentage survival; after 30 days, of mice subjected to a lethal dose of X radiation and having received or not, before irradiation, an intraperitoneal injection of the product under investigation. (author) [French] La synthese de quelques composes de la famille des 5 thione imidazolidines a ete realisee par des methodes classiques ou originales, et le but de ce travail est d'essayer de preciser certaines proprietes pharmacodynamiques que la structure de ces substances peut laisser prevoir. Les proprietes recherchees sont: - l'activite antithyroidienne par l'etude de la difference de la fixation de l'iode 131 par la thyroide de rats prealablement traites ou non par ces produits; - l'activite radioprotectrice par l'etude comparative du pourcentage de survie a 30 jours chez des souris soumises a une dose lethale de rayonnement X, et ayant recu ou non, avant irradiation une injection intraperitoneale du produit a etudier. (auteur)

  17. Reactive turbulent flow CFD study in supercritical water oxidation process: application to a stirred double shell reactor; Etude par simulation numerique des ecoulements turbulents reactifs dans les reacteurs d'oxydation hydrothermale: application a un reacteur agite double enveloppe

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Moussiere, S

    2006-12-15

    Supercritical water oxidation is an innovative process to treat organic liquid waste which uses supercritical water properties to mix efficiency the oxidant and the organic compounds. The reactor is a stirred double shell reactor. In the step of adaptation to nuclear constraints, the computational fluid dynamic modeling is a good tool to know required temperature field in the reactor for safety analysis. Firstly, the CFD modeling of tubular reactor confirms the hypothesis of an incompressible fluid and the use of k-w turbulence model to represent the hydrodynamic. Moreover, the EDC model is as efficiency as the kinetic to compute the reaction rate in this reactor. Secondly, the study of turbulent flow in the double shell reactor confirms the use of 2D axisymmetric geometry instead of 3D geometry to compute heat transfer. Moreover, this study reports that water-air mixing is not in single phase. The reactive turbulent flow is well represented by EDC model after adaptation of initial conditions. The reaction rate in supercritical water oxidation reactor is mainly controlled by the mixing. (author)

  18. Contribution to the study of uranyl salts in butyl phosphate solutions; Contribution a l'etude des solutions de sels d'uranyle dans les phosphates butyliques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-06-01

    A spectroscopic study in the normal infrared region and involving the following associations: tri-alkyl phosphates (tri-butyl, tri-ethyl, tri-methyl), uranyl salts (nitrate, chloride, acetate) has confirmed the existence of an interaction between the phosphoryl group and the uranium atom, as shown by a movement of absorption band for the valency P = 0 from {approx} 1270 cm{sup -1} to {approx} 1180 cm{sup -1}. A study of the preparation, analysis and spectroscopy of the solids obtained by the precipitation of uranyl salts by acid butyl phosphates has been carried out. By infrared spectrophotometry it has been shown that the tri-butyl and di-butyl phosphates are associated in non-polar diluents even before the uranium is introduced. The extraction of uranyl salts from acid aqueous solutions by a diluted mixture of tri-butyl and di-butyl phosphates proceeds by different mechanisms according to the nature of the ion (nitrate or chloride). (author) [French] Une etude spectroscopique dans l'infrarouge moyen portant sur les associations: - phosphates trialcoyliques (tributylique - triethylique - trimethylique) - sels d'uranyle (nitrate, chlorure, acetate) a confirme l'existence d'une interaction entre le groupement phosphoryle et l'atome d'uranium, se manifestant par un deplacement de la bande d'absorption de la vibration de valence P = 0 de {approx} 1270 cm{sup -1} a {approx} 1180 cm{sup -1}. Une etude preparative, analytique et spectroscopique des solides obtenus par precipitation de sels d'uranyle par les phosphates butyliques acides a ete effectuee. La spectrophotomerie infrarouge met en evidence l'association, anterieure a toute introduction d'uranium, des phosphates tributylique et dibutylique dans des diluants non polaires. L'extraction de sels d'uranyle, d'une solution aqueuse acide par un melange dilue de phosphates tributylique et dibutylique, s'effectue suivant des processus differents a la nature de l'anion (nitrate ou chlorure). (auteur)

  19. Kinetic ion exchange studies in ultramarines by the radioactive tracer method; Etudes cinetiques d'echanges d'ions dans les outremers par la technique des traceurs radioactifs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    May, S; Goenvec, H; Pinte, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1960-07-01

    The possibility of ion exchanges in various ultramarines has been studied in the aqueous phase. The kinetics of the exchange reactions is followed by studying the behaviour of a radioactive ion, either in the solution of the exchanging salt or in the ultramarine itself. The sodium in the make-up of the ultramarine, is found to exchange with various ions in solution. The reaction speeds appear to be governed by a diffusion process inside the grains of ultramarine. The diffusion coefficients and the activation energies are determined for the exchanges studied. Several exchange studies were carried out in an organic medium. The kinetics of ion exchange is also investigated in ultramarines from which most of the constituent sulphur has been eliminated. The results obtained in these ultramarines are compared with the exchange kinetics of the same ions in ordinary ultramarine. (author) [French] Nous avons etudie la possibilite d'echanges ioniques dans differents outremers, en phase aqueuse. L'etude cinetique des reactions d'echanges est suivie en etudiant le comportement d'ion radioactif, soit dans la solution du sel echangeant, soit dans l'outremer lui-meme. C'est le sodium de constitution de l'outremer qui s'echange avec differents ions en solution. Les vitesses de reactions semblent etre controlees par un processus de diffusion a l'interieur des grains d'outremer. Les coefficients de diffusion et les energies d'activation sont determines pour les echanges etudies. Quelques etudes sont realisees en milieu organique ou quelques echanges ont ete etudies. La cinetique d'echange d'ions est egalement etudie dans des outremers dans lesquels la majorite du soufre de constitution a ete eliminee. On compare les resultats obtenus dans ces outremers avec les cinetiques d'echanges des memes ions dans l'outremer ordinaire. (auteur)

  20. Etude des proprietes antioxydantes d'un extrait d'ecorces d ...

    African Journals Online (AJOL)

    acide ascorbique. Ces résultats suggèrent une activité ... Ces résultats peuvent constituer un apport réel dans la recherche de molécules bioactives, pouvant prévenir ou traiter des pathologies liées au stress oxydatifs. Mots clés : Anacardium ...

  1. Etude des répercussions de la pollution industrielle sur la riziculture ...

    African Journals Online (AJOL)

    Les industries spécialisées dans le textile déversent leurs eaux usées dans le ... sur les sols, les compositions chimiques des plants de riz et sur la production. ... The effluents quality varies on day, the pH from 3.9 to 10.6 and the electrical ...

  2. Etude des différents systèmes d'embouteillage du vin

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    H. HAUBS

    1971-09-01

    Afin d'établir une classification des machines d'embouteillage, on peut, comme dans toutes les tentatives de ce genre, utiliser différents critères. De prime abord, le plus important nous semble être de distinguer entre les tireuses à niveau constant et les tireuses volumétriques

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

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    R GHERIANI

    2001-06-01

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

  4. 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)

  5. Possibility of using radioactivity control measurements for determining contamination paths in nutritional vectors; Etude des possibilites d'utilisation des resultats de la surveillance de la radioactivite pour la recherche des trajectoires d'evolution de la contamination des vecteurs alimentaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-07-01

    The object of the report is to study the possibility of using results of radioactivity controls for determining the paths followed by contamination in nutritional vectors; these are necessary for calculating protection norms. Radioactive contamination of a nutritional vector is expressed in terms of parameters which suggest that a certain number of criteria may be used for choosing the results which are to be exploited. An actual example of a 'vertical' study based on results of measurements made purely for control purposes shows the difficulties which may be encountered. A list of the results obtained by the control networks set up in the Community Countries, either for the atmosphere, for milk, or for other foodstuffs, shows that these networks are not at the present organised in such a way as to make such a study possible. It appears desirable that a large part of the work carried out by the control Services be oriented in such a way as to yield the complementary information required for experimental studies of radioactive contamination transfers. (author) [French] L'objet du rapport est l'examen des possibilites d'utilisation des resultats de la surveillance de la radioactivite pour la recherche des trajectoires d'evolution de la contamination des vecteurs alimentaires, necessaires au calcul des niveaux de protection. La contamination radioactive d'un vecteur alimentaire s'exprime en fonction de parametres, qui suggerent de retenir un certain nombre de criteres pour la selection des resultats a exploiter. Un exemple concret d'etude 'verticale' basee sur des resultats de mesures faites uniquement dans un but de controle met en evidence les difficultes rencontrees. L'inventaire des resultats obtenus par les reseaux de controle des differents Pays de la Communaute, soit pour l'atmosphere, soit pour le lait, soit pour d'autres aliments, montre que ces reseaux ne sont pas actuellement organises de facon a permettre de telles etudes, Il parait souhaitable qu

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    2009-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Grimbert, Arnold

    1957-07-01

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

  8. Study of microinstabilities due to an anisotropic velocity distribution function of the particles of a homogeneous plasma; Etude des microinstabilities liees a l'anisotropie de la fonction de distribution des vitesses des particules d'un plasma homogene

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-06-01

    A study is made of instabilities in a plasma with an ion velocity distribution function of the form: f{sub oi} = 1 / (2*{pi}*{alpha}{sub p}e{sub i}*{alpha}{sub p}a{sub i}) * {lambda}({nu}{sub p}e - {alpha}{sub p}e{sub i}) * e{sup -}(v{sub pa2}/{alpha}{sub pai2}). The plasma is assumed to have finite dimensions limited by infinitely conductive boundary surfaces. A theoretical and numerical analysis of marginal stability locates the regions of stability as a function of several parameters; i.e. plasma length, ion anisotropy ({tau}) and electron temperature (T{sub e}). A limiting plasma length is found, below which the plasma is stable regardless of its density. For the parameters of the injection experiment M.M.I.I. at Fontenay-aux-roses it is found that the type of instabilities studied here should not occur. (author) [French] L'etude est faite en choisissant une fonction de distribution des ions de la forme f{sub oi} = 1 / (2*{pi}*{alpha}{sub p}e{sub i}*{alpha}{sub p}a{sub i}) * {lambda}({nu}{sub p}e - {alpha}{sub p}e{sub i}) * e{sup -}(v{sub pa2}/{alpha}{sub pai2}) et en supposant une conductivite infinie sur les limites du plasma de dimensions finies. L'etude theorique et numerique de la stabilite marginale determine les domaines de stabilite qui sont etudies en fonction de plusieurs parametres: longueur du plasma, anisotropie des ions ({tau}), temperature electronique (T{sub e}). Il apparait une longueur limite du plasma au-dessous de laquelle le plasma est stable, independemment de la densite. L'application faite avec les valeurs des parametres de l'experience d'injection M.M.I.I, a Fontenay-aux-Roses permet de conclure a la non existence dans cet appareil du type d'instabilite etudie ici. (auteur)

  9. Contribution to the study of point defects formed in nickel by electron bombardment; Contribution a l'etude des defauts ponctuels crees par bombardement electronique dans le nickel

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Oddou, J L [Commissariat a l' Energie Atomique, 38 - Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1968-12-01

    After a short account of the experimental techniques employed in our studies, the experimental results obtained on pure nickel samples are exposed. The apparition of the successive annihilation stages of point defects created by electron bombardment is established by isochronal heat treatments: the annihilation kinetics and the corresponding activation energies are determined. The effect of the incident particle doses is also studied. The experimental results are then compared with R.A. Johnson's theoretical calculations of the stability and the migration of point defects in nickel, and taking into account the results obtained by Peretto in magnetic after effect measurements. This leads us to a model in good agreement with calculations and experiment for the first stages. In a second chapter the behaviour of nickel doped by certain impurities is studied. First, the results concerning the rate of increase of resistivity (function of sample purity) is investigated. Two possible explanations of the observed phenomenon are proposed: either a deviation with respect to Mathiessen's law, or an increase of the number of defects formed in the presence of impurity atoms. Finally, a study of the resistivity recovery of the doped samples permits us to suggest an order of magnitude for the binding energy interstitial/impurity atom in the nickel matrix. (author) [French] Apres avoir brievement rappele les techniques experimentales que nous avons utilisees pour cette etude, nous exposons les resultats experimentaux obtenus sur des echantillons de nickel pur. Les stades successifs d'annihilation des defauts ponctuels crees par bombardement electronique sont mis en evidence par traitements thermiques isochrones; les cinetiques de disparition, et les energies d'activation correspondantes sont determinees. Nous etudions egalement l'effet de la dose des particules incidentes. Les resultats experimentaux sont ensuite compares avec les calculs theoriques de R.A JOHNSON sur la stabilite

  10. Etude du secteur des préparations pour desserts 2009

    OpenAIRE

    Combris, Pierre; Goglia, Raffaella; Henini, Marion; Lafitte, Caroline; Soler, Louis Georges; Spiteri, Marine; Stevenin, Florence; Observatoire de la Qualité de l'Alimentation

    2010-01-01

    Cette étude sectorielle de suivi du marché des préparations pour desserts repose principalement sur les informations relevées sur les emballages, notamment les valeurs nutritionnelles, la taille des portions indiquées, les repères nutritionnels, les recommandations de consommation… Pour cette première année d’étude, la base de données compte 155 références, correspondant à une couverture d’au moins 67% du marché en volume. Pour affiner au mieux les traitements effectués, le secteur a été déco...

  11. Contribution to the study of screw dislocations; Contribution a l'etude des dislocations helicoidales

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-03-01

    The aim of this work is to study the germination, growth and properties of screw dislocations. In the introduction (first chapter), we describe briefly the main experimental results obtained by various authors (observations of screws by Amelinckx and Bontinck in ionic crystals, by Dash in silicon crystals and by Thomas and Whelan in aluminium based alloys). We then make a few considerations concerning characteristic geometry of screws and the various methods used for calculating the energy of a dislocation. In the second chapter we study the problems involving only slip of the screw around its cylinder. We calculate the equilibrium step as a function of the forces acting on the extremities. We determine the critical stress required to disrupt the screw and study the interactions between the screw and other dislocations of the lattice. In the third chapter we consider the problem of the stability when the dislocation can climb by absorption or emission of vacancies. We study separately the stability of the size which only involves volume diffusion and the stability of the shape which depends only on the rearrangement of the vacancies along the dislocation. In chapter four we put forward a germination model for the screws: since the vacancies are not absorbed by the screw dislocations, they form clusters which take up a spiral form. The formation of these spirals is studied from the geometrical point of view in face-centered cubic systems. In chapter five we make use of the results obtained in chapters two and three for studying the growth of the spirals. (author) [French] Le but de ce travail est d'etudier la germination, la croissance et les proprietes des dislocations helico ales. Dans l'introduction (premier chapitre), nous exposons brievement les principaux resultats experimentaux obtenus par differents auteurs (observations d'helice par Amelinckx et Bontinck dans les cristaux ioniques, par Dash dans des cristaux de silicium et par Thomas et Whelan dans des

  12. 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)

  13. Etude comparative d'efficacité de prétraitement des effluents d'une ...

    African Journals Online (AJOL)

    INSPIRON

    1 litre d'eau à traiter avec un coagulant commercial (sulfate d'aluminium) à des doses croissantes (0 à 1.2 g/litre d'eau à traiter) et jumelées séparément à une concentration unique et constante d'adjuvant de floculation. (polyélectrolyte SP6) de 1 mg/l. Le temps global d'un essai est de 50 minutes. Il correspond à 5 minutes ...

  14. Etude par simulation hil des performances d'un statcom pour la ...

    African Journals Online (AJOL)

    Ce travail présente l'étude par simulation Hardware In the Loop (HIL) des performances d'un STATCOM pour la stabilisation de la tension délivrée par une génératrice asynchrone triphasée auto excitée dans un réseau autonome. Nous avons combiné l'utilisation du logiciel de simulation LABVIEW et la carte ARDUINO ...

  15. Study of betatron oscillations in a constant field and alternating gradient accelerator; Etude des oscillations betatron dans l'accelerateur a champ fixe et a gradient alterne

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

    The conditions for the stability of a constant energy particle beam circulating in the magnetic field of the F.F.A.G. accelerator are studied. By a mathematical study it is possible to derive the equations for the equilibrium orbit and for the low amplitude oscillations, and the expressions for the amplitude stability limits of the beam. For this, approximation methods are used, in particular the linearization of the differential equations of the movement, and the method of gradual approximation. Numerical investigations carried out with the help of the IBM 7090 computer make it possible to judge the precision of the results given by the theory. A systematic variation of the parameters makes it possible to understand more clearly the mechanism of the amplitude variations of the trajectories. Finally, for the radial sector model, the possibility of introducing zones free from the magnetic field is considered. The case of short straight sections, respecting the field periodicity, and of that of long straight sections creating super-periods are considered. For the two cases are given solutions which should lead to a practical machine. (author) [French] On etudie les conditions de stabilite d'un faisceau de particules circulant a energie constante dans le champ magnetique de l'accelerateur F.F.A.G. Une etude mathematique permet d'etablir les equations de l'orbite d'equilibre et des oscillations de faible amplitude, les expressions des limites de stabilite en amplitude du faisceau. On emploie a cet effet des methodes d'approximation, essentiellement la linearisation des equations differentielles du mouvement et la methode de l'approximation douce. Des investigations numeriques effectuees a l'aide de la calculatrice IBM 7090 permettent d'apprecier l'exactitude des resultats fournis par la theorie. Une variation systematique des parametres permet de mieux comprendre le mecanisme des variations d'amplitude des trajectoires. On etudie enfin, pour le modele a secteur radial

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

  17. Study of allotropic transformations in plutonium; Etude des transformations allotropiques du plutonium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-06-01

    The allotropic transformations in plutonium have been studied by different methods: metallography, dilatometry, thermal analysis, resistivity measurements, examination with a hot stage microscope. In order to study the importance of the purity, purification process such as zone-melting or electro-diffusion have been developed. The characteristics of the {alpha} {r_reversible} {beta} transformation can be explained in terms of the influence of internal stresses on the transition temperature and on the transformation kinetics. Some particular characteristics of {delta} {yields} {gamma}, {gamma} {yields} {alpha}, {delta} {r_reversible} {epsilon}, {beta} {r_reversible} {gamma} and {delta} {yields} {alpha} transformations are also given. (author) [French] Les transformations, allotropiques du plutonium ont ete etudiees a l'aide de differentes methodes: metallographie, dilatometrie, analyse thermique, mesure de resistivite, examen au microscope a platine chauffante. Pour preciser l'influence de la purete, des procedes de purification comme la fusion de zone ou l'electrodiffusion ont ete mis au point. Les caracteres de la transformation {alpha} {r_reversible} {beta} s'expliquent par le role des contraintes internes sur la temperature de transition et la cinetique de transformation. Quelques particularites des transformations {delta} {yields} {gamma}, {gamma} {yields} {alpha}, {delta} {r_reversible} {epsilon}, {beta} {r_reversible} {gamma} et {delta} {yields} {alpha} sont egalement presentees. (auteur)

  18. Etude par imagerie radar des pollutions pétrolières

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    G. Rees

    2004-06-01

    Full Text Available En Russie, chaque année, les déversements de pétrole représentent un cinquième de la production totale. Les plus importants se produisent dans le domaine périglaciaire où le milieu naturel est d’une extrême fragilité. Les pipelines sont soumis à de rudes conditions notamment à la corrosion et aux processus cryogéniques. Le risque de rupture augmente en conséquence. La surveillance des déversements d’hydrocarbures, contrainte par l’immensité et la fréquente inaccessibilité du réseau de pipelines, peut être réalisée par le recours à la télédétection. L’objectif de ce travail est de fournir, à travers l’exemple de la catastrophe d’Usinsk (Rép. de Komi survenue en 1994, des outils d’analyse des images radar. Outre leur capacité à s’affranchir du couvert nuageux, les capteurs radar apportent des informations complémentaires à celles fournies par des capteurs optiques. L’exploitation thématique de ces images est rendue difficile par un certain nombre de facteurs perturbateurs tels que les caractéristiques propres du capteur, la direction de visée, la topographie et le phénomène de chatoiement (speckle. Le travail présenté montre le rôle prépondérant joué par ces corrections qui permettent de disposer de données quantitatives comparables d’une date à une autre. La méthode mise au point ici pour le suivi temporel de l’épanchement de pétrole d’Usinsk à partir de trois images radar, est discutée notamment dans ses limites et son aspect opérationnel possible.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Naudet, R.

    1963-05-15

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

  20. Contribution to the study of neutron propagation in cavities; Contribution a l'etude de la propagation des neutrons dans les cavites

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    In large size cavities where the dimensions of the holes are greater than the mean free path of the radiations, the neutron propagation calculations are carried out by taking into account the effect of the medium surrounding the hole using a reflection coefficient or albedo. In this work the fast neutron albedos are obtained for various materials and these results are applied for a Monte-Carlo propagation calculation. A comparison of this calculation with experimental results shows the validity of the method. (author) [French] Dans les cavites de grandes dimensions, ou les dimensions des vides sont superieures au libre parcours moyen des rayonnements, le calcul de la propagation des neutrons se fait en essayant de rendre compte de l'effet du milieu entourant le vide, par un coefficient de reflexion ou albedo. Dans cette etude, sont d'une part obtenus des albedo en neutrons rapides sur divers materiaux, d'autre part ces resultats sont appliques pour un calcul de MONTE-CARLO de propagation. La comparaison entre le calcul et l'experience montre la validite de la methode. (auteur)

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

    Science.gov (United States)

    Denoyer, Aurelie

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

  2. Neutron Activation for Studying Hydroelectrolytic Disorders in Child Pathology; Application de l'Activation Neutronique a l'Etude des Troubles Hydroelectrolytiques en Pathologie Infantile

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dubois, J. [Hopital Universitaire St-Pierre, Bruxelles (Belgium); Colard, J. [Centre d' Etude de l' Energie Nucleaire, Mol (Belgium); Vis, H. L. [Institut pour la Recherche Scientifique en Afrique Centrale, Bukavu (Congo, The Democratic Republic of the)

    1967-10-15

    The authors describe a method of determining electrolytes (Na, K, CI) and phosphorus in small fragments of muscle taken from child patients by needle biopsy. This method has been used to study muscular disturbances in hydroelectrolytic illnesses of childhood, whether acute, such as dehydration or toxicosis in infants, or chronic, such as malnutrition or marasmus. The results are discussed in the light of parallel data obtained by other methods of investigation. The authors also discuss the possibility of using this method to estimate intra-cellular hydroelectrolytic disorders in child pathology. (author) [French] Les auteurs presentent la description d'une methode permettant le dosage des electrolytes (Na, K, Cl) et du phosphore sur de petits fragments musculaires preleves par ponction-biopsie chez l'enfant. Cette methode a ete appliquee a l'etude des perturbations du milieu musculaire dans des troubles hydroelectrolytiques aigus (deshydratation et toxicose des nourrissons) et chroniques (malnutrition et denutrition) de l'enfance. Les resultats obtenus sont discutes a la lumiere de donnees recueillies parallelement par d'autres methodes d'investigation. Les auteurs discutent egalement la possibilite d'estimer par cette methode les perturbations hydroelectrolytiques intra-cellulaires en pathologie pediatrique. (author)

  3. Contribution to the study of neutron propagation in cavities; Contribution a l'etude de la propagation des neutrons dans les cavites

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    In large size cavities where the dimensions of the holes are greater than the mean free path of the radiations, the neutron propagation calculations are carried out by taking into account the effect of the medium surrounding the hole using a reflection coefficient or albedo. In this work the fast neutron albedos are obtained for various materials and these results are applied for a Monte-Carlo propagation calculation. A comparison of this calculation with experimental results shows the validity of the method. (author) [French] Dans les cavites de grandes dimensions, ou les dimensions des vides sont superieures au libre parcours moyen des rayonnements, le calcul de la propagation des neutrons se fait en essayant de rendre compte de l'effet du milieu entourant le vide, par un coefficient de reflexion ou albedo. Dans cette etude, sont d'une part obtenus des albedo en neutrons rapides sur divers materiaux, d'autre part ces resultats sont appliques pour un calcul de MONTE-CARLO de propagation. La comparaison entre le calcul et l'experience montre la validite de la methode. (auteur)

  4. Study of immiscibilities in the trilaurylamine - dodecane - nitric acid - plutonium system; Etude des immiscibilites dans le systeme trilaurylamine - dodecane - acide nitrique - plutonium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    Phase equilibrium in systems made up of trilaurylamine, dodecane, nitric acid tetravalent plutonium is shown by drawing the triangular diagrams. the study of these diagrams provides informations concerning the causes of immiscibility. Heterogeneity of the organic mixtures can be related to some characteristics of the components- dipole moment, molecular polarizability and hydrogen bond exchanging ability-Depending on these, some rules may be established which can be used to make a proper choice of an additive in order to improve the miscibility. As an application a study on the partial substitution of dodecane with decalin, in plutonium extraction experiments, has been done showing a possible improvement of the extraction process. (author) [French] L equilibre des phases dans les systemes formes a partir de trilaurylamine, de dodecane, d'acide nitrique et de plutonium tetravalent est represente en tracant les diagrammes triangulaires. L'examen de ces diagrammes permet d'apporter certaines precisions en ce qui concerne l'origine des immiscibilites. Celles ci sont ensuite reliees a certaines caracteristiques des constituants: le moment dipolaire, la polarisabilite moleculaire et la tendance a former des liaisons hydrogene. Sur les memes bases, il est possible d'etablir un certain nombre de regles pouvant servir a guider le choix d'un additif ameliorant la miscibilite. En application, une etude sur le remplacement partiel du dodecane par la decaline montre l'interet de l'emploi de ce compose dans le procede de purification du plutonium. (auteur)

  5. Contribution to the study of deformed heavy nuclei by means of nuclear reactions; Contribution a l'etude des noyaux lourds deformes au moyen de reactions nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-06-01

    The experimental results obtained in the study of the (d,p) reactions, at E{sub d} = 12 MeV, on the three even-even deformed nuclei {sup 170}Yb, {sup 172}Yb and {sup 174}Yb have been analysed in terms of DWBA calculations. The spectroscopic information relative to the odd final nuclei have been compared with the predictions of the collective model and of the Nilsson's model. The effect of various parameters used in the DWBA analysis (form factors, optical wave functions) has been carefully studied. The observed differences between the three final nuclei are qualitatively reproduced in the experimental study of resonances, seen in excitation functions of elastically and inelastically scattered protons on the same target nuclei, and corresponding to analogue states in the three nuclei {sup 171}Lu, {sup 173}Lu and {sup 175}Lu. (author) [French] Les resultats experimentaux de l'etude des reactions (d.p) a E{sub d} = 12 MeV, sur les noyaux deformes pairs-pairs {sup 170}Yb, {sup 172}Yb et {sup 174}Yb ont ete interpretes dans le cadre de l'approximation de Born des ondes deformees. Les informations spectroscopiques relatives aux noyaux impairs finals ont ete comparees aux predictions du modele collectif et du modele de Nilsson, apres avoir examine avec soin l'influence des differents parametres (facteurs de forme, fonctions d'onde 'optiques') utilises lors de l'analyse. Les differences observees entre les trois noyaux finals sont qualitativement reproduites par les resultats experimentaux de l'etude de resonances dans les fonctions d'excitation de diffusion elastique et inelastique de protons sur les memes noyaux-cibles, lors de la recherche d'etats analogues dans les noyaux {sup 171}Lu, {sup 173}Lu et {sup 175}Lu. (auteur)

  6. The application of radioactive isotopes to the study of motion of silt and pebbles in the rivers and in the sea; Application des isotopes radioactifs a l'etude des mouvements des sediments et des galets dans les cours d'eau et en mer

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hours, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Jaffry, P [Electricite de France (EDF), 78 - Chatou (France). Lab. National d' Hydraulique

    1959-07-01

    The application of radioactive tracers to the study of sediments drift has received considerable attention since 1954 in various countries. A comparative review is made of a number of techniques of labelling, immersing and detecting silts, sands, and pebbles. The influence of the burying of the active material is emphasized. The different experiments which have been so far carried out are described. (author) [French] L'application des traceurs radioactifs a l'etude des deplacements de sediments a fait depuis 1954 l'objet de travaux nombreux dans divers pays. On passe en revue et on compare differentes techniques de marquage, d'immersion et de detection des vases, sables et galets; on insiste sur l'influence de l'enfouissement du materiau actif. On decrit les differentes experiences effectuees jusqu'a ce jour. (auteur)

  7. Data processing in gamma spectrometry. Application to the decay schemes study; Traitement des informations en spectrometrie gamma application a l'etude de schemas de desintegration

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boulanger, J.P. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires, departement d' electronique generale, service d' instrumentation nucleaire

    1968-06-01

    The purpose of this thesis is the processing of the data issued from a gamma spectrometer, and its applications to the decay schemes study. The mathematical analysis of the full energy peaks, in connection with the very good resolution of semi-conductor detectors, leads to a very accurate determination of the energies. The resolution of complex spectra by the least squares method, completed by a spectra generating process, allows the calculation of branching ratios. Then, the handling of the two dimensional experiments permits the coincidence exam. For each of these methods, the calculation principle, then the systematics tests realized in order to prove their validity and to determine their application ranges as well as some experimental results appropriate to illustrate their possibilities, are presented. The energies of some nuclides, frequently used as standards have been thus measured and the decay schemes of {sup 134}Cs and {sup 110m}Ag determined precisely. (author) [French] Cette these est consacree aux methodes de traitement des informations issues d'un spectrometre {gamma}, et a leur application a l'etude des schemas de desintegration: l'analyse mathematique des pics d'absorption totale, conjuguee avec l'excellent pouvoir de resolution des detecteurs semi-conducteurs, conduit a une determination tres precise des energies. La decomposition des spectres complexes par la methode des moindres carres, completee par un procede de generation de spectres, autorise le calcul des rapports de branchement. Enfin le depouillement des experiences biparametriques permet l'examen des coincidences. Pour chacune de ces methodes, on expose le principe des calculs et les essais systematiques effectues afin d'eprouver leur validite et de definir leurs domaines d'application, ainsi que quelques resultats experimentaux propres a illustrer leurs possibilites. Les energies de quelques isotopes utilises couramment comme etalons ont ainsi ete

  8. Contribution to the study of light nuclei with polarized deuterons; Contribution a l'etude des noyaux legers au moyen de deutons polarises

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-04-15

    We describe roughly the vector and tensor-polarized deuteron source associated with the Saclay fixed energy (22 MeV) cyclotron. This has been used to measure the deuteron asymmetry in d-{alpha} scattering (between 17.7 and 21.4 MeV) and in d-p scattering at 21.7 MeV. Then we develop the formalism of irreducible tensor operators used to describe the polarization of a particle of given spin and we study the helicity formalism used to describe the scattering amplitudes for scattering of deuterons by {alpha} (spin 0) and protons (spin 1/2). We apply the preceding results to the phase shift analysis of scattering cross-sections and: 1) deuteron polarization in d-{alpha} scattering from 10 to 27 MeV from which we obtain indications about the excited states of {sup 6}Li; 2) proton and deuteron polarizations in p-d (or d-p) scattering from 1.5 to 12 MeV so as to get the splitting (due to spin interactions) of P and D waves. (author) [French] On decrit sommairement la source de deutons polarises vectoriellement et tensoriellement associee au cyclotron a energie fixe de Saclay avec laquelle on a mesure l'asymetrie des deutons dans la diffusion d-{alpha} de 17,7 a 21,4 MeV et d-p a 21,7 MeV. Puis or developpe le formalisme des operateurs tensoriels irreductibles utilise pour decrire la polarisation d'une particule de spin quelconque. On etudie ensuite le formalisme de l'helicite dans lequel on etudie la diffusion elastique des deutons diffuses par des particules {alpha} (spin 0) et des protons (spin 1/2). On applique les resultats precedents a l'analyse en dephasages de la section efficace et des polarisations: 1 )des deutons dont la diffusion d-{alpha} de 10 a 27 MeV destinee a donner des indications sur les niveaux excites de {sup 6}Li; 2) des protons et des deutons dans la diffusion p-d de 1,5 a 12 MeV en vue de l'etude de la separation suivant les differentes valeurs du moment total J, des ondes P et D (separation due aux interactions de spin). (auteur)

  9. 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

  10. Etude de la sensibilité des clones d' Hevea brasiliensis (Muell. Arg ...

    African Journals Online (AJOL)

    Chez Hevea brasiliensis, la production de latex est affectée par l'encoche sèche qui se manifeste par l'arrêt de l'écoulement de latex après la saignée. La sensibilité clonale à cette maladie est mal connue. La présente étude a pour objectif d'établir une classification des clones les plus plantés en Côte d'Ivoire selon leur ...

  11. 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

  12. On the radioprotective properties of heterocyclic nitrogenous compounds; Etude des proprietes radioprotectrices de composes heterocycliques azotes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rinaldi, R; Bernard, Y [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    Continuing their study of the possible radioprotective properties of heterocyclic nitrogenous compounds, the authors study certain derivatives of imidazole and other compounds of similar structure. The results obtained showed: 1 - that the derivatives resulting from the presence in the imidazole ring of the mercapto, methyl, carbonyl, or benzyl groups are inactive: these substitutions appear to destroy the significant radioprotective activity of the imidazole, 2 - that benzimidazole, on the contrary, seems to possess highly interesting properties. The percentage of survivals obtained with mice treated with benzimidazole and exposed to lethal irradiation has encouraged the authors to undertake careful study of this substance, with a view to define optimum activity conditions, and to determine the mechanism responsible for its radioprotective action. Further on and so as to of clarify certain points that might give useful data concerning the mechanisms of action of radioprotective chemicals, in respect of each of the products the authors have studied: a - the action of these bodies on the internal temperature of mice, b - their radioprotective activity in vitro, in a solution of irradiated hemin. (authors) [French] Les proprietes radioprotectrices de l'imidazole ayant ete mises en evidence dans un precedent travail, les auteurs poursuivent leur experimentation sur certains derives de ce noyau ainsi que des composes de structure voisine. Leurs resultats montrent: 1 - que les composes obtenus par substitution d'un groupement mercapto, methyle, carbonyle ou benzyle, a un hydrogene du noyau imidazole sont inactifs, 2 - que le benzimidazole presente par contre des proprietes interessantes. Pour ce dernier compose le pourcentage de survie pouvant atteindre 90 pour cent les auteurs ont determine les conditions optimales de son activite radioprotectrice; de plus, dans le but d'obtenir des renseignements susceptibles de preciser le mecanisme d'action de la radioprotection

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  14. 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

  15. Etude des facteurs de risque du retard de croissance intra-utérin à Lubumbashi

    Science.gov (United States)

    Moyambe, Jules Ngwe Thaba; Bernard, Pierre; Khang'Mate, Faustin; Nkoy, Albert Mwembo Tambwe A; Mukalenge, Faustin Chenge; Makanda, Daudet; Twite, Eugene; Ndudula, Arthur Munkana; Lubamba, Cham; Kadingi, Arnauld Kabulu; Kayomb, Mutach; Kayamba, Prosper Kalenga Muenze

    2013-01-01

    Introduction Dans notre milieu, il n'existe aucune politique de prévention du Retard de Croissance Intra-Utérin (RCIU) clairement défini. L'objectif de ce travail était d'identifier les facteurs de risque de RCIU afin de proposer une stratégie de lutte contre cette pathologie en agissant surtout sur des facteurs pouvant faire l'objet d'une action préventive. Méthodes Une étude cas-témoins a été menée dans 11 centres hospitaliers de Lubumbashi en République Démocratique du Congo, de Janvier 2010 à Juin 2011, dans le but d'identifier les facteurs de risque du retard de croissance intra-utérin (RCIU). Au total 420 gestantes (cas et témoins) avec grossesse monofoetale d'au moins 24 semaines d'aménorrhée ont été inclues dans l'étude. Les cas correspondaient aux gestantes dont le poids du fœtus était resté inférieur au 10 eme percentile des courbes de référence d'Alexander, après 2 échographies successives réalisées à intervalle de 4 semaines. Les témoins correspondaient aux gestantes dont le poids du fœtus était supérieur ou égal au 10 eme percentile de mêmes courbes. A chaque cas a été apparié un témoin de même parité porteur d'une grossesse de même âge. Résultats L'analyse univariée a identifié comme facteurs de risque: la taille maternelle. Conclusion L'amélioration du niveau socio-économique des populations, la lutte contre le paludisme et les consultations prénatales mieux organisées couplées à une meilleure éducation sanitaire et nutritionnelle peuvent contribuer sensiblement à la réduction de la fréquence du RCIU à Lubumbashi. PMID:23504392

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  17. Contribution to the analytic study of ferrates; Contribution a l'etude analytique des ferrates

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-06-01

    Preparation and chemical properties of potassium, strontium and barium ferrates are described. Separation by glass-paper chromatography, electrochemical studies and infrared spectra are shown. A polarographic determination of ferrate ion have been worked. The stability of these compounds is studied with differential thermal analysis. (author) [French] Ce travail concerne la preparation de divers ferrates ainsi que la recherche de leurs proprietes chimiques. On a etudie les moyens specifiques de les detecter, leur chromatographie sur papier a fibre de verre et leurs proprietes electrochimiques. Une methode de dosage polarographique des ferrates est decrite. Les spectres d'absorption infra-rouge sont fournis. Enfin on a etudie leur decomposition par analyse thermique differentielle. (auteur)

  18. Etude microbiologique des bactéries de la fermentation malolactique

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    F. REIDLER

    1967-09-01

    Par la méthode biologique, une forte acidité du moût de raisins peut être diminuée par l'utilisation de la levure Schizosaccharomyces. Toutefois cette possibilité est actuellement encore au stade de l'expérimentation, elle n'est utilisée qu'à titre d'essais à l'échelle industrielle. Par contre, la fermentation malolactique est actuellement un procédé répandu et généralement connu, qui entraîne une forte diminution de i'acidité du vin. Cette fermentation malolactique est provoquée par des bactéries, plus précisément par les bactéries lactiques.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  20. 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)

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

    Science.gov (United States)

    Frikach, Kamal

    2001-09-01

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

  2. Study of the point defects formed in cobalt by electron bombardment; Etude des defauts ponctuels crees par bombardement electronique dans le cobalt

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-12-01

    A study of the point defects formed in cobalt by electron bombardment is presented. The results are compared with those previously obtained for two other ferromagnetic metals of different structure, iron and nickel. In the first part we give a review of the literature concerning the creation of point defects, their contribution to resistivity and their annihilation mode in the three structure types. We then describe the experimental techniques adapted, in particular the study of the resistivity increase during a linear temperature rise. Our investigations concern the following, essential points : the observation of the successive annihilation stages of the point defects formed in pure cobalt, a study of the variations with respect to the doses and energy of the incident particles, and the determination of the annealing kinetics and the corresponding activation energies. The results are finally compared with the various models of point defect annihilation proposed for other metals: none of these interpretations is in perfect agreement with our results. In the case of cobalt we are thus led to modify the model proposed by our laboratory for iron an nickel. The difference between these three metals is explained by the anisotropic character of the cobalt matrix. (author) [French] Nous presentons une etude des defauts ponctuels crees par bombardement electronique dans le cobalt et comparons nos resultats a ceux obtenus precedemment dans deux autres metaux ferromagnetiques de structure differente, le fer et le nickel. Dans une premiere partie nous faisons une mise au point bibliographique comparee sur la creation des defauts, leur contribution a la resistivite et leur mode d'annihilation dans les trois types de structure. Nous decrivons ensuite les techniques experimentales mises au point, en particulier l'etude du revenu de la resistivite au cours d'une montee lineaire de temperature. Au cours de ce travail, nous avons mis en evidence les stades successifs d

  3. Milles Iles River : study of solutions to address critically low water levels; Riviere des Milles Iles : etude des solutions de soutien des etiages critiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cyr, J F; Fontin, M [Centre d' Expertise Hydrique du Quebec, Quebec, PQ (Canada). Service de la Securite des Barrages

    2006-07-01

    Water management for the Mille Iles River, which supplies drinking water to 400,000 people, was discussed with reference to solutions for critically low water flow which was experienced in 2001 and 2002. The river is part of the Lac des Deux Montagnes watershed in the region of Montreal which is characterized as a high population growth area. In the summer of 2001, municipalities served by the Mille Iles River were faced with problems in the supply of drinking water when the river flow reached only 13 cubic metres per second. The minimal values of flow observed for this time of year have rarely been under 20 cubic metres per second since 1970. The quality of water was reduced under such conditions of flow because the dilution of wastewater discharged into the river became so weak that the aging water treatment facilities had to work beyond their capacity. Quebec's Center of Water Expertise (CEHQ) intervened in an emergency measure to ensure water quality. This study investigated the following 3 possible scenarios for a solution to this problem: (1) to increase the Mille Iles River capacity at the Lac des Deux Montagnes outlet, (2) to reduce the flow discharged by the 3 other outlets of Lac des Deux Montagnes, and (3) to increase the inflow to Lac des Deux Montagnes from reservoirs located in the Ottawa River watershed. The first solution was favoured. 2 refs., 1 tab., 8 figs.

  4. Milles Iles River : study of solutions to address critically low water levels; Riviere des Milles Iles : etude des solutions de soutien des etiages critiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cyr, J.F.; Fontin, M. [Centre d' Expertise Hydrique du Quebec, Quebec, PQ (Canada). Service de la Securite des Barrages

    2006-07-01

    Water management for the Mille Iles River, which supplies drinking water to 400,000 people, was discussed with reference to solutions for critically low water flow which was experienced in 2001 and 2002. The river is part of the Lac des Deux Montagnes watershed in the region of Montreal which is characterized as a high population growth area. In the summer of 2001, municipalities served by the Mille Iles River were faced with problems in the supply of drinking water when the river flow reached only 13 cubic metres per second. The minimal values of flow observed for this time of year have rarely been under 20 cubic metres per second since 1970. The quality of water was reduced under such conditions of flow because the dilution of wastewater discharged into the river became so weak that the aging water treatment facilities had to work beyond their capacity. Quebec's Center of Water Expertise (CEHQ) intervened in an emergency measure to ensure water quality. This study investigated the following 3 possible scenarios for a solution to this problem: (1) to increase the Mille Iles River capacity at the Lac des Deux Montagnes outlet, (2) to reduce the flow discharged by the 3 other outlets of Lac des Deux Montagnes, and (3) to increase the inflow to Lac des Deux Montagnes from reservoirs located in the Ottawa River watershed. The first solution was favoured. 2 refs., 1 tab., 8 figs.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  7. Study of gases contained in an Antarctica glacier; Etude des gaz contenus dans un glacier antarctique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-15

    This report presents a study of gases contained in ice samples taken from a drilling 97.8 meters deep in the coastal zone of Adelie Land (Antarctica). Simultaneously, a study has been made of the composition of the atmospheric air and of the gases extracted in situ from the firn. Carbon dioxyde was analysed by means of gas-phase chromatography and argon, oxygen and nitrogen by means of mass spectrometry. The results obtained show that for the most part the oxygen concentration decreases with an increase in the depth of the drilling. The values range from a maximum of 20,83 per cent of the volume at the surface to a minimum of 19,46 per cent of the volume at a depth of 87 meters. The results also show that the distribution of carbon dioxide concentration does not vary with the depth. These concentrations are either in the same range as or lower than the concentration of CO{sub 2} found in atmospheric air. The different results are discussed. (author) [French] Le present travail rend compte d'analyses de gaz contenus dans des echantillons de glace provenant d'un forage de 97,8 m de profondeur, realise dans la zone cotiere de la Terre Adelie (Antarctique). Parallelement, la composition d'air atmospherique et de gaz extraits in situ du neve a ete etudiee. La chromatographie en phase gazeuse a ete utilisee pour analyser le CO{sub 2} et la spectrometrie de masse pour analyser l'argon, l'oxygene et l'azote. Les resultats obtenus indiquent essentiellement le long du forage: - une decroissance de la teneur en oxygene avec la profondeur, les valeurs extremes etant de 20.83 pour cent en volume a la surface et de 19,46 pour cent en volume a - 87 metres, - une repartition des teneurs en CO{sub 2} sans correlation nette avec la profondeur, ces teneurs etant de l'ordre ou inferieures a la teneur atmospherique. Les differents resultats sont discutes. (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. Polarographic study of the electrochemical properties of plutonium; Etude polarographique des proprietes electrochimiques du plutonium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    The behaviour of the different degrees of oxidation of plutonium have been studied using a falling drop mercury electrode in a non-complexing medium: dilute perchloric acid. In this medium it is possible to carry out the polarographic determination of plutonium using the reduction step situated at - 0.54 V/ECS which corresponds to the passage from the degree of oxidation(V) to the degree(III). The modifications brought about by a complexing ion, acetate, are then observed and interpreted. The existence of two plutonium(IV) acetic complexes has been shown; one is a polymerized substance. (author) [French] Le comportement des differents degres d'oxydation du plutonium est etudie a l'electrode a gouttes de mercure dans un milieu non complexant: l'acide perchlorique dilue. Il est possible dans ce milieu d'effectuer le dosage polarographique du plutonium en utilisant la vague de reduction situee a - 0.54 V/ECS qui correspond au passage du degre d'oxydation(V) au degre(III). Les modifications apportees par un ion complexant, l'acetate, sont ensuite observees et interpretees. Deux complexes acetiques du plutonium(IV) ont ete mis en evidence, dont l'un est un compose polymerise. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-12-15

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

  11. A crystallographic and spectroscopic study of crystal sites in the 'spinel' structure; Etude cristallographique et spectroscopique des sites cristallins dans la structure 'spinelle'

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-06-15

    A crystallographic study on magnesium aluminates led to the determination of crystal site average distortion. A spectroscopic study of transition elements doped spinels gave the position of the doping element in tetrahedral (A) or octahedral (B) sites, and the local distortion of the latter. The comparison of average and local parameters points to differences in the behaviour of doping elements and shows the size of (A) sites are independent of the host crystal composition while the average size of (B) sites varies with the composition. (author) [French] Une etude cristallographique des aluminates de magnesium a permis de determiner la deformation moyenne des sites cristallins. Une etude spectroscopique des aluminates de magnesium dopes avec des elements de transition a permis de localiser les dopants entre les sites tetraedriques (A) et octaedriques (B) et d'etudier la deformation locale de ces sites. La comparaison entre les parametres moyens et locaux a caracterise le comportement du dopant et montre que les dimensions des sites (A) sont independantes de la composition de la matrice, alors que les caracteristiques geometriques moyennes des sites (B) varient continument avec la composition. (auteur)

  12. 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

  13. Application of radioisotopes to studies of crystal imperfections; Application des radioisotopes a l'etude des imperfections des cristaux; Primenenie radioizotopov dlya izucheniya defektov v kristallakh; Aplicaciones de los radioisotopos al estudio de las imperfecciones cristalinas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sproull, R L; Slack, G A; Moss, M; Pohl, R O; Krumhansl, J A [Laboratory of Atomic and Solid State Physics, Cornell University, Ithaca, NY (United States)

    1962-01-15

    Radioisotopes have been used in two important ways in studying imperfections in alkali halide crystals. The zone refining of the compounds has been monitored by addition of tracers, and segregation coefficients have been determined from such measurements. The other application has been to insert small concentrations of impurity ions into alkali halides in order to study the phonon scattering by such impurities or by the vacancies they introduce; these measurements are carried out at very low temperatures where the phonon mean free path is limited by lattice imperfections. The most commonly used radioisotope in this work has been Ca{sup 45}. This work is reviewed and some current and possible future applications of radioisotopes in this field are mentioned. (author) [French] Les radioisotopes ont recu deux applications importantes dans l'etude des imperfections des cristaux d'halogenures alcalins. Employes comme indicateurs, ils ont permis de controler le raffinage par zones des composes et, par suite, de determiner les coefficients de segregation. La deuxieme application a consiste a introduire dans les halogenures alcalins de faibles concentrations d'ions sous forme d'impuretes afin d'etudier la diffusion des phonons par ces impuretes ou par les lacunes que celles-ci produisent; les mesures sont effectuees a des temperatures tres basses, auxquelles le libre parcours moyen des phonons se trouve limite par les imperfections du reseau. Le radioisotope le plus frequemment employe pour ces operations a ete le {sup 45}Ca. Le memoire passe en revue ces divers travaux et signale quelques applications effectives ou possibles des radioisotopes dans le domaine considere. (author) [Spanish] Los autores han empleado radioisotopos en dos importantes campos del estudio de los cristales de haluros alcalinos. Uno de estos campos es el control de la purificacion por zonas de los compuestos y la determinacion de los coeficientes de segregacion por medida de las actividades de los

  14. Study of deformation mechanisms of zinc bicrystals by thermal cycling (1963); Etude des mecanismes de deformation par cyclage thermique de bicristaux de zinc (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-06-15

    'ordre de 10{sup -4} a 10{sup -3} quand le cristal est plastiquement 'dur'. L'etude micrographique montre que la migration du joint accompagne le cisaillement intergranulaire et que le cyclage produit une forte polygonisation dans les grains, confirmant le fait que le joint exerce toujours des contraintes et qu'il se produit un fluage dans le volume des grains. La discussion des resultats montre que le fluage primaire du grain 'dur' d'un bicristal rend la deformation par cyclage irreversible et permet un allongement a chaque cycle si ce grain possede un coefficient de dilatation plus faible que l'autre. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ryabukhina, Yu. S.

    1963-11-15

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

  16. Study of points defects produced by irradiation of monocrystalline nickel and polycrystalline gadolinium; Etude des defauts ponctuels crees par irradiation dans: - le nickel monocristallin - le gadolinium polycristallin

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    The work described in this thesis falls into two parts: the first comprises a study of magnetocrystalline nickel by resistivity measurements; the second is a description of resistivity and magnetic after effect measurements on an h.c.p. ferromagnetic crystal other than cobalt, namely gadolinium. For the first part we have demonstrated the existence of a small but definite orientation dependence in the creation of point defects by electron irradiation (20 deg. K) of a nickel single crystal. In particular, the effect is manifested in the form of the stage I{sub C}, II and III in the resistivity recovery. In the second part an important result has emerged: namely that there is no magnetic after effect phenomenon in a neutron irradiated (27 deg. K) ferromagnetic metal. Several considerations are discussed by way of a preliminary interpretation of this important difference between gadolinium and cobalt. (author) [French] Le travail qui a fait l'objet de ce memoire comporte deux parties distinctes: une premiere constituee de l'etude du nickel sous la forme de monocristaux, a l'aide de mesures de resistivite; la seconde partie est composee d'experiences de resistivite et de trainage magnetique sur un cristal h.c.p. ferromagnetique autre que le cobalt, le gadolinium. Dans la premiere partie, nous avons mis en evidence un effet sensible de la direction de l'irradiation electronique (a 20 deg. K) sur la creation des defauts ponctuels dans le nickel monocristallin, en particulier au niveau des stades I{sub C}, II et III des courbes de revenu de la resistivite. Dans la deuxieme partie, un point particulier a ete mis en evidence: l'absence de phenomene de trainage magnetique dans un metal ferromagnetique irradie par des neutrons (a 27 deg. K). Quelques points d'interpretations preliminaires sont avances pour expliquer la difference notable entre le gadolinium et le cobalt. (auteur)

  17. Concerning the study of the irreversible magnetic behaviour of superconductivity; Contribution a l'etude du comportement magnetique irreversible des supraconducteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-03-01

    The influence of the presence of extended lattice defects on the magnetic behaviour has been studied for the case of type I superconductors, such as Re and Ta, and in a more quantitative manner for the type II superconductor niobium. In this case, measurements of the thermal conductivity have given an estimate of the relative concentration of lattice defects in each specimen. These measurements show that the larger the number of lattice defects, the more irreversible becomes the magnetization curve, and the larger becomes the values of the critical current, which is related by a simple model to the magnetization values. Finally, a study by transmission electron microscopy has confirmed on the one hand the diversity of the extended lattice defects and on the other hand has allowed the formulation of several hypothesis on their respective influence. [French] L'influence de la presence de defauts etendus sur le comportement magnetique a ete etudie pour des supraconducteurs de premiere espece, tels que le rhenium et le tantale, et plus quantitativement pour un supraconducteur de deuxieme espece, le niobium. Dans ce cas, des mesures de conductibilite thermique ont permis d'estimer la concentration relative des defauts du reseau dans chaque echantillon. Ces mesures montrent que plus les defauts du reseau sont nombreux, plus la courbe d'aimantation est irreversible, et plus les valeurs du courant critique, reliees par un modele simple aux valeurs de l'aimantation, sont elevees. Enfin une etude par microscopie electronique en transmission - a permis d'une part de constater la diversite des defauts etendus et d'autre part de formuler quelques hypotheses sur leurs influences respectives.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Engelmann, P [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

    1962-03-15

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

  19. Contribution to the study of hydrogenated and oxygenated impurities in liquid sodium; Contribution a l'etude des impuretees hydrogenees et oxygenees dans le sodium liquide

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-15

    'hydrogene total, en determinant successivement les concentrations en gaz present sous forme d'hydrure et d'hydroxyde. Cette methode est basee sur la decomposition thermique de l'hydrure et la reaction entre le sodium et l'hydroxyde. Notre contribution a l'etude du systeme Na-H{sub 2}-O{sub 2} comporte tout d'abord l'etude de la reaction de l'hydrogene avec le sodium dans l'intervalle de temperature 150-250 deg C et sous une pression de 150 mm de mercure environ. L'etude de la decomposition thermique de l'hydrure au sein du sodium a ete ensuite effectuee. Quelques indications qualitatives concernant la reaction entre le sodium et l'hydroxyde de sodium ont pu etre degagees. Enfin quelques essais complementaires nous ont permis de preciser la nature des phenomenes intervenant lors de l'attaque du verre pyrex par le sodium. (auteur)

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

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

    1963-07-01

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

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

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

    1963-07-01

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

  2. Contribution to the study of the biological properties of compounds labeled with radio-chromium {sup 51}Cr; Contribution a l'etude des proprietes biologiques des composes marques au radiochrome {sup 51}Cr

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-15

    Among the radioisotopes commonly used in biology and medicine which are controlled Individually in the Radioelement Departement of the Saclay Nuclear Research Centre before being sent to the users, the author has chosen chromium 51 incorporated in inorganic salts or in organic substrates for a study of the biological properties of the compounds. In the first part, he has compared the pathways followed by the radioactive sodium chromate and chromic chloride mixed with blood or given to the whole animal, the object being to determine whether a reduction of hexavalent chromium occurs, both in vitro and in vivo. In the second part, the author has tried to show the validity of using, various substrates labeled with chromium 51, red cells, haemoglobin, plasma proteins and cytochrome c. The results obtained have contributed to underline the interest of using such compounds for biological applications. (author) [French] Parmi les radioisotopes d'utilisation courants en biologie et en medecine qui sont l'objet d'un controle particulier dans le Departement des Radioelements du Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay avant leur diffusion aux utilisateurs, l'auteur a choisi le chrome 51 incorpore a des sels mineraux ou a des substrats organiques, afin d'en etudier les proprietes biologiques. Dans la premiere partie, il a compare le sort du chromate de sodium et du chlorure chromique radioactifs melanges a du sang ou administres a l'animal entier en s'efforcant de mettre en evidence une reduction du chrome hexavalent aussi bien in vitro qu'in vivo. Dans la deuxieme partie, il a cherche a etablir la validite de l'emploi de differents substrats marques au chrome 51, l'hematie, l'hemoglobine, les proteines plasmatiques et le cytochrome c. Les resultats obtenus ont permis de souligner le reel interet des applications biologiques des composes marques par le radioisotope. (auteur)

  3. Contribution to the study of the biological properties of compounds labeled with radio-chromium {sup 51}Cr; Contribution a l'etude des proprietes biologiques des composes marques au radiochrome {sup 51}Cr

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-15

    Among the radioisotopes commonly used in biology and medicine which are controlled Individually in the Radioelement Departement of the Saclay Nuclear Research Centre before being sent to the users, the author has chosen chromium 51 incorporated in inorganic salts or in organic substrates for a study of the biological properties of the compounds. In the first part, he has compared the pathways followed by the radioactive sodium chromate and chromic chloride mixed with blood or given to the whole animal, the object being to determine whether a reduction of hexavalent chromium occurs, both in vitro and in vivo. In the second part, the author has tried to show the validity of using, various substrates labeled with chromium 51, red cells, haemoglobin, plasma proteins and cytochrome c. The results obtained have contributed to underline the interest of using such compounds for biological applications. (author) [French] Parmi les radioisotopes d'utilisation courants en biologie et en medecine qui sont l'objet d'un controle particulier dans le Departement des Radioelements du Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay avant leur diffusion aux utilisateurs, l'auteur a choisi le chrome 51 incorpore a des sels mineraux ou a des substrats organiques, afin d'en etudier les proprietes biologiques. Dans la premiere partie, il a compare le sort du chromate de sodium et du chlorure chromique radioactifs melanges a du sang ou administres a l'animal entier en s'efforcant de mettre en evidence une reduction du chrome hexavalent aussi bien in vitro qu'in vivo. Dans la deuxieme partie, il a cherche a etablir la validite de l'emploi de differents substrats marques au chrome 51, l'hematie, l'hemoglobine, les proteines plasmatiques et le cytochrome c. Les resultats obtenus ont permis de souligner le reel interet des applications biologiques des composes marques par le radioisotope. (auteur)

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

    African Journals Online (AJOL)

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

  5. Study of fast neutron scattering. The displacement cross-section (1962); Etude de la diffusion des neutrons rapides. Section efficace de deplacement (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    We propose a method for calculating the biological efficiency of fast neutrons emitted by in-pile fission sources. This method justifies the empirical theory of Albert and Welton. In making simple assumptions concerning the cross-sections, we have supposed that the propagation can ben reduced to a mono-kinetic problem. A system of orthonormal functions is then set up making it possible to calculate the flux leaving a planar source. This method generalises the results obtained by Platzek to the case where the elastic cross-sections are not isotropic, and make it possible in particular to define a displacement cross-section: extension of the diffusion coefficient. This method can be generalised to the case of neutron diffraction as a function of time, and to the study of slowing-down. Numerical results are given in an appendix for the following: H{sub 2}O, D{sub 2}O, Fe, Be, Pb, CH, CH{sub 2}. These cross-sections have been verified experimentally in water and in graphite for neutrons of 2.5 and 14 MeV using a SAMES accelerator and a 2 MeV Van De Graaff. (author) [French] Nous proposons une methode permettant de calculer l'efficacite biologique des neutrons rapides issus des sources de fission dans la protection d'une pile. Cette methode justifie la theorie empirique d'Albert et Welton. En faisant des hypotheses simples sur les sections efficaces, nous avons suppose que la propagation pouvait etre ramenee a un probleme monocinetique. Nous construisons alors un systeme de fonctions orthonormales qui permet de calculer le flux issu d'une source plane. Cette methode generalise les resultats obtenus par Platzek au cas ou les sections efficaces elastiques ne sont pas isotropes et en particulier permet de definir une section efficace de deplacement: extension du coefficient de diffusion. Cette methode peut etre generalisee a la diffusion des neutrons en fonction du temps et a l'etude du ralentissement. Les resultats numeriques sont donnes en annexe pour les corps. H{sub 2

  6. Etude de pratiques d'enseignement relatives a la modelisation en sciences et technologies avec des enseignants du secondaire

    Science.gov (United States)

    Aurousseau, Emmanuelle

    Les modeles sont des outils amplement utilises en sciences et technologies (S&T) afin de representer et d’expliquer un phenomene difficilement accessible, voire abstrait. La demarche de modelisation est presentee de maniere explicite dans le programme de formation de l’ecole quebecoise (PFEQ), notamment au 2eme cycle du secondaire (Quebec. Ministere de l'Education du Loisir et du Sport, 2007a). Elle fait ainsi partie des sept demarches auxquelles eleves et enseignants sont censes recourir. Cependant, de nombreuses recherches mettent en avant la difficulte des enseignants a structurer leurs pratiques d’enseignement autour des modeles et de la demarche de modelisation qui sont pourtant reconnus comme indispensables. En effet, les modeles favorisent la conciliation des champs concrets et abstraits entre lesquels le scientifique, meme en herbe, effectue des allers-retours afin de concilier le champ experimental de reference qu’il manipule et observe au champ theorique relie qu’il construit. L’objectif de cette recherche est donc de comprendre comment les modeles et la demarche de modelisation contribuent a faciliter l’articulation du concret et de l’abstrait dans l’enseignement des sciences et des technologies (S&T) au 2eme cycle du secondaire. Pour repondre a cette question, nous avons travaille avec les enseignants dans une perspective collaborative lors de groupes focalises et d’observation en classe. Ces dispositifs ont permis d’examiner les pratiques d’enseignement que quatre enseignants mettent en oeuvre en utilisant des modeles et des demarches de modelisation. L’analyse des pratiques d’enseignement et des ajustements que les enseignants envisagent dans leur pratique nous permet de degager des connaissances a la fois pour la recherche et pour la pratique des enseignants, au regard de l’utilisation des modeles et de la demarche de modelisation en S&T au secondaire.

  7. Burn up physics; Physique des combustibles irradies

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

    feuilles d'enrichissements differents pour etablir la contribution des fissions dans la matiere fertile a l'activite des produits de fission et des feuilles exposees a differents'spectres pour distinguer les coups dus a des fissions dans la determination des captures; emploi du comptage par coiencidence pour la detection de la decroissance de {sup 239}Np. Pour obtenir une valeur exprimant le rapport de conversion, a partir des donnees relatives a l'activation, il faut connaitre le rapport entre les captures et les fissions dans le combustible. Il n'existe pas a l'heure actuelle de methodes experimentales precises pour mesurer ce rapport dans un reacteur a bas flux; plusieurs methodes qui pourraient etre utilisees a cette fin sont en cours d'etude. Les auteurs decrivent trois des methodes qui offrent les perspectives les plus favorables. Pour construire un petit spectrometre a neutrons rapides, ayant une bonne stabilite, un bon pouvoir de resolution et une bonne sensibilite en vue de la mesure en pile des spectres neutroniques compris dans la gamme d'energies des dizaines et des centaines de kV, les auteurs ont concentre leurs efforts sur l'utilisation de l'analyse de la forme des impulsions - afin d'eliminer les evenements produits par les rayons gamma dans les compteurs proportionnels fondes sur des protons de recul de l'hydrogene - et sur l'introduction de la collimation dans les 'sandwiches' {sup 6}LiF-semi-conducteurs - afin d'augmenter le pouvoir de resolution. Ils ont construit un certain nombre de ces appareils et etudie leur reponse aux neutrons monocinetiques et aux neutrons produits dans un reacteur. En utilisant la technique d'elimination des rayons gamma, ils ont pu reduire de plusieurs centaines de fois la sensibilite du compteur de recul aux rayons gamma et de cette maniere abaisser la limite inferieure d'application de l'instrument a 30 keV. Pour les appareils {sup 6}Li-semi-conducteurs, ils ont observe des pouvoirs de resolution de 70 keV ( largeur entiere

  9. 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

  10. Proceedings of the European Symposium on Pressure Equipment - ESOPE 2007; Actes des Journees d'Etudes Europeennes Equipements sous Pression - ESOPE 2007

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2007-07-01

    orientations retained for pressure equipments used in the nuclear industry, the European standards and the international collaboration, the Chinese standards and finally the recent developments of the codes and standards of the ASME in the USA. ESOPE 2007 also includes a Poster Session organized in the context of the international exhibition, which allows the companies to present their industrial realizations in parallel to the Symposium. (author) [French] Tous les trois ans, et depuis maintenant trente ans, l AFIAP organise un symposium ou les experts et acteurs oeuvrant dans le domaine des equipements sous pression, qu'ils soient fixes ou transportables, peuvent se rencontrer et echanger sur tous les developpements touchant a leur activite. Ce qui etait dans un premier temps denomme 'Congres national sur la technologie des appareils a pression', puis 'Journees d'etude sur les appareils a pression', est devenu depuis 2001 les 'Journees d'etude Europeennes sur les equipements sous pression' ou encore 'European Symposium on Pressure Equipment' (ESOPE), marquant ainsi une volonte d'ouverture a l'Europe et a l'international dans un contexte marque par la mise en oeuvre des directives europeennes applicables a ces equipements. Les journees 2001 furent plus particulierement consacrees a la mise en oeuvre des directives harmonisant la construction des equipements, et les journees 2004 ont ete plus particulierement axees sur la gestion des equipements en service. Pour le symposium ESOPE 2007, le comite d organisation a souhaite reprendre ces deux themes sous les aspects de la securite et de la competitivite, ainsi que de l'innovation. La seance pleniere du dernier jour sera entierement consacree a ces themes et comportera une Table Ronde ou s'exprimeront des representants nationaux et europeens des pouvoirs publics, des representants des fabricants et utilisateurs, ainsi que des experts engages dans la

  11. A Study Of The Dilution Of Radio-Active Waste In The Rhone (1961); Etude de la dilution dans le rhone des effluents radioactifs du Centre de Marcoule (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rodier, J; Scheidhauer, J; Marichal, M; Court, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre de Production de Plutonium, Marcoule (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-07-01

    The discharge into the Rhone of liquid radio-active waste from the Marcoule Centre necessitates a large number of measurements, in particular chemical and radio-chemical analysis of the waste, itself and of the waters of the Rhone both above arid below the point of discharge. The results thus obtained during 1960 made it possible to evaluate the total amount of active waste discharged and its dilution in the receiving medium. A statistical study of the results of the analysis of the Rhone waters shows that a satisfactory dilution of the waste occurs rapidly; the experimental results obtained with an experimental discharge of rhodamine are thus confirmed. (authors) [French] Le rejet au Rhone des effluents radioactifs liquides produits sur le Centre de Marcoule donne lieu a un grand nombre de mesures et en particulier d'analyses chimiques et radio-chimiques des effluents eux-memes ainsi que des eaux du Rhone avant et apres rejet. Au cours de l'annee 1960, l'ensemble des resultats ainsi obtenus a permis de dresser un bilan des activites rejetees et de leur dispersion dans le milieu recepteur. Une etude statistique des resultats d'analyses des eaux du Rhone montre qu'une dilution satisfaisante des effluents s'effectue rapidement confirmant ainsi les resultats obtenus lors d'un rejet experimental de rhodamine. (auteurs)

  12. Theoretical study of properties due to the curvature in the toroid shape in magnetohydrodynamics; Etude theorique des proprietes dues a la courbure dans les configurations toriques en magnetohydrodynamique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-03-01

    - We are considering a toroidal plasma centred around a closed {gamma}. When the rotational transform L/2{pi} approach an integer k if some specific relations are not satisfied curvature effects can become very important. When the rotational transform is created by current flowing in the plasma this happen if the coefficient a{sub k} of the Fourier expansion of curvature 1/R(s) of is non equal zero. One find then that the influence of a{sub k} is preponderant and that is possible to neglect all the other members of the series to study the neighbourhood of the corresponding equilibrium singularity. By developing an adapted coordinate system it is thus possible to take into account curvature effects at the lowest order. Equilibrium study bring us to introduce an equilibrium parameter {nu} {<=} 1 characterizing curvature effects. It is shown that the more {nu} is near of 1 the more shear and V{sup {phi}} quantities occurring in the stability criterion are important. Finally stability investigation show that the larger is the integer k the smaller is the domain of stability when L/2{pi} is near of k. (author) [French] Nous considerons un plasma toroidal centre autour d'une courbe fermee {gamma}. Lorsque la transformation rotationnelle L/2{pi} est voisine d'un nombre entier k, si certaines relations ne sont pas satisfaites, les effets de courbure peuvent devenir tres importants. Quand la transformation rotationnelle est cree par les courants circulant dans le plasma ceci se produit si le coefficient a{sub k} du developpement en serie de Fourier de la courbure 1/R(s) de {gamma} est non nul. On trouve alors que l'influence du k-ieme coefficient devient preponderante et il possible de negliger les autres termes pour etudier le voisinage de la singularite d'equilibre correspondante. En developpant un systeme de coordonnees adapte il est alors possible de tenir compte des le premier ordre des effets de courbure. L' etude de l'equilibre conduit a introduire un parametre d

  13. 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

  14. Study of superconductors with high critical temperature by using the vibrating blade technique: anelastic properties, vortices dynamics; Etude des supraconducteurs a haute temperature critique par la technique de la lame vibrante: - proprietes anelastiques, - dynamique des vortex

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    De Brion, Sophie

    1991-10-04

    This research thesis reports the application of the vibrating blade technique to the study of high critical temperature superconductors, first for the anelastic properties, and then for vortices dynamics. As far as the study of anelastic properties is concerned, the author reports the measurement of dissipation and of Young modulus, between 4 K and 300 K and at about 1 khz, in YbaCuO ceramics with various oxygen content. A detailed study of the tetragonal phase reveals the existence of a single relaxation process, the magnitude of which depends on the compound oxygen content and on its thermal treatment. In the second part, the author reports the measurement, under magnetic field and within a temperature range lower than the superconducting critical temperature, of a YbaCuO crystal with two different oxygen concentrations. At low temperature, the author studies the contribution of vortices trapped in an irreversible state. At high temperature, this contribution disappears and thus defines an irreversibility line beyond which vortices are in a reversible regime. This line is studied for different magnetic field orientations with respect to CuO planes. It is interpreted in terms of de-trapping thermally activated by vortices [French] La technique de la lame vibrante a ete appliquee a l'etude des supraconducteurs a haute temperature critique, pour leurs proprietes anelastiques d'abord, pour la dynamique des vortex ensuite. Dans la gamme de temperature 4 K - 300 K, nous avons mesure la dissipation et le module d'Young, a une frequence de 1 kHz environ, dans des ceramiques YBaCuO (phase 123) de differentes teneurs en oxygene (variant de O{sub 6} a O{sub 7}). Nous avons observe plusieurs pics de dissipation. Une etude detaillee de la phase tetragonale (de O{sub 6} a O{sub 6,4}) a mis en evidence un seul processus de relaxation, active thermiquement avec une energie de 0,1 eV et dont l'ampleur depend de la teneur en oxygene du compose et de son traitement thermique. Cette

  15. ELABORATION ET ETUDE DES MATERIAUX CHALCOPYRITES AIBIIIC2 IV : LE DISELINURE DE CUIVRE ET D’INDIUM

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    S MEHDAOUI

    2007-06-01

    par évaporation sur des substrats en verre présentent des coefficients d’absorption ( élevées de l’ordre de 5.104 cm-1. Le tracé de la fonction (h2 des couches minces recuites sous vide à différentes températures en fonction de l’énergie des photons incident a mis en relief la nature directe de la transition fondamentale est a permis également de calculer le gap Eg = 1.04 eV.

  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. [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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-10-01

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

  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. 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)

  1. Contribution to the study of the structure and properties of silica gel (1962); Contribution a l'etude de la structure et des proprietes des gels de silice (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-04-15

    The study of the texture of two types of silica gels, xerogels and aerogels, shows that the latter evolve differently on heating. By I.R. spectrography it has been possible to establish that this is due to the existence, in these solids, of a microstructure undetectable by X-rays and which depends on the preparation conditions initially. By using both chemical (thermogravimetry, hydrolysis of diborane) and physical (I.R. spectrography and wide-band N.M.R.) methods we have been able to determine the state of the water of constitution of these gels (water molecules and hydroxyls) and to show that the density, the distribution and the mobility of the protons of this water are very different. For example, the relaxation time T{sub 1} of the protons of a xerogel is about 1 second whilst that of the protons in an aerogel is of the order of a microsecond. Finally, it has been possible by using high resolution N.M.R. to propose a mechanism for the adsorption of formic acid on two types of gel thereby explaining, with the help of previous results, the differences in specificity of these two solids in the decomposition reaction of this acid. (author) [French] L'etude de la texture de deux types de gels de silice, les xerogels et les aerogels, montre que ceux-ci evoluent differemment en fonction de la temperature. La spectrographie I.R a permis de preciser que ceci est du a l'existence, dans ces solides, d'une microstructure indecelable aux rayons X, et fonction des conditions initiales de preparation. Par des methodes chimiques (thermogravimetrie, hydrolyse du diborane) et physiques (spectrographie I.R et R.M.N. large bande), nous avons pu determiner l'etat de l'eau de constitution de ces gels (molecules d'eau et hydroxyles) et montrer que la densite, la repartition et la mobilite des protons de cette eau sont tres differentes. Ainsi le temps de relaxation T{sub 1} des protons d'un xerogel est de l'ordre de la seconde, celui des protons d'un aerogel de l'ordre de la

  2. Thermal decomposition of uranyl nitrate hexahydrate. Study of intermediate reaction products; Decomposition thermique du nitrate d'uranyle hexahydrate etude des intermediaires de cette decomposition

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1970-07-01

    The thermal decomposition of uranyl nitrate hexahydrate has been carried but at constant pressure and constant rate of reaction. The following intermediary products have been shown to exist and isolated: UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 2}.3H{sub 2}O; UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 2}. 2H{sub 2}O; UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 2}. H{sub 2}O; UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 2} and UO{sub 3}. These products, together with the hexahydrate UO{sub 2} (NO{sub 3}){sub 2}.6H{sub 2}O, have been studied by: - X-ray diffraction, using the Debye-Scherrer method.- infra-red spectrography: determination of the type of bonding for the water and the nitrate groups. - nuclear magnetic resonance: study of the mobility of water molecules. The main results concern: - the water molecule bonds in the series of hydrates with 6.3 and 2 H{sub 2}O. - isolation and characterization of uranyl nitrate monohydrate, together with the determination of its molecular structure. - the mobility of the water molecules in the series of the hydrates with 6.3 and 2 H{sub 2}O. An analysis is made of the complementary results given by infra-red spectroscopy and nuclear magnetic resonance; they are interpreted for the whole of the hydrate series. [French] La decomposition thermique du nitrate d'uranyle hexahydrate a ete effectuee en operant a pression et vitesse de decomposition constantes. Les produits intermediaires suivants ont ete mis en evidence et isoles: UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 2}, 3H{sub 2}O; UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 2}, 2H{sub 2}O; UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 2},H{sub 2}O; UO{sub 2}(NO{sub 3}){sub 2} et UO{sub 3}. Ces composes, ainsi que l'hexahydrate UO{sub 2}(NO{sub 3} ){sub 2}, 6H{sub 2}O ont ete etudies par: - diffraction des rayons X, selon la methode Debye-Scherrer.- spectrographie infra-rouge: determination des modes de liaison de l'eau et des groupements nitrate. - resonance magnetique nucleaire: etude de la mobilite des molecules d'eau. Les principaux resultats portent sur: - les liaisons des molecules d'eau dans la

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Guillet, H

    1959-02-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Guillet, H

    1959-02-01

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

  5. Applicability of ICRP principles for safety analysis of radioactive waste geological storage; Etude de l'applicabilite des principes de la CIPR a l'analyse de surete du stockage geologique des dechets radioactifs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lombard, J; Hubert, P; Pages, P

    1987-07-01

    modalites de stockage) doit etre determine par un processus comparatif visant a selectionner le niveau conduisant au meilleur compromis entre es depenses de protection et les risques residuels. Ces recommandations, particulierement Ia seconde, s'ecartent des principes des analyses de surete suivis jusqu'a present en France et a l'etranger; cette etude envisage les avantages et inconvenients potentiels lies a l'introduction de ce second principe. Dans ce but on se base sur differentes analyses realisees au niveau international integrant partiellement au moms ces principes. II ressort de cet examen que ces principes sont applicables mais que leur mise en oeuvre necessite une reorientation de modeles d'evaluation en particulier pour s'affranchir d'hypotheses trop conservatrices. Cette mise en oeuvre necessite par ailleurs davantage d'informations que dans le cas d'une approche deterministe de Ia surete puisqu'il faut estimer les consequences et les probabilites de I'ensemble des evenements possibles et ce pour es diverses modalites de stockage que l'on se propose de comparer. L'integration d'evaluation de ce type est cependant plus riche d'enseignements et constitue de ce fait une aide a Ia decision qui peut etre feconde. On peut enfin souligner que cette approche permet un meilleur dialogue entre les differentes instances decisionnelles et plus generalement entre les acteurs du debat, dans Ia mesure ou elle apporte un langage de discussion commun. On notera d'ailleurs que ce souci de clarification s'exprime quelle que soit I'optique de surete adopte (deterministe ou probabiliste), comme en temoignent les interrogations sur le sens du 'scenario central' de I'etude KBS. Par ailleurs, ii semble que ces principes seront vraisemblablement suivis au plan international afin d'uniformiser en outre les modes de gestion de Ia radioprotection dans ses diff?rentes composantes. (author)

  6. Study and realization of an electron linear accelerator. Dynamics of accelerated electrons; Etude et realisation d'un accelerateur lineaire d'electrons. Dynamique des electrons acceleres

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-04-01

    chacune de ces relations de dispersion. La deuxieme partie de la these relative a l'etude theorique de la dynamique des electrons dans le guide permet de deduire les parametres du faisceau: etalement en phase, energie, etalement en energie des electrons et caracteristiques en charge theoriques W{sub S} = f (I{sub c}). Les resultats experimentaux relatifs aux premiers essais de l'accelerateur sont donnes et compares aux previsions theoriques. (auteur)

  7. 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

  8. Some magnetic resonance properties of solutions of sodium in liquid ammonia; Contribution a l'etude des solutions de sodium dans l'ammoniac liquide par resonance magnetique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-02-01

    Dilute solutions of sodium in liquid ammonia are studied by the mean of dynamic polarization techniques, and with the aid of Becker Lindquist and Alder model. Paramagnetic shifts are computed as a function of the 'average spin density', for each of the nuclear spin system. The nuclear contributions to the Overhauser shift are computed in the same way. A theoretical study of the main relaxation processes is carried out for each of the nuclear spin system and for the electronic spin system. The dynamic polarization experiments consist in classical measurement of the Overhauser enhancement for nitrogen, and in direct measurements of nitrogen Knight shift and nuclear contributions to the Overhauser shift by the mean of double irradiation techniques. The results show that, in dilute solutions, the relaxation of nitrogen arises from quadrupole interaction and from hyperfine interaction with unpaired electrons. Both interactions are of the same order of magnitude. Overhauser shift measurements show that the spin density is negative at the proton site, in agreement with Hughes results. (author) [French] Les solutions diluees de sodium dans l'ammoniac sont etudiees au moyen des techniques de la polarisation dynamique, sur la base du modele de Becker Lindquist et Aider. Les deplacements paramagnetiques des raies de resonance nucleaire des differents noyaux sont analyses en faisant appel a la notion de ''densite moyenne de spin'' introduite par l'auteur; et les differentes contributions nucleaires au deplacement d'Overhauser sont calculees en fonction de cette meme grandeur. Une etude theorique de la relaxation de chaque systeme de spin permet d'evaluer l'importance relative des differents mecanismes mis en jeu. Les experiences de polarisation dynamique effectuees au cours de ce travail consistent en mesures classiques de l'effet Overhauser sur l'azote, d'une part, et en la mise en oeuvre de techniques originales pour mesurer le deplacement de Knight de l'azote et les

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  10. Observation of allotropic transformations of plutonium with a hot stage microscope; Etude des transformations allotropiques du plutonium au microscopic a platine chauffante

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    A hot stage microscope designed for the examination of plutonium and its alloys is described. This apparatus was used to study the {alpha} {r_reversible} {beta} and {delta} {r_reversible} {epsilon} allotropic transformations of pure or {beta} and {delta} stabilised plutonium. The {alpha} {yields} {beta} transformation is typically a nucleation and growth process. Some particularities caused by the internal stresses due to the volume change during this transformation are examined. The kinetics has been studied as a function of these stresses and a temperature dependent activation energy for nucleation has been deduced. The {beta} {yields} {alpha} transformation presents a memory effect which implies an orientation relationship between the two phases. This fact is probably caused by the stresses created during the {beta} {yields} {alpha} transition. The {beta} {r_reversible} {gamma} and {delta} {r_reversible} {epsilon} transformations are also diffusion governed processes. (authors) [French] On decrit un microscope a platine chauffante permettant l'examen du plutonium et de ses alliages. Cet appareil a servi a l'etude des transformations {alpha} {r_reversible} {gamma} et {delta} {r_reversible} {epsilon} du plutonium pur ou stabilise en phase {beta} et {delta}. La transformation {alpha} {yields} {beta} est une transformation typique par germination et croissance; elle presente des caracteristiques bien particulieres qui sont dues aux contraintes internes qui prennent naissance au changement de volume a la transformation; la cinetique a ete etudiee en fonction de ces contraintes, et on en a deduit une energie d'activation pour la germination variable avec la temperature. La transformation {beta} {yields} {alpha} presente un effet de memoire qui suppose une relation d'orientation entre les deux phases; ce phenomene semble lie comme auparavant aux contraintes creees par le passage {beta} {yields} {alpha}. Les transformations {beta} {r_reversible} {gamma} et {delta} {r

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

  12. Rare earths as burnable poison for extended cycles control in electricity generation reactors; Etude des terres rares en tant que poison consommable pour le controle des cycles allonges pour les reacteurs electrogenes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Asou, M

    1995-05-12

    The search of an optimization of the French electronuclear network operations leads to a necessary optimization of the core performances. All the economic studies performed by the utilities had shown that there is a real gain to minimize shut down periods for refueling. So, increasing the cycle length from 12 to 18 months will present a gain of shut down for a three years operation period. The theoretical burnable absorber will be a fuel admixed material bringing the required initial negative reactivity with a burn-up kinetic well suited to the fuel and allowing the lowest residual penalty as possible. The residual penalty us defined in this case by the non complete burn up of the poison, by the low of fissile material and by the accumulate of residual isotopes or nuclides. Because of the well known use of gadolinium as burnable absorber for BWR`s and PWR`s operations, the search for the best compromise to optimize all the above stress is pointed towards the rare earths. In the nuclides family, considering criteria such as cross sections, natural abundance and availability only five nuclides can play the role as burnable absorbers, namely: gadolinium, samarium, dysprosium, europium and erbium. The study presented here will show that only gadolinium and erbium will be considered to control the reactivity of the PWR`s. (author). 58 refs., 65 figs., 47 tabs.

  13. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Barale, M

    2006-12-15

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

  15. Determination of a PWR key neutron parameters uncertainties and conformity studies applications; Determination des incertitudes liees aux grandeurs neutroniques d'interet des reacteurs a eau pressurisee a plaques combustible et applications aux etudes de conformite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, D

    2002-07-01

    The aim of this thesis was to evaluate uncertainties of key neutron parameters of slab reactors. Uncertainties sources have many origins, technologic origin for parameters of fabrication and physical origin for nuclear data. First, each contribution of uncertainties is calculated and finally, a factor of uncertainties is associated to key slab parameter like reactivity, isotherm reactivity coefficient, control rod efficiency, power form factor before irradiation and lifetime. This factors of uncertainties were computed by Generalized Perturbations Theory in case of step 0 and by directs calculations in case of irradiation problems. One of neutronic conformity applications was about fabrication and nuclear data targets precision adjustments. Statistic (uncertainties) and deterministic (deviations) approaches were studied. Then neutronics key slab parameters uncertainties were reduced and so nuclear performances were optimised. (author)

  16. Determination of a PWR key neutron parameters uncertainties and conformity studies applications; Determination des incertitudes liees aux grandeurs neutroniques d'interet des reacteurs a eau pressurisee a plaques combustible et applications aux etudes de conformite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, D

    2002-07-01

    The aim of this thesis was to evaluate uncertainties of key neutron parameters of slab reactors. Uncertainties sources have many origins, technologic origin for parameters of fabrication and physical origin for nuclear data. First, each contribution of uncertainties is calculated and finally, a factor of uncertainties is associated to key slab parameter like reactivity, isotherm reactivity coefficient, control rod efficiency, power form factor before irradiation and lifetime. This factors of uncertainties were computed by Generalized Perturbations Theory in case of step 0 and by directs calculations in case of irradiation problems. One of neutronic conformity applications was about fabrication and nuclear data targets precision adjustments. Statistic (uncertainties) and deterministic (deviations) approaches were studied. Then neutronics key slab parameters uncertainties were reduced and so nuclear performances were optimised. (author)

  17. Contribution to a research on electron beam welding of metals; Contribution a l'etude de la soudure des metaux par faisceau d'electrons

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-03-15

    pressure, occasioned by additional elements with high vapour pressure, put on the formation of the hole. Micrographs made with welded parts of different metals show melting segregations similar to those obtained when filling a mould of great length. One may point out, that the geometrical configuration adopted by these segregations confirm the hypothesis of the metal flow, as previously contemplated. The study of these segregations, observed during examination through an interferential contrast microscope, has been attempted with a Castaing probe and by radiographical inspection of thin plates: no heterogeneity whatever has been observed. Mechanical tests operated on welded parts, did not show any appreciable difference existing between failure, elongation, yield point and impact values of a welded piece and those of a piece of the basic metal. This method applied on stainless steel shows not only excellent results, but also that the number of calories provided per length unit increases slightly with the welded thickness, whereas one could have expected a linear expression. Results obtained during this work, allow us to sift a certain number of data inherent to the electron beam welding, and to reflect on the definition of welding parameters versus aim to be reached. (author) [French] La soudure des metaux par faisceau d'electrons s'effectue par deplacement du point de focalisation du faisceau sur la ligne de jonction des deux pieces a assembler. Les parametres de soudure sont la puissance du canon W, la valeur de la surface d'impact des electrons S, la vitesse de soudure s. Des le debut de notre etude en 1954, est apparu le role essentiel joue par la puissance specifique W/s, sur la forme de la zone soudee et la profondeur de penetration. Une etude plus systematique a ete entreprise aux laboratoires du C.E.N. Saclay sous le patronage de Monsieur le Professeur CHAUDRON pour mieux definir l'Importance des divers parametres de soudure et voir l'influence exercee par eux sur

  18. Etude de l'effet de la date de semis et de l'Age des plantules au

    African Journals Online (AJOL)

    Les périmètres irrigués villageois (PIV) sont utilisés pour atténuer les effets néfastes des changements climatiques. Les variétés cultivées dans les PIV sont d'origine asiatique et souffrent des conditions agro climatiques des régions nord du Mali. Les expérimentations ont été conduites en milieu paysan dans les. PIV de ...

  19. Study of current instabilities in high resistivity gallium arsenide; Etude des instabilites de courant dans l'arseniure de gallium de haute resistivite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    gallium de haute resistivite. Nous montrons que ces oscillations sont associees a la progression lente d'un domaine de fort champ electrique a travers tout l'echantillon. L'etude experimentale des proprietes de ces instabilites nous a permis de differencier ce phenomene de l'effet Gunn, des effets acoustoelectriques et des effets de contacts. Nous proposons pour rendre compte de ce type d'instabilites un mecanisme de piegeage differentiel sur des impuretes repulsives, capable de depeupler la bande de conduction a champ electrique eleve et de donner naissance a un domaine de champ intense. Le developpement qualitatif de ce modele nous permet de rendre compte de toutes les proprietes des cristaux d'arseniure de gallium de haute resistivite soumis a un champ electrique eleve: augmentation de la constante de Hall, existence d'un seuil de tension pour ces oscillations, formation de domaines de champ intense, lenteur de la propagation de ces domaines, enfin possibilite de renverser le sens de la propagation du domaine sans detruire celui-ci. Le developpement quantitatif du modele permet de calculer les differentes grandeurs caracteristiques de ces instabilites. La comparaison avec l'experience montre une bonne concordance, les legeres divergences provenant surtout de la meconnaissance actuelle des proprietes de transport dans l'arseniure de gallium aux champs electriques eleves. A la lumiere de ce modele, il apparait que le phenomene d'instabilite etudie peut se produire pour une gamme etendue de concentrations en centres repulsifs, et pour toute une gamme de resistivites. Ceci explique qu'il apparaisse systematiquement dans l'arseniure de gallium de moyenne et haute resistivite. (auteurs)

  20. Niger Republic Mineral Planning : Part IV - first volume : Main mineral substances specific study and their geological context; Plan Mineral de la Republique du Niger : Tome IV - 1er volume : Etude specifique des principales substances minerals et leur contexte geologique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Franconi, Antoine; Joo' , Julien; Zibo, Idde

    1981-07-01

    This volume contains the detailed study of mineral substances industrially exploited to date : uranium, coal, non metallic building materials and public activities, and non conventionally exploited substances, that are : tin, columbite-tantalite, tungsten, gold, phosphates and evaporates. [French] Ce volume contient l'etude detaillee des substances minerals exploitees industriellement a ce jour : l'uranium, le charbon, les materiaux non metalliques de construction et de travaux publics et les substances exploitees artisanalement qui sont : l'etain, la Colombo-tantalite, le tungstene, l'or, les phosphates et les evaporates.

  1. The present state of research on the vitrification of concentrated solutions of fission products (1962); Etat des etudes sur la vitrification des solutions concentrees de produits de fission (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    The present report gives the actual point of studies on vitrification of concentrated solutions of fission products. An active cell, giving glasses in crucibles, permitted to study various glass compositions. The leaching rate from the glass raises 1 to 2 10{sup -7} g of glass/cm{sup 2}/day. Activity loss by volatility during vitrification remains weak and often below 0.1 per cent of total activity. Off gas cleaning is made easier by presence of filter which is compound of granules including iron oxide. After saturation the content of this filter can be melt. Moreover different processes are in experimentation for a more important production. Daily 72 liters of solution containing tracer activity are treated in a continuous calcination and vitrification plant. The loss in {sup 106}Ru is still important and a modification of installation has been necessary. A pot vitrification plant is in study. In order to reduce cost of processing the possibility to pour glass after melting is actuality in study. A production set of very active glass is also in project. (authors) [French] Le present rapport fait le point des etudes menees sur la vitrification des solutions concentrees de produits de fission. Une installation active, produisant des verres en creusets, a permis d'etudier plusieurs compositions de verres. Le taux de perte d'activite par lixiviation a l'eau atteint 1 a 2 10{sup -7} gramme de verre/cm{sup 2}/jour. Les pertes d'activite par volatilite au cours de la cuisson restent faibles et souvent inferieures a 0,1 pour cent de l'activite totale. L'epuration des gaz de cuisson est facilitee par la presence d'un filtre a granules riches en oxyde de fer, dont le contenu peut etre fondu apres saturation. Differentes techniques sont, en outre, en experimentation pour une production plus importante: Une installation de calcination et vitrification continue traite 72 litres par jour de solution contenant une activite traceur. La perte en Ru{sup 106} est encore importante

  2. Studies of iron carbon alloys; Contribution a l'etude des alliages dilues de carbone dans le fer {alpha}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Anagnostopoulos, T [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1971-07-01

    Precipitation of carbon in {alpha} iron during a thermal treatment was followed using the magnetic after effect. A study was made of the influence of different parameters such as quenching speed, annealing rate, carbon concentration with or without impurity, irradiation effects. A transient sur-saturation occurs during dissolution of carbon in iron at 500 C. (author) [French] La precipitation du carbone dans le fer au cours d'un traitement thermique a ete suivie au moyen du trainage magnetique. L'etude de differents parametres tels que: vitesse de trempe, mode de recuit, concentration en carbone, presence d'impuretes, effet d'une irradiation, ont ete menes a bien. Un phenomene de sursaturation transitoire au cours de la remise en solution a 500 C a ete mis en evidence. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nguyen, L.V.

    2010-11-25

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

  4. Securite fonciere et gestion de la fertilite des sols: etudes de cas au Ghana et au Benin.

    NARCIS (Netherlands)

    Saidou, A.; Adjei-Nsiah, S.; Kossou, D.; Sakyi-Dawson, O.; Kuyper, T.W.

    2007-01-01

    Dans le cadre d¿un programme interuniversitaire de recherche, Convergence des Sciences (CoS), une étude a été conduite sur les stratégies de gestion de la fertilité du sol dans les régions centrales du Ghana (Wenchi) et du Bénin (Savè) où des pratiques variables de gestion de la fertilité du sol

  5. A contribution to the study of radioactive waste dilution in the Rhone involving tests with a rhodamine B tracer; Contribution a l'etude de la dilution des effluents radioactifs dans le Rhone par le rejet experimental de rhodamine B

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rodier, J.; Marichal, M. [Commissariat a l' energie atomique et aux energies alternatives - CEA, Centre de production de plutonium de Marcoule, Service de protection contre les radiations (France)

    1961-07-01

    The process whereby waste from the Marcoule plant mixes with the water in the Rhone was followed in tests with rhodamine as a chemical tracer. Satisfactory dispersion was noted less than 4 km downstream from the waste discharge duct outlet, and the degree of homogeneity was considered to be satisfactory at the bridge of Roquemaure, und perfect at Avignon. This investigation not only revealed a complete absence of any preferential flow paths containing high radioactive waste concentrations, but it also enabled the most representative points to be selected at which to take Rhone water samples during future radioactive waste discharges. Reprint of a paper published in 'La Houille Blanche' N. 5 - Aug 196, p. 636-641 [French] L'emploi de la rhodamine comme traceur chimique a permis de suivre l'evolution du melange des effluents du Centre de Marcoule aux eaux du Rhone. La dispersion est deja satisfaisante a moins de 4 km en aval de la conduite des rejets, et l'homogeneite peut etre consideree comme atteinte au pont de Roquemaure et parfaite a Avignon. Cette etude a montre que les veines preferentielles ou se concentrait l'ecoulement des effluents radioactifs n'existent pas. Elle a permis de preciser en outre les emplacements les plus representatifs des points d'echantillonnage des eaux du Rhone au cours des rejets. Reproduction d'un article publie dans 'La houille blanche' N. 5 - Aug 196, p. 636-641.

  6. Experimental contribution to the study of gas bearings; Contribution experimentale a l'etude des paliers a gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gobert, G

    1962-07-01

    Developments for gas-lubricated bearings are discussed. The study of how the fluid film behaves compared to what one can expect is discussed. Various devices are described which have allowed us to go up to peripheral velocity greater than 400 m/s, leading to rotational speed of several thousand revolutions per second. This is obtained by using an automatic setting for the distance between fixed and rotating walls. (author) [French] Le present travail debute par un apercu de l'etat actuel des connaissances sur le processus de la lubrification, notamment sur les paliers a lubrification par gaz. Apres une analyse effectuee au moyen des recentes theories de R. Comolet sur le film fluide entre disques paralleles, nous decrivons des machines dont les charges axiales et radiales specialement etudiees ont permis, au moyen d'un reglage automatique des jeux entre parois fixes et parois tournantes, d'atteindre des vitesses peripheriques superieures a 400 m/s correspondant a des vitesses de plusieurs milliers de tours par seconde. (auteur)

  7. Experimental contribution to the study of gas bearings; Contribution experimentale a l'etude des paliers a gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gobert, G

    1962-07-01

    Developments for gas-lubricated bearings are discussed. The study of how the fluid film behaves compared to what one can expect is discussed. Various devices are described which have allowed us to go up to peripheral velocity greater than 400 m/s, leading to rotational speed of several thousand revolutions per second. This is obtained by using an automatic setting for the distance between fixed and rotating walls. (author) [French] Le present travail debute par un apercu de l'etat actuel des connaissances sur le processus de la lubrification, notamment sur les paliers a lubrification par gaz. Apres une analyse effectuee au moyen des recentes theories de R. Comolet sur le film fluide entre disques paralleles, nous decrivons des machines dont les charges axiales et radiales specialement etudiees ont permis, au moyen d'un reglage automatique des jeux entre parois fixes et parois tournantes, d'atteindre des vitesses peripheriques superieures a 400 m/s correspondant a des vitesses de plusieurs milliers de tours par seconde. (auteur)

  8. Contribution to the study of thermal diffusivity of solids; Contribution a l'etude de la diffusivite thermique des solides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    Angstroem method has been reviewed for its application to measurements of thermal diffusivity and conductivity on short specimens. An apparatus and a technique have been developed for rapid and precise measurements of a large variety of materials, which might also contain heat sources. This technique allows measurements at both high and low temperatures. Stainless steel, nickel and uranium monocarbide specimens were tested and the results of the thermal diffusivity measurements between 50 deg. C and 700 deg. C are presented. (author) [French] L'application de la methode d'Angstroem pour la mesure de la diffusivite et de la conductivite thermique sur des echantillons courts est examinee. Un appareillage est decrit, qui permet non seulement des mesures sur une grande variete de materiaux, mais qui est aussi concu pour des mesures rapides, precises et ou des sources thermiques peuvent etre introduites au sein de l'echantillon. La methode s'adapte egalement aux mesures a basses et hautes temperatures. Des resultats de mesure sur un echantillon en acier inoxydable, en nickel et en carbure d'uranium pour des temperatures comprises entre 50 et 700 deg. C sont reportes. (auteur)

  9. Study of liquid hydrogen and liquid deuterium cold neutron sources; Etude de sources de neutrons froids a hydrogene et deuterium liquides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Harig, H D [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-12-01

    In view of the plant of the cold neutron source for a high flux reactor (maximal thermal flux of about 10{sup 15} n/cm{sup 2}s) an experimental study of several cold sources of liquid hydrogen and liquid deuterium has been made in a low power reactor (100 kW, about 10{sup 12} n/cm{sup 2}s). We have investigated: -cold neutron sources of liquid hydrogen shaped as annular layers of different thickness. Normal liquid hydrogen was used as well as hydrogen with a high para-percentage. -Cold neutron sources of liquid deuterium in cylinders of 18 and 38 cm diameter. In this case the sources could be placed into different positions to the reactor core within the heavy water reflector. This report gives a general description of the experimental device and deals more detailed with the design of the cryogenic systems. Then, the measured results are communicated, interpreted and finally compared with those of a theoretical study about the same cold moderators which have been the matter of the experimental investigation. (authors) [French] En vue de l'installation d'une source a neutrons froids dans un reacteur a haut flux (flux thermique maximal environ 10{sup 15} n/cm{sup 2}s), nous avons fait une etude neutronique experimentale de differentes sources froides a hydrogene et a deuterium liquides aupres d'un reacteur a faible puissance (100 kW environ 10{sup 12} n/cm{sup 2}s). Nous avons etudie: des couches annulaires de differentes epaisseurs d'hydrogene liquide normal et d'hydrogene a grand pourcentage para, des cellules cylindriques de 18 et 38 cm de diametre, remplies de deuterium liquide et placees a differentes positions dans le reflecteur D{sub 2}O. Ce travail traite l'implantation de l'installation cryogenique et donne une description generale de l'experience. L'interpretation des resultats fait etat entre autres d'une comparaison entre l'experience et une etude theorique portant sur les memes moderateurs. (auteurs)

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

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    Le Calve, Jacques

    1964-03-09

    {sub s}(BF{sub 3}) ou δ{sub d}(BF{sub 3}). Quant aux vibrations ν(CSC) symetrique ou antisymetrique, elles sont tres peu deplacees lorsqu'on passe d'un sulfure libre au complexe et il n'y a pas lieu d'envisager un couplage avec les vibrations du groupement sBF{sub 3}. Les modifications du spectre des composes R{sub 2} OBF{sub 3} en fonction des conditions physiques nous ont suggere l'hypothese d'un renforcement de la liaison de coordination a l'etat liquide et solide. Les actions intermoleculaires dues a la forte polarite des complexes favoriseraient le transfert electronique de l'atome donneur a l'atome accepteur. Nous avons abouti a des conclusions analogues en comparant les spectres des composes d'addition R{sub 2}SBF{sub 3} en solution dans les sulfures correspondants et a l'etat liquide pur. L'etude des spectres dans la region de 3000 cm{sup -1} nous a permis de mettre en evidence une forte diminution d'intensite et une augmentation de frequence des bandes de valence ν(CH) des ethers ou des sulfures par formation de complexe. Pour les ethers, les perturbations de frequence sont particulierement fortes et l'allure du massif de valence est considerablement modifiee. Selon divers auteurs, il y aurait dans les ethers-oxydes une interaction entre les doublets libres de l'oxygene et les vibrateurs CH en α; la disparition de cette interaction, quand l'un des doublets est engage dans une liaison de coordination, pourrait expliquer nos resultats. Les perturbations plus fortes a l'etat liquide qu'a l'etat gazeux confirment en outre que le transfert electronique de l'oxygene vers le bore augmente sous l'influence des forces intermoleculaires. Enfin, nous avons propose une attribution des bandes de valence ν(CH) des complexes (CH{sub 3}){sub 2}OBF{sub 3}, (C{sub 2}H{sub 5}){sub 2}OBF{sub 3}, et (CH{sub 3}){sub 2}SBF{sub 3}. Les quatre vibrations de balancement des groupements methyle du compose (CH{sub 3}){sub 2}SBF{sub 3} se traduisent dans le spectre infrarouge, en

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    {beta} {yields} {alpha} transformation at 333 deg. K of a bulk U alloy containing 1000 ppm chromium. (author) [French] La methode utilisee permet d'obtenir d'une maniere plus rapide et plus statistique que par difraction de rayons X des informations sur la texture d'agregats polycristallins d'uranium-metal et sur les cours de l'evolution de leurs structures crystallines pendant leurs transformations allotropiques. Elle emploie un faisceau neutronique sortant du reacteur EL3 au CEN Saclay, monochromatise a {lambda} = 1,143 A {+-} 0,030 Angstrom; l'axe de ce faisceau rigoureusement collimate, est dirige perpendiculairement a l'axe de fibre de l'echantillon de forme cylindrique et de dimensions optimales. Les neutrons diffuses sont recus dans un compteur BF3 qui peut decrire un cercle centre sur l'echantillon (R = 1,30 m), dans un plan horizontal passant par l'axe du faisceau; de plus, le dispositif de fixation de l'echantillon permet la rotation de celui-ci autour de son axe longitudinal. Le spectre de reference des raies de diffraction neutronique de la phase {alpha} de l'uranium pur est ainsi obtenu a la temperature ordinaire, en utilisant un echantillon pour lequel il est certain qu'il n'existe aucune texture parasite ou residuaire. Il en est de meme pour la phase {beta} d'une solution solide metastable d'uranium contenant la concentration nominale d'impuretes metalliques telles que le Cr ou le Si. Ces deux spectres sont compares aux spectres theoriques ainsi qu'aux spectres de diffraction roentgenographiques. En choisissant ensuite convenablement un certain nombre de ces raies de diffraction, les evaluations d'orientations predominantes eventuelles peuvent etre suivies qualitativement et semi-quantitativement, en fonction des differents traitements mecaniques et/ou thermiques subis simultanement ou non par l'echantillon. De meme en enregistrant d'une maniere continue l'intensite d'une raie mixte judicieusement placee par rapport aux raies des spectres {alpha} et {beta

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  15. Autoradiography in Studying the Alteration of Rocks; L'Autoradiographie dans l'Etude de l'Alteration des Roches

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Leveque, P.; Vigneaux, M. [Institut de Geologie du Bassin d' Aquitaine, Faculte des Sciences de l' Universite de Bordeaux (France)

    1967-06-15

    The alteration of rocks intended for use as the foundations of large-scale civil-engineering projects, for building construction and for rock piling has been studied and numerous tests carried out; some of these tests have been standardized in varying degrees. The conventional method of autoradiography has been used to develop one of the processes for estimating alteration due, in particular, to thermal shocks. By using {sup 35}S and {sup 32}P, the authors were able to follow the progressive alteration of different rocks in the form of microfissurations. This process is considerably more accurate than that based solely on utilization of the characteristics of rocks in normal or polarized light. In addition, it permits absolute comparison of the initial microfissuration conditions of the sample and the microfissuration found after an increasing number of thermal shock cycles. The results of the process are given in the paper. (author) [French] L'alterabilite des roches destinees, soit a des fondations de grands travaux de genie civil, soit a la construction d'immeubles, soit enfin a l'etablissement d'enrochements, a fait l'objet de nombreux essais dont certains ont ete normalises, ou tout au moins ont subi un debut de normalisation. Un des procedes de determination du processus d'alteration du notamment aux chocs thermiques a ete mis au point a partir de la methode classique d'autoradiographie. L'utilisation de {sup 35}S et de {sup 32}P a permis de suivre la progression de l'alteration par microfissuration dans des roches diverses. Ce procede est notablement plus precis que celui qui est fonde sur la seule utilisation des caracteristiques des roches en lumiere naturelle ou polarisee. De plus, il permet la comparaison en valeur absolue de l'etat de microfissuration initial de l'echantillon avec la microfissuration obtenue apres un nombre croissant de cycles de chocs thermiques. Les resultats obtenus grace a ce procede sont donnes dans le memoire. (author)

  16. Theoretical and Experimental Methods in Hypersonic Flows (Les Methodes Theoriques et Experimentales pour l’Etude Des Ecoulements Hypersoniques)

    Science.gov (United States)

    1993-04-01

    vibrationicl (fans des tuNZ~rcs tesi pri~sentee. Pour les conditions g~n~iatr-iccs consid~r~es, 1 onisation I es tenoes tie flux die Moude parfait son...lenus figures possibles, deux initialisations du champ valcurs de Y/delta (Y ktant Is distance A Ia peau wont disponibles : et DELTA , I’kpaissenr de...maillage support on calcule Plus de details sont disponibles dans les les distances des nocuds A la peau tres references . prkciskment. Le code N.S

  17. Etude saisonnière de la contamination métallique des macroalgues de la lagune nord de Tunis

    OpenAIRE

    Chouba, L.; Ajjabi-Chebil, L.; Herry, S.

    2010-01-01

    Dans le but de démontrer la capacité de bioaccumulation métallique des macroalgues et sa variation temporelle, on s’est intéressé à la détermination de la gamme de concentrations en métaux traces (Plomb, Cadmium, Fer, Manganèse et Zinc) dans trois macroalgues vertes (Ulva rigida, Chaetomorpha linum, Caulerpa prolifera) au niveau de la lagune nord et du canal de navigation de Tunis sujettes à d’importants rejets anthropiques. Des collectes saisonnières ont été faites dans la lagune de Tunis du...

  18. Study of a photomultiplier for the measurement of low light flows by photon counting; Etude d'un photomultiplicateur en vue de la mesure des faibles flux lumineux par comptage de photons

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Haye, Kleber

    1964-03-20

    After a recall of the history of the discovery and use of the photoemission effect, a presentation of the main characteristics of photomultipliers, a discussion of performance and weaknesses of electron multiplier-based cells, this research thesis addresses the study of low light flows. The author tried to determine whether it was possible, at ambient temperature, to reduce the influence of the thermoelectric effect. In order to do so, he made a detailed study of the amplitude spectrum of pulses of photoelectric origin. In order to analyse the influence of temperature of photomultiplier characteristics, he studied, with respect to temperature, the variation of the counting rate corresponding to darkness, the variation of pulse amplitude spectrum, and relative variations of the quantum efficiency for various wavelengths. In parallel with the study by counting, a study has been performed by using the well known mean current measurement [French] Si l'on veut etudier de faibles flux lumineux, c'est surtout l'effet thermoelectronique qui limite a temperature ambiante le domaine possible des mesures. Les electrons qui arrivent en effet a quitter la photocathode ou les dynodes donnent naissance a des groupes supplementaires d'electrons venant s'ajouter a ceux causes par effet photoelectrique. En utilisant une methode de mesure par comptage des groupes d'electrons, nous nous sommes attaches a determiner s'il etait possible a temperature ordinaire de reduire 1'influence de l'effet thermoelectronique. Pour cela, nous avons fait une etude detaillee du spectre d'amplitude des impulsions d'origine photoelectrique. Toutefois, la solution la plus efficace pour combattre l'effet thermoelectronique etant le refroidissement, nous avons essaye d'analyser l'influence de la temperature sur les caracteristiques du photomultiplicateur. Nous avons ainsi etudie en fonction de la temperature la variation du taux de comptage correspondant a l'obscurite, la variation du spectre d

  19. Etude nutritive des plats alimentaires et des produits laitiers dans la région de l'extrème-nord Cameroun

    OpenAIRE

    Ponka, Roger

    2013-01-01

    Au cours de ce stage effectué du 06 Novembre 2012 au 01 février 2013, à l’’Unité Mixte de Recherche Science et Technologie du Lait et de l’oeuf de l’INRA Agrocampus-Ouest de Rennes (France), nous avons déterminé la composition nutritionnelle des plats alimentaires et des produits laitiers de la région de l’Extrême-Nord du Cameroun. Ainsi, les teneurs en protéines, lipides, minéraux, acides aminés, vitamines ont été déterminées par les méthodes de référence. La table de composition des aliment...

  20. Chromosomes and irradiation: in vitro study of the action of X-rays on human lymphocytes; Chromosomes et radiations: etude in vitro de l'action des rayons X sur les lymphocytes humains

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mouriquand, C; Patet, J; Gilly, C; Wolff, C

    1966-07-01

    Radioinduced chromosomal aberrations were studied in vitro on leukocytes of human peripheral blood after x irradiation at 25, 50, 100, 200, and 300 R. The numeric and structural anomalies were examined on 600 karyotypes. The relationship between these disorders and the dose delivered to the blood are discussed. An explanation on their mechanism of formation is tentatively given. (authors) [French] L'etude in vitro des anomalies chromosomiques radioinduites a ete pratiquee sur des leucocytes de sang peripherique preleve chez 4 sujets et irradie aux doses de 25, 50, 100, 200, 300 R. Les aberrations numeriques et structurales ont ete examinees sur 600 caryotypes. Les rapports entre ces anomalies et les doses appliquees sont etudies. Une hypothese sur leur mecanisme de formation est avancee. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  2. Contribution to the study of porous or very finely divided alumina; Contribution a l'etude des alumines poreuses ou tres finement divisees

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-12-15

    deficit en aluminium apres traitement a 700 deg C entrainant l'apparition des proprietes de semi-conducteur n puis p. Une alumine cristallisee delta sous forme do grains spheriques non poreux soumise a une compression de 1 a 5 t/cm{sup 2} presente egalement une non-stoechiometrie a deficit d'oxygene ou d'aluminium. Aucun de ces phenomenes n'a pu etre enregistre avec l'echantillon non soumis a la compression. L'influence favorable de l'oxygene dans le processus de recristallisation de l'alumine amorphe et dans la transformation delta-alpha de l'alumine cristallisee a ete mise en evidence, De plus, les contraintes developpees par compression de l'alumine delta permettent sa transformation en phase alpha dans l'air a une temperature inferieure a celle necessaire pour observer le meme phenomene dans l'alumine delta non comprimee. L'afumine amorphe subit un frittage intragranulaire des 500 deg C et un frittage intergranulaire a 1 000 deg C. Seul ce dernier s'observe pour l'alumine en grains spheriques. Pour cette derniere les contraintes developpees par la compression abaissent de 100 deg C le seuil de ce frittage par rapport a la temperature necessaire pour observer ce phenomene avec l'echantillon non comprime. Le taux de frittage d'un comprime d'alumine cristallisee depend, en plus, de la vitesse de la mise en temperature. L'ensemble de cette etude tend a montrer que des proprietes nouvelles, ou du moins inhabituelles de l'etat solide peuvent etre observees s'il est fait appel a des solides desorganises ou encore cristallises mais dotes d'une importante surface specifique et soumis a des contraintes. (auteur)

  3. Study of various decontamination processes for evaporation concentrates; Etude de differents traitements de decontamination sur des concentrats d'evaporation

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lefillatre, G; Cudel, Y; Rodi, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Chusclan (France). Centre de Production de Plutonium de Marcoule

    1968-07-01

    insolubiliser les radioelements contenus dans les concentrats avant leur enrobage eventuel par le bitume. Dans ce but, la fixation sur des produits mineraux, la precipitation sous forme de sels insolubles ou l'adsorption sur des coprecipites ont ete envisagees. Dans le cas de la fixation des radioelements par des produits mineraux d'origine naturelle ou synthetique a pouvoir absorbant eleve tels que: argiles, diatomees, silicates synthetiques et alumines, 48 produits ont ete experimentes. Leur efficacite selective vis-a-vis du {sup 137}Cs - {sup 90}Sr - {sup 106}Ru-Rh - {sup 144}Ce-Pr - {sup 95}Zr-Nb a ete determinee d'une part sur des concentrats acides, d'autre part sur des concentrate neutralises (precipitation des hydroxydes). Dans le cas de la fixation des radioelements a l'etat de sels insolubles ou de leur adsorption sur des coprecipites, le choix des traitements a porte sur les 2 radioelements les plus dangereux: {sup 137}Cs - {sup 90}Sr. Les traitements classiques ont ete experimentes. Pour le {sup 90}Sr: carbonate de calcium, oxalate de calcium, phosphate de calcium, phosphate de strontium, oxydes de manganese, sulfate de baryum. Pour le {sup 137}Cs: les ferrocyanures de nickel, de cuivre, de zinc, de cobalt, de manganese. La technique a consiste a effectuer les precipitations (hydroxydes, traitements specifiques du {sup 90}Sr et {sup 137}Cs) les unes a la suite des autres sans separer les precipites. (auteurs)

  4. Study of a case of essential hypoproteinaemia using the isotopes {sup 131}I and {sup 15}N; Etude a l'aide des isotopes {sup 131}I et {sup 15}N d'un cas d'hypoproteinemie essentielle

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dubert, A; Coursaget, J; Fallot, P; Royer, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Hopital des Enfants Malades, 75 - Paris (France)

    1959-07-01

    Hypoproteinaemia both human and experimental has been studied with the help of nuclear labelling. A comparative study has been made of the fate of serum proteins labelled by an endogenous path after administration of nitrogen-15 glycine and also of serum albumin labelled by exogenous path using iodine-131. We have determined the biological period of the serum albumin and serum globulins and also the magnitude of the vascular and extravascular pools of serum albumin. In this way it has been possible to measure the speed of replacement of plasma proteins. A presentation of results taken from both clinical observation and experiment leads to a discussion on the pathogenic mechanism of hypoproteinaemia. (author) [French] Les hypoproteinemies humaine et experimentale ont ete explorees a l'aide d'indicateurs nucleaires. Une etude comparative du devenir des proteines seriques marquees par voie endogene, apres administration de glycocolle-{sup 15}N et de l'albumine serique marquee par voie exogene a l'iode-131 a ete realisee. On a determine la periode biologique de la serumalbumine et des globulines seriques ainsi que la grandeur des 'pools' vasculaire et extravasculaire de la serumalbumine. Il a ete ainsi possible d'evaluer la vitesse de renouvellement des proteines plasmatiques. La confrontation des resultats tires de l'observation clinique et de l'experimentation conduit a une discussion sur le mecanisme pathogenique de l'hypoproteinemie. (auteur)

  5. Processing of data issued from {gamma} spectrometer. Application to the study of decay schemes; Traitement des informations issues d'un spectrometre {gamma}. Application a l'etude de schemas de desintegration

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    The main purpose of the following report is the study of a generation method of {gamma} spectra corresponding to any energy, from a library of some basic spectra. Then we point out how to establish the decay scheme of a radio-nuclide, in using an accurate analysis of full-energy peaks which appear in its complex spectrum, followed by a generation of plain spectra corresponding to the energies of the different transitions, and ending with a least-squares fitting procedure of the complex spectrum. The accuracy of the process is examined comparing the calculated spectra to the ones issued from two kinds of spectrometers (Na I(Tl) and Ge(Li)). The method is then applied to the study of {sup 134}Cs and {sup 95}Zr - {sup 95}Nb. (authors) [French] Le present rapport a pour principal objet l'etude d'une methode de generation de spectres {gamma} correspondant a n'importe quelle energie, a partir d'une bibliotheque de quelques spectres de reference. On montre ensuite comment on peut etablir le schema de desintegration d'un radionucleide, a l'aide d'une analyse precise des pics d'absorption totale apparaissant dans son spectre complexe, suivie d'une generation des spectres simples correspondant aux energies des diverses transitions, et en terminant par une decomposition du spectre complexe par la methode des moindres carres. On examine la validite du procede en comparant les spectres calcules a ceux obtenus avec deux types de detecteurs (scintillateurs et semi-conducteurs). On applique alors la methode a l'etude du {sup 134}Cs et du {sup 95}Zr - {sup 95}Nb. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-01-15

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

  7. The use of radioactive inserts in the study of metal deformation during tube-making processes; Emploi de fils metalliques radioactifs pour l'etude des deformations des metaux pendant la fabrication de tubes; Ispol'zovanie radioaktivnykh vtulok dlya izucheniya deformatsii metallov pri protsesse izgotovleniya trub; Empleo de insertos radiactivos en el estudio de la deformacion de los metales durante la fabricacion de tubos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Davison, W H.T. [Tube Investments Research Laboratories, Cambridge (United Kingdom)

    1962-01-15

    This paper reports on the use of radioactive inserts in studying the deformation of steel in hot rotary piercing for tube making. Iron or steel wires are activated in the pile, inserted in tubes drilled in iron or steel billets, which are then processed under normal production conditions. Careful monitoring shows that the radiation exposures and contamination of the plant are quite negligible. On cooling, the billets are scanned in the laboratory, using a collimated scintillationcounter mounted normal to the surface of the pierced billet, and isodose curves show the shape of the deformed insert normal to the tube surface. A similar scan of a section normal to the axis of the tube gives a second plot; from a combination of the two plots, a three-dimensional picture is obtained. Some results are quoted, but the main emphasis of the paper is on the experimental technique, which has quite general applicability to metal deformation studies. The insert must be located within a millimeter or thereabouts, for which a higher resolution is required than is normal in medical scanning techniques. The problems of achieving this are discussed in terms of {gamma}-energy, collimator design and energy discrimination. (author) [French] Le present memoire traite de l'emploi de fils metalliques radioactifs pour l'etude de la deformation de l'acier durant le forage rotatif a chaud en vue de la fabrication des tubes. Des fils de fer ou d'acier sont actives dans un reacteur et places dans des cavites tabulaires menagees a l'interieur de billettes de fer ou d'acier que l'on transforme ensuite dans les conditions de fabrication normales. Un controle radiologique minutieux montre que les dangers d'irradiation et de contamination dans l'usine sont pratiquement negligeables. Apres refroidissement, les billettes sont examinees en laboratoire au moyen d'un compteur a scintillations avec collimateur de faible ouverture, monte de facon que l'axe soit perpendiculaire a la surface de la billette

  8. MODULATION DE L’INSULINO-SECRETION PAR LES CYTOKINES CHEZ LE RAT DES SABLES ET LE RAT WISTAR: ETUDE INTERSPECIFIQUE

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    A HADDAR

    2001-12-01

    Dans cette étude, nous avons comparé l’activité insulinosécrétoire des îlots de Langerhans isolés du rat Wistar et du rat des sables, afin de déterminer les variation interspécifiques. Nos résultats préliminaires indiquent que l'effet le plus probant est observé en présence de l’IL-1b. En effet, cette cytokine stimule la sécrétion d’insuline de manière dose-dépendante également chez le rat des sables; toutefois, l'amplitude de la réponse est plus prononcée chez le rongeur désertique, avec une augmentation du taux de l’insuline libérée de l’ordre de 147%, en présence d’une concentration de 20 UI/ml de l’IL-1b, comparée à la sécrétion basale. Quant à l’IL-2, nous n’avons enregistré aucune modification dans l’activité insulinosécrétoire des 2 espèces.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  10. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1952-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  13. Experimental study of heat exchange coefficients, critical heat flux and charge losses, using water-steam mixtures in turbulent flow in a vertical tube; Etude experimentale des coefficients d'echanges thermiques, des flux de chaleur critiques et des pertes de charge avec des melanges eau-vapeur en ecoulement turbulent dans un tube vertical

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Perroud, P; De La Harpe, A; Rebiere, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1960-12-15

    Two stainless steel tubes were used (with diameters of 5 and 10 mm, lengths 400 and 600 mm respectively), heated electrically (50 Hz). The mixture flows from top to bottom. The work was carried out mainly on mixtures of high concentration (x > 0.1), at pressures between 50 and 60 kg/cm{sup 2}, flowing as a liquid film on the walls of the tube with droplets suspended in the central current of steam. By analysis of the heat transfer laws the exchange mechanisms were established, and the conditions under which the critical heat flux may be exceeded without danger of actual burnout were determined. In this way high output concentrations (x{sub s} > 0.9) may be obtained. An attempt has been made to find out to what extent existing correlation formulae can be used to account for the phenomena observed. It is shown that those dealing with exchange coefficients can only be applied in a first approximation in cases where exchange by convection is preponderant, and only below the critical flux. The formulae proposed by WAPD and CISE do not give a satisfactory estimation of the critical heat flux, and the essential reasons for this inadequacy are explained. Lastly, the Martinelli and Nelson method may be used to an approximation of 30 per cent for the calculation of charge losses. (author) [French] On a utilise deux tubes en acier inox (avec des diametres de 5 et 10 mm, et des longueurs respectives 400 et 600 mm) chauffes electriquement (50 Hz). Le melange s'ecoule de haut en bas. Les etudes ont porte plus specialement sur des melanges de titres eleves (x > 0,1) a des pressions comprises entre 60 et 90 kg/cm{sup 2} dont l'ecoulement se fait avec film liquide annulaire et gouttelettes en suspension dans le coeur de vapeur. Par l'analyse des lois de transfert de chaleur, on a precise les mecanismes d'echanges et l'on a d'autre part determine dans quelles conditions le flux de chaleur critique peut etre depasse sans danger de 'burnout' proprement dit. On peut ainsi obtenir des

  14. 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

  15. Uses of radioactive isotopes and radiation sources in biological studies in U. A. R; Utilisation des radioisotopes et des sources de rayonnement dans les etudes biologiques en RAU

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hashish, S. E. [Radiobiology Department, U. A. R. Atomic Energy Establishment, Cairo, United Arab Republic (Egypt)

    1970-01-15

    An attempt is made to give examples rather than a review of the uses of radioactive isotopes and radiation sources in biological studies in U.A.R. Studies along these lines started early in 1955 and are still progressing. The prospects of future developments and improvements are unlimited. The studies are classified according to the radio technique adopted. The techniques so far used in U.A.R. include all the techniques known elsewhere. Some detailed modifications and combinations of more than one technique have been successfully introduced. Both in basic and applied biological studies, one or more of the following techniques have been applied, namely tracer technique, isotopic dilution analysis, autoradiography, radiochromatography and electrophoresis, double or multi-bioassays, radioactivation analysis, neutron absorption analysis, and use of different radiation source for somatic and/or genetic effect studies. Mass spectrometry for stable isotopic studies in the field of biology has been recently used. Studies undertaken in the applied fields of biology e. g, in medicine (diagnosis and therapy) and agriculture (soil, plant and animal) have proved extremely valuable from the practical and developmental points of view. (author) [French] Le mémoire a pour objet d'illustrer plutôt que d'exposer systématiquement les utilisations des radioisotopes et des sources de rayonnement dans des études biologiques en République Arabe Unie. Ces études, entreprises au début de 1955, se poursuivent. Les possibilités de développement et de perfectionnement sont illimitées. Les études sont classées d'après la radiotechnique adoptée. Les techniques régulièrement utilisées jusqu' à présent en République Arabe Unie couvrent toute la gamme des techniques connues ailleurs. On a réussi à apporter des modifications de détail et à combiner plusieurs techniques. Dans les études de biologie tant fondamentale qu' appliquée, une ou plusieurs des techniques suivantes

  16. Structure of two-phase air-water flows. Study of average void fraction and flow patterns; Structure des ecoulements diphasiques eau-air. Etude de la fraction de vide moyenne et des configurations d'ecoulement

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    This report deals with experimental work on a two phase air-water mixture in vertical tubes of different diameters. The average void fraction was measured in a 2 metre long test section by means of quick-closing valves. Using resistive probes and photographic techniques, we have determined the flow patterns and developed diagrams to indicate the boundaries between the various patterns: independent bubbles, agglomerated bubbles, slugs, semi-annular, annular. In the case of bubble flow and slug flow, it is shown that the relationship between the average void fraction and the superficial velocities of the phases is given by: V{sub sg} = f(<{alpha}>) * g(V{sub sl}). The function g(V{sub sl}) for the case of independent bubbles has been found to be: g(V{sub sl}) = V{sub sl} + 20. For semi-annular and annular flow conditions; it appears that the average void fraction depends, to a first approximation only on the ratio V{sub sg}/V{sub sl}. (author) [French] Ce rapport est une etude experimentale d'un melange diphasique eau-air dans des tubes verticaux de differents diametres. Nous avons mesure la fraction de vide moyenne dans une portion de canal de longueur 2 m, au moyen d'un systeme de vannes a fermeture rapide et simultanee. Au moyen de sondes resistives et de photographies nous avons determine la configuration de l'ecoulement et trace des cartes donnant les frontieres entre les differentes configurations d'ecoulement: bulles independantes, bulles agglomerees, bouchons, semi-annulaire, annulaire. Nous montrons que pour les regimes a bulles et a bouchons, une equation de la forme V{sub sg} = f(<{alpha}>) * g(V{sub sl}) relie la fraction de vide moyenne aux vitesses superficielles de chacune des phases. Nous avons pu determiner la fonction g(V{sub sl}) dans le cas du regime a bulles independantes, et nous trouvons g(V{sub sl}) = V{sub sl} + 20. Pour les regimes semi-annulaire et annulaire, il semble qu'en premiere approximation, la fraction de vide moyenne ne depende que

  17. Etude du vieillissement des verres : corrélation entre émissivité apparente (IR) et transmittance (visible)

    OpenAIRE

    Guiheneuf , Vincent; Delaleux , Fabien; Riou , Olivier; Logerais , Pierre-Olivier; Durastanti , Jean-Félix

    2015-01-01

    International audience; Le verre joue un rôle majeur comme protection supérieure, substrat et piégeage de la lumière dans la plupart des systèmes PV. Cependant, des travaux ont montré qu'au cours de sa durée de vie, un panneau solaire photovoltaïque perd entre 10 et 15% de son rendement, essentiellement à cause de pertes optiques. Nous avons testé une méthode de contrôle non destructif et non intrusif permettant de diagnostiquer l'état de vieillissement du verre sodocalcique, à l'aide d'une c...

  18. Etude de l'ensemencement des vins par les bactéries de la fermentation malolactique

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Suzanne LAFON-LAFOURCADE

    1968-03-01

    Full Text Available L'aboutissement logique des études sur les bactéries de la fermentation malolactique est la maîtrise de cette transformation. On peut espérer la contrôler grâce à une bonne connaissance des exigences bactériennes, à la condition bien entendu que la microflore spontanée ait les qualités requises. Or cette microflore naturelle est variée et dispersée en de multiples espèces qui ne semblent pas uniformément répandues. Dans ces conditions, on peut craindre que certains vins conservent de l'acide malique par insuffisance quantitative ou qualitative de l'ensemencement naturel.

  19. Etude des melanges co-continus d'acide polylactique et d'amidon thermoplastique (PLA/TPS)

    Science.gov (United States)

    Chavez Garcia, Maria Graciela

    Les melanges co-continus sont des melanges polymeriques ou chaque composant se trouve dans une phase continue. Pour cette raison, les caracteristiques de chacun des composants se combinent et il en resulte un materiau avec une morphologie et des proprietes particulieres. L'acide polylactique (PLA) et l'amidon thermoplastique (TPS) sont des biopolymeres qui proviennent de ressources renouvelables et qui sont biodegradables. Dans ce projet, differents melanges de PLA et TPS a une haute concentration de TPS ont ete prepares dans une extrudeuse bi-vis afin de generer des structures co-continues. Grace a la technique de lixiviation selective, le TPS est enleve pour creer une structure poreuse de PLA qui a pu etre analysee au moyen de la microtomographie R-X et de la microscopie electronique a balayage MEB. L'analyse des images 2D et 3D confirme la presence de la structure co-continue dans les melanges dont la concentration en TPS. se situe entre 66% et 80%. L'effet de deux plastifiants, le glycerol seul et le melange de glycerol et de sorbitol, dans la formulation de TPS est etudie dans ce travail. De plus, nous avons evalue l'effet du PLA greffe a l'anhydride maleique (PLAg) en tant que compatibilisant. On a trouve que la phase de TPS obtenue avec le glycerol est plus grande. L'effet de recuit sur la taille de phases est aussi analyse. Grace aux memes techniques d'analyse, on a etudie l'effet du procede de moulage par injection sur la morphologie. On a constate que les pieces injectees presentent une microstructure heterogene et differente entre la surface et le centre de la piece. Pres de la surface, une peau plus riche en PLA est presente et les phases de TPS y sont allongees sous forme de lamelles. Plus au centre de la piece, une morphologie plus cellulaire est observee pour chaque phase continue. L'effet des formulations sur les proprietes mecaniques a aussi ete etudie. Les pieces injectees dont la concentration de TPS est plus grande presentent une moindre

  20. Etude des propriétés fluorescentes d'un naphtopyranone isolé de ...

    African Journals Online (AJOL)

    Mots clés : Naphtopyranone, Guiera senegalensis, analyse par fluorescence ... son intérêt en thérapeutique (Silva et al., 2003 ; Silva,. 2004; Silva et al., ... spectrofluorimétriques ... composé a été préparée dans l'eau et des ..... analysis of the fungicide carbendazim and its metabolite. 2- aminobenzimidazole in natural water.

  1. Contribution to the study of the Fokker-planck equation; Contribution a l'etude de l'equation de Fokker-planck

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

    In the first paragraphs of this report, the Fokker-Planck equation is presented using the presentation method due to S. Chandrasekhar. Certain conventional resolution methods are given, and then a consideration of the physical interpretation of its various terms leads to a new study method based on the use of Campbell's theorems. This gives a solution to the equation in an integral form. The integral kernel of the solution is a normal centred distribution. Finally, the use of the Laplace transformation leads to a simple determination of the parameters of this integral kernel and connects the present theory to the characteristic function method used in particular in the field of nuclear reactors. The method also makes it possible to calculate the moments of the different orders of the probability distribution without the necessity of solving the Fokker-Planck equation. (author) [French] Dans les premiers paragraphes de ce rapport, l'equation de FOKKER-PLANCK est introduite en utilisant le mode d'expose de S. CHANDRASEKHAR. Puis, apres avoir rappele certaines methodes classiques de resolution, l'interpretation physique de ses differents termes nous conduit a une nouvelle methode d'etude qui repose sur l'utilisation des theoremes de CAMPBELL. On est ainsi conduit a la solution de l'equation sous forme integrale. Le noyau integral de la solution est une distribution normale centree. Enfin l'emploi de la transformation de LAPLACE conduit a une determination simple des parametres de ce noyau integral, et relie la theorie actuelle a la methode de la fonction caracteristique associee, utilisee en particulier dans le domaine des reacteurs nucleaires. Finalement cette methode permet le calcul des moments des differents ordres de la distribution de probabilites, sans passer par la resolution souvent laborieuse de l'equation de FOKKER-PLANCK. (auteur)

  2. A study of the fixing of phosphoric ions by zirconium-montmorillonite; Etude de la fixation d'ions phosphoriques par la montmorillonite-zirconium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    In connection with the research carried out on the purification of nuclear reactor water, we have undertaken a study of the ion-exchange properties of acid montmorillonite. In a previous paper, we described the preparation of zirconium-montmorillonite small plate. The present article aims to study some of the properties of the clay obtained. We have observed that zirconium-montmorillonite fixes very strongly the phosphorus from solutions of phosphoric acid or of phosphates: on 1 g of clay it is possible to fix 1,2 milli-atoms-gram of zirconium and the zirconium montmorillonite itself fixes 2,1 milli-atoms-gram of phosphorus. An explanation of these experimental results, which is as much chemical as mineralogical, is the hypothesis that the fixing of phosphoric ions modifies the distribution of the ions between the platelets and precipitates a very slightly soluble product of the type diphospho-zirconic acid. (author) [French] En rapport avec des recherches sur I'epuration de l'eau des reacteurs nucleaires nous avons entrepris une etude sur les proprietes d'echangeur d'ions de la montmorillonite-acide. Dans une precedente publication, nous avons decrit la preparation des plaquettes de montmorillonite-zirconium. La presente communication a pour but d'etudier quelques proprietes de l'argile obtenue. Nous avons constate que la montmorilionite-zirconium fixe le phosphore de solutions d'acide phosphorique ou de phosphate avec une grande intensite: sur 1 g d'argile, on peut fixer 1,2 atomes-gramme de zirconium, et la montmorillonite-zirconium fixe a son tour 2,1 milli-atomesgramme de phosphore. Une explication des resultats experimentaux, tant d'ordre chimique que d'ordre mineralogique, consiste en l'hypothese suivant laquelle la fixation d'ions phosphoriques modifierait la repartition des ions entre les feuillets avec precipitation du compose tres peu soluble (type: acide diphosphozirconique). (auteur)

  3. CARACTERISATION DE RESEAUX DE POLYMERES RETICULES ACRYLIQUES ETUDE DE L’INFLUENCE DES PARAMETRES DE PH DES SOLVANTS ET DE TEMPERATURE

    OpenAIRE

    HAMRI, Salah

    2009-01-01

    La préparation des solutions de PH différents, ainsi que la synthèse des réseaux de poly(acrylate de nbutyle)( PABu) et de poly(acrylate de 2-éthylhexyl)(PEHA), par photo polymérisation, constitue la première étape de notre travail, Le comportement de gonflement de réseaux réticulés acryliques l’ABu et l’EHA a été étudié en fonction de trois paramètres : le PH du milieu, le taux de réticulation et la température, Suivant les courbes que nous ayons obtenues, l’influence du PH reste...

  4. Study of uranium-plutonium alloys containing from 0 to 20 peri cent of plutonium (1963); Etude des alliages uranium-plutonium aux concentrations comprises entre 0 et 20 pour cent de plutonium (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-05-15

    The work is carried out on U-Pu alloys in the region of the solid solution uranium alpha and in the two-phase region uranium alpha + the zeta phase. The results obtained concern mainly the influence of the addition of plutonium on the physical properties of the uranium (changes in the crystalline parameters, the density, the hardness) in the region of solid solution uranium alpha. In view of the discrepancies between various published results as far as the equilibrium diagram for the system U-Pu is concerned, an attempt was made to verify the extent of the different regions of the phase diagram, in particular the two phased-region. Examinations carried out on samples after various thermal treatments (in particular quenching from the epsilon phase and prolonged annealings, as well as a slow cooling from the epsilon phase) confirm the results obtained at Los Alamos and Harwell. (author) [French] L'etude porte sur des alliages U-Pu du domaine de la solution solide uranium alpha et du domaine biphase uranium + phase zeta. Les resultats obtenus concernent en premier lieu l'influence de l'addition de plutonium sur les proprietes physiques de l'uranium (changement des parametres cristallins, densite, durete) dans le domaine de la solution solide uranium alpha. Compte tenu des divergences entre les differents resultats publies en ce qui concerne le diagramme d'equilibre du systeme U-Pu, on a essaye ensuite de verifier l'etendue des differents domaines du diagramme des phases, en particulier du domaine biphase zeta + uranium alpha. Les examens par micrographie et par diffraction des rayons X des echantillons apres differents traitements thermiques (notamment trempe a partir de la phase epsilon et recuits prolonges, ainsi qu'un refroidissement lent etage a partir de la phase epsilon) confirment les resultats obtenus a Los Alamos et a Harwell. (auteur)

  5. 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)

  6. Study of the radiation around a high energy accelerator. Production and scattering of cascade neutrons; Etude du rayonnement autour d'un accelerateur de haute energie. Production et diffusion des neutrons de cascade

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-03-01

    The cascade induced in protective screens by a 3 GeV proton beam has been studied using activation detectors; the results have been compared with the cosmic neutron spectrum in the atmosphere. A study of the secondary neutron spectrum has made, it possible to obtain the distribution of the dose and to determine the maximum permissible fluxes expressed in terms of the energy, taking into account all the daughter products present. The dose calculated has been checked experimentally. The proportion of cascade neutrons has been studied using the idea of an imaginary source. The parameters which have to be introduced into the general equations to take into account scattering in the the air have been determined. (author) [French] La cascade induite dans les ecrans de protection par un faisceau de protons de 3 GeV a ete etudiee au moyen de detecteurs a activation et la comparaison a ete faite avec le spectre des neutrons cosmiques dans l'atmosphere. L'etude du spectre des neutrons secondaires a permis de preciser la distribution de la dose et de determiner les flux maximaux admissibles qui sont exprimes en fonction de l'energie, en tenant compte de l'ensemble des descendants presents. La dose calculee a ete verifiee experimentalement. La propagation des neutrons de cascade a ete etudiee en introduisant la notion de source fictive. Les parametres a introduire dans les equations generales pour rendre compte de la diffusion dans l'air ont ete determines. (auteur)

  7. Contribution to the study of the evaporation of aqueous uranyl nitrate solutions; Contribution a l'etude de l'evaporation des solutions aqueuses de nitrate d'uranyle

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-05-15

    This work was carried out with a view to define the conditions under which is affected the concentration of aqueous uranyl nitrate solutions one of the steps in uranium extraction metallurgy. The first port is devoted to the experimental determination of the physical characteristics of aqueous uranyl nitrate solutions, from dilute to concentrated solutions. Th